哈工大反应堆结构与材料-第四章_其他类型反应堆
（完整版）反应堆工整理讲解
（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
反应堆物理4-5章
第四章 反应性系数核反应堆在运行过程中，它的一些物理参数以及反应性都在不断地发生变化。
前面一章讨论了核反应堆在运行期间核燃料的燃耗和裂变产物的积累，及由其所引起的反应性变化。
另一方面，在运行过程中堆芯的温度也在不断变化，例如，压水堆由冷态到热态，堆芯温度要变化200～300开，当反应堆功率改变时，堆芯的温度也要发生变化。
由于堆芯温度及其分布的变化将导致有效增殖系数的变化，从而引起反应性的变化。
这种物理现象称为反应堆的“温度效应”。
其于上述原因，核反应堆在运行初期必需具有足够的剩余反应性。
反应堆启动后，必需随时克服由于温度效应、中毒和燃耗所引起的反应性变化；另一方面，为使反应堆启动、停闭、中毒和燃耗所引起的反应性变化；另一方面，为使反应堆启动、停闭、提升或降低功率，都必需采用外部控制的方法来控制反应性。
由于不同的物理过程所引起的反应性变化的大小和速率不同，所采用的反应性控制的方式和要求也就不同。
表6-1给出压水堆内几个主要过程引起的反应性变化值和所要求的反应性控制变化率。
反应堆系统存在着随堆芯其他某一特性的变化而自动变化的固有特性。
固有特性通常就是用反应性系数来描写的。
反应性系数定义为，反应堆的反应性随某给定参数的变化率。
对反应堆具有重要意义的一些反应性系数有，燃料温度(多普勒)系数、慢化剂温度系数、空泡系数及压力系数等。
但对反应堆安全运行具有实际意义的是反应性功率系数。
对此将逐一予以讨论。
表4-1 压水堆的反应性控制要求1)指反应堆从零功率运行温度)(1T 到满功率运行温度)(2T 之间所产生的反应性变化值。
2）指反应堆从零功率到满功率之间的反应性变化第一节 反应性温度系数堆芯内温度变化时，中子能谱、微观截面等都将相应地发生变化。
所以，与反应性有关的许多参数，如热中子利用系数、逃脱共振几率等，都是温度的函数。
因而，当反应堆中各种材料的温度发生变化时，会引起反应性的变化。
温度变化一度(开)时所引起的反应性变化称为反应性温度系数，或简称温度系数，以r a 表示。
复习
1.3、推导中子在无限介质内被吸收之前发生 n次散射的几率？
解：对于中子与核的单次碰撞，其发生散射 和吸收的概率分别为 s t 和a t 。 由于中子发生前后两次碰撞（前提是第一次没 有被吸收，对于我们考虑的问题满足这个条件，我 们考虑的都是前几次散射，最后一次吸收）时，各 自发生何种反应是相互独立的，从概率论的角度来 说就是独立事件，假设用P(n)来表示前面n次发生 散射，第n+1次发生吸收的概率，其中n的取值为0 到∞。根据概率论的观点，n+1个独立事件的概率 等于每个事件概率的乘积，因此有：
n
s a a (n 1) t n 1 t t
n
上面两个式子相减有：
s a s (1 ) E ( n) t n 1 t t
n
s a a E ( n) t n 1 t t
• 首先考虑σs＝0的情况。设第一代有n个中子，依 题意有np个中子在块内被吸收, 吸收后放出的第 二代中子数是npη个。临界条件是n=npη，即 ηp=1。 • 再考虑σs≠0的情况。仍然设第一代有n个中子，其 中其中np个在块内发生核反应：发生散射的中子 是npσs/σt个，这些散射中子的能量没有变化，可 以视为下一代中子；发生吸收反应的中子是 npσa/σt个，裸块吸收这些中子后，会放出 npσa/σtη个 下一代中子。临界条件是： 新一代中子数=老一代中子数, 即 n=npσ s/σ t+npσ a/σ tη , 亦即 σ t=pσ s+η pσ a, η pσ a/(σ t-pσ s)=1.
E1
E2/ α E E1
E2 E’ αE1
慢化到E2下的中子数：E2 E1dE '
哈工大反应堆结构与材料-核反应堆与核电厂基本原理
2020年3月20日10
核科学与技术学院
26
时43分
Harbin Engineering University
Very-High-Temperature Reactor (VHTR)
Characteristics Helium coolant 1000°C outlet temperature Water-cracking cycle Benefits Hydrogen production High degree of passive safety High thermal efficiency Process heat applications
核科学与技术学院
山东省示范工程
20
Harbin Engineering University
快堆核电站流程
2020年3月20日10
核科学与技术学院
21
时43分
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)
Characteristics Sodium coolant 550°C Outlet Temp 150 to 500 MWe Metal fuel with pyroprocessing, or MOX fuel with advanced aqueous processing
用He作为冷却剂，温度可提高到750～1200℃，发电效率提高，同时可 以为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源；
2020年3月20日10
核科学与技术学院
19
时43分
Harbin Engineering University
清华大学HTR-10
清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10)
核反应堆热工基础-第四章
ql rw Tg - Tw ln( ) 2K w rg
r T(r) Tg ln( ) w r g ln(1 ) rg
Tg Tw
rg r rg w
式中： Tw——包壳外表面温度，℃； Tg——包壳内壁温度，℃； rg——包壳内径，mm ； δw——包壳厚度，mm ； Kw——包壳的热导率， W ·m-1 ·℃-1
4. 总结
圆柱体燃料元件中心温度T0与包壳表明温度Tco之差为
式中： ql——线功率密度， W ·m-1 ； ku——燃料芯块平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Ru——燃料芯块半径， mm； hg——间隙的总传热系数， W ·m-2 ·℃-1 kc——包壳平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Rco ——包壳外半径，mm ； Rci ——包壳内半径，mm 。
2. 两相流的传热系数
（1）基本概念 • 多相流：多种物相在同一个系统内一 起流动。 多组分多相流 单组分多相流
• • 沸腾：液体受热超过其饱和温度时，在液体内部和 表面同时发生剧烈汽化的现象。 欠热沸腾（过冷沸腾）：流体处于未饱和状态即流 体温度低于饱和温度的沸腾现象。 饱和沸腾：若液体的主体温度达到或超过饱ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ温度， 气泡脱离壁面后会在液体中继续长大，直至冲出液 体表面，这样的沸腾称为饱和沸腾。
核反应堆热工基础
教师：刘晓辉
成都理工大学 核技术与自动化工程学院
第四章 反应堆堆芯的传热过程
堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产 生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、 元件壁面与冷却剂之间的对流放热和冷却剂将热量输 送到堆外的输热等三个过程。
第1节 燃料元件的径向 导热
燃料元件的径向导热 过程：燃料芯块内产生的 热传导至芯块表面→芯块 表面与包壳内壁间气体层 （间隙）导热→包壳壁中 的导热
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
反应堆本体结构
(f)压紧弹簧
➢ 限制燃料元件的运输和操作过程中，芯块的
轴向串动。
30
（2）核燃料组件的“骨架”结构
➢在一个燃料组件的全长上，有6-8个
弹性定位格架。组装时，由24根控 制棒导向管，1根测量仪表套管把弹 性定位格架与上、下管座连接成一 体构成燃料组件“骨架”， 以支撑 燃料元件棒并保持 燃料元件棒之间的 间距。使264根细长的燃料元件棒形成 一个整体，承受整个组件的重量和控 制棒下落时的冲击力，并保证 控制棒 运动的通畅。
露燃料管理。
内→外装料方式可以减少中子的径向泄露，增加堆芯的 反应性，提高燃料的卸料燃耗。但该装料方式会使堆芯功 率分布不平坦性增加，功率峰因子增大，因此，需采用 203Gd作可燃毒物来抑制功率峰。
15
对于18个月换料低泄露燃料管理策略，与常规的年换料方
式相比，能够： （1）降低压力容器中子注量率，有利于延长压力容器的寿
岭澳核电站则从第二循环开始进入混合堆芯阶段；从 第三循环开始富集度提高到3.7%。循环周期暂维持12 个月。
17
堆芯的反应性控制
1、控制棒调节：依靠棒束型控制棒组件的提升或插
入，来实现电厂启动、停闭、负荷改变等情况下比较 快速的反应性变化。（即调节快反应）
2、硼浓度调节：调整溶解于冷却剂中硼的浓度来补
堆芯的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压
力壳支持。堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和 燃料组件装载数而定。
10
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置共有
157个横截面呈正方形的无盒燃料组件。
53个插有控制棒组件
157个无盒燃料组件
核反应堆结构与材料材料1共33页文档
2020/4/14
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15
金属型燃料的性能对比表 Harbin Engineering University
2020/4/14
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16
陶瓷型燃料
陶瓷型核燃料优点UO Harbin Engineering University 2
陶瓷燃料是指铀、钚、 钍的氧化物、碳化物和 氮化物
无同素异形体，只有一 种结晶形态（面心立方 ），各向同性，燃耗深
常见的陶瓷燃料有UO2 ，PuO2，UC，UN
陶瓷型燃料主要用来解 决金属或合金型燃料工 作温度限制（相变及肿
9
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核燃料
二、核燃料
反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称
主要指U，Pu易裂变同位素
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量
2020/4/14
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10
核燃料的一般性要求
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良好的热物性，例如热导率高
抗辐照能力强，燃耗深
燃料的化学稳定性好，燃料与包壳、冷却剂的相 容性好
熔点高，且在低于熔点时不发生有害相变 机械性能好，易于加工
2020/4/14
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11
核燃料的存在形态 Harbin Engineering University
• 液态 • 固态
➢金属，陶瓷，弥散体型
2020/4/14
哈工程李伟反应堆课件chapter
BU 0
）
Wu
兆瓦·日/吨
MW d/t
有效满功率天（EFPD）
卸料燃耗深度 从堆芯中卸出的燃料所达到的燃耗深度
45000 MW d/t
核反应堆堆芯寿期
ex
(t )
k 无 (t) 1 k 无 (t)
设反应堆在 t 0 时启动，
当运行到 t t1 时，有 ex (t1) 0
4．3 燃耗
燃耗效应
反应堆运行后产生的另一个重要问题是 燃料的耗损——燃耗。燃料的耗损将引起 剩余反应性下降，这种效应称为反应性燃 耗效应。
核燃料中重同位素成分随时间的变化
dNA 产生率 ຫໍສະໝຸດ 消失率 dt N c r,c B N B N A a,A A N A
dN5 dt
(n, )
239
U
23min
239
Np
2.3d
239
Pu
232 Th (n, ) 233Th 233 Pa 233 U
22 min
27d
转换比
易裂变核生成率 CR 易裂变核消耗率
N5 a5
dN8 dt
N8 a8
dN9 dt
N8 8
N9 a9
dN0 dt
(N9 9
N0 a0 )
dN1 dt
(N0 0
N1 a1)
燃耗深度
燃耗深度是燃料贫化程度的一种度量，通常把单位质 量燃料所发出的能量称为燃耗深度
T
P(t)dt
此后即使把全部控制棒都从堆芯提出，
t 也不可能使反应堆达到临界，于是就需重新换料。我们称 1
哈工大反应堆结构与材料-核反应堆结构-4
➢ 具体结构：在格架栅元中，包括有弹簧、刚性凸起 来定位，两者共同作用使棒保持中心位置．
❖ 燃料元件棒
典型结构：它是由燃料 芯块、燃料包壳管、压 紧弹簧、上端塞、下端 塞等几部分组成。二氧 化铀芯块叠置在锆-4合 金包壳管中，装上端塞， 把芯块燃料封焊在里面， 从而构成燃料棒。包壳 既保证了燃料棒的机械 强度，又将核燃料及其 裂变产物包容住，构成 了强放射性的裂变产物 与外界环境之间的第一 道屏障。
集气空腔和充填气体
➢ 芯块和包壳间留有轴向空腔和径向间隙，它们的作用是： 第一，补偿芯块轴向的热膨胀和肿胀；第二，容纳从芯 块中放出的裂变气体，把由于裂变气体造成的内压上升 限制在适当的值，以避免包壳或密封焊接处应力过大， 同时，为了限制芯块在燃料元件的运输和吊装过程中的 轴向撞动，在轴向空腔处装入压紧弹簧，弹簧一般是用 不锈钢制造的。
测量导管位于组件中央位置，如果燃料组件处于堆 芯需要测量中子通量的位置，测量导管就为插入堆 芯内测量中子通量的探测器导向并提供了一个通道。 根据燃料组件在堆内所处的具体位置，控制棒导向 管为插入控制棒组件或中子源组件或可燃毒物组件 或阻塞组件提供了通道。
燃料棒在组件中，其两端分别与上管座、下管座之 间留有间隙，允许燃料棒膨胀，而不会引起棒弯曲。 燃料棒在组件中无结构上的功能，全部结构强度都 由定位格架，上管座、下管座和控制棒导向管提供， 也就是说，从结构上看，核燃料组件是由燃料元件 棒和组的“骨架”结构两个部件所组成。
❖ 燃料棒内有足够的预留空间和间隙，可以容纳燃料 释放出的裂变气体，允许包壳及燃料的不同热膨胀 和燃料肿胀，使包壳和端塞焊缝都没有超应力的风 险。间隙内充填一定压力的氦气，以改善间隙内的 热传导性能。
反应堆结构设计
组件结构设计： 国外压水堆高性能燃料组件的开发按17×17-25
型排列主要有三种结构型式：法国的AFA－3G,西屋 Performavce+和西门子动力公司的HTP。
图4.6.2，4.6.3，4.6.4。 结构材料： （1）活性段结构材料
包括燃料棒包壳、导向管、通量管和定位格架。 采用吸收中子少，耐腐蚀，低辐照生长和低蠕变的新 型锆合金：ZiRLo，M5,ELS-DUPLex锆合金。
几十个可燃毒物和阻力塞组件及4个中子源组件，构 成等效直径为3.04m，活性区高度为4.267m的核裂 变反应区。
图4.1.1 堆芯布置 功能：
实现核燃料裂变并将核能转化为热能，既是释放 能量，又是强放射性源。
燃料棒包壳是放射性裂变产物的首道屏障。 燃料组件栅格排列保持核设计中堆芯水铀体积比。
.
4.1.1
图
堆 芯 布 置
.
组件结构可为控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞 和中子探测提供导向，插入和冷却条件。
组件结构为冷却剂流动和带出热量分布均匀。 燃料组件为安全三级，抗震类别为SSE，质量等级 为QA1级。 设计准则： 在冷却剂压力，温度下燃料棒包壳必须自立 设计寿期内，燃料棒不应发生蠕变坍塌 设计寿期内棒内部气体压力低于冷却剂工作压力 最热燃料芯块中心温度低于二氧化铀燃耗相应熔点 包壳有效应力不超过材料辐照后屈服强度
.
图4.1.4 AP1000燃料组件
.
表4.3 未辐照过的AP1000燃料组件结构参数
总高（不包括顶部弹簧） 组件横截面长/宽 燃料长度 燃料棒长度 燃料棒内上空腔长度 燃料棒内下空腔长度 包壳材料 中间格架和搅混格架材料 底部和顶部格架材料 燃料芯块 下管座 材料 上管座
.
核反应堆结构与材料材料
核科学与技术学院
13
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金属型燃料（1）
① 金属型燃料的类型
主要包括金属铀及铀合金
② 金属铀的物理化学性质
银灰色金属，密度高(>18.6),热导率高,工 艺性能好,熔点1133 ℃,沸点3600 ℃（优 点）
陶瓷型燃料主要用来解 决金属或合金型燃料工 作温度限制（相变及肿
具有与高温水、钠等的 良好相容性，耐腐蚀能 力好
胀效应）
与包壳相容性良好
2021/5/28
核科学与技术学院
18
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陶瓷型核燃料缺点UO2
• 二氧化铀的导热性能较差，热导率低 • 传热负荷一定时，燃料径向温度梯度大 • 在热梯度或热震作用下可能导致脆化
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核反应堆结构与材料材料
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➢热导率计算
K95 446 0 t 4.14.2 11 4 0 6 exp(607
K 95 0.019 .2 1 11 4 06 exp(607.0 t
Kp 11βε εK100
2021/5/28
核科学与技术学院
21
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二氧化铀的典型物性（2）
2021/5/28
核科学与技术学院
26
Harbin Engineering University
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2020/3/20
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2
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沸水反应堆
• 沸水堆是轻水堆的一种 • 能不能允许水在反应堆沸腾？（汽泡不规则形成
和移动会不会产生危险的不稳定性） • 在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的
BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情况 ，但当压力升高到大约压水堆的一半左右(7MPa) 时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的
2020/3/20
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不停堆装卸燃料
2020/3/20
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重水堆的优缺点
优点
• 重水吸收中子少，可以使用 天然铀
• 燃料循环简化 • 可以用于生产钚及氚
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，
采用He作为冷却剂，温度可提高到750～1200℃，发电效率提高， 同时可以为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源
2020/3/20
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高温气冷堆—特点
• 高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热 效率高达40％，可与新型火电站相媲美。
2020/3/20
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3
沸水堆结构
干燥器 汽水分离器
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堆芯
控制棒
2020/3/20
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堆芯结构
• 组成部分：核燃料组件， 控制棒，中子通量测量探 头；
• 核燃料组件： ➢与压水堆组件异同 ➢分区换料；
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• 燃料富集度低，严重事故的 后果相对较轻
缺点
• 同功率重水堆比压水堆堆芯 大，压力容器制造困难
• 设备比较复杂
• 重水装载量大，价格昂贵， 投资增大，发电成本高
• 基建和运行维护费用较高 • 氘（+n）→氚，放射性强
• 结构材料消耗大，后处理成 倍增加
2020/3/20
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31
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2020/3/20
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10
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喷射泵循环系统示意图
2020/3/20
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11
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沸水堆安全壳
• 为容纳一回路系统破 裂时所释放出来的全 部物质，设置了安全 壳，沸水堆一般采用 带有蒸汽降压措施的 安全壳。抑压水池的 热容量很大，事故时 能冷凝反应堆所释放 出来的蒸汽，又能滞 留放射性裂变产物。
• 改进型气冷堆：包壳材料改为不锈钢，采用2％浓缩铀，1963年
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低 的限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争
2020/3/20
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20
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• 重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压力 容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂只限 于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以是重水 ，轻水或有机化台物。
• 按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式重 水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水冷却 重水堆三种。
2020/3/20
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15
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2020/3/20
核科学与技术学院
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重水反应堆(HWR)
目前国际上已投入运行的重水堆核电站共30余座，总电 功率为2335.4万千瓦，约占全世界核电厂总功率的6.5% .
• 堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，卸料 比燃耗达1000MWd／t，每年所需补充的核燃料 少；
• 如果能把出口温度提高到1000℃以上，则还有可 能把反应堆产生的热量直接用于炼钢、化工及煤 的气化等工业，达到综合利用的目的。所以这种 堆是很有发展前途的先进转换堆型。
• 高温气冷堆的技术比较复杂，目前尚处于试验研 究阶段。
2020/3/20
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以上三座实验堆的成功运行： 证明了高温气冷堆在技术上是可行的； 证明了全陶瓷性元件堆芯的现实性和可靠性； （ >1000度时堆芯仍能安全可靠的运行） 证明了氦气技术的现实性； 证明了堆芯结构的可靠性。
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控制棒结构
• 十字形 • 碳化硼吸收体
• 控制棒从底部插入堆 芯；
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汽水分离器和干燥器
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喷射泵
再循环流程 功率调节
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高温气冷堆－实验堆
• 英国1960年建造20MWth试验堆“龙堆”（Dragon） ；
• 美国1967年建成40MWe桃花谷（Peach Bottom）实 验堆；
• 德国1967年建成15MWe的球床高温气冷堆（AVR）， 并发展了具有自己特色的球形燃料元件和球床高温 堆。
• 设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及换 料维修。
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重水堆核电站流程原理示意图
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燃料组件结构
• 7×7或8×8正方形 栅格；
• 燃料棒 • 水棒 • 定位棒
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燃料组件结构
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高温气冷堆－模块式
客观要求
• 美国三里岛事故发生后，人们设法实现核反应堆 的“绝对安全”。
• 希望在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏， 不会危及公众与周围环境的安全，也就是人们常 说的实现反应堆的固有安全性。
气冷堆（HTGR、THTR、HTR）
气冷堆电站流程
清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10)
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气冷堆发展史
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• 早期的气冷堆：石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀
为燃料，镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料，1956年英国建成 50MWe气冷堆电站并商用化，70年代初期，在英、法、意、日和西 班牙等国建造36座，总装机容量达到8.2 GW（电）
• 重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投资 较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了减少 重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密封 要求高，制造复杂化。
• 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功 率压水堆的3倍。
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沸水反应堆特点
• 1、压力低（约为压水堆一半），压力容器厚度可以 减薄，但堆内设备多，压力壳尺寸较大；
• 2、其电站系统简单，回路少，紧凑，省去了SG，事 故减少，核电站使用效率提高；
• 3、堆内再循环系统，降低了失水事故的可能性及严 重性；
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高温气冷堆－原型堆
• 美国1968年建造330MWe圣•符伦堡（Fort Stvrain） 电站，1976年并网。
• 德国1971年 建造300MWe 钍高温球床堆THTR-300， 1985年并网运行。
• 高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运 行方面都积累了成功的经验，开始进入发电和工业 应用的商用化阶段。
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第四章 其他核动力反应堆
王建军 wang-jianjun@
电话：82569655
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其他核动力反应堆类型