核反应堆热工基础-第一章

第3节 压水堆
（Pressurized Water Reactor）
系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃
冷却剂流量：62000 t/h
燃料装量：90 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：1780 ℃
UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5
ACR-1000
第6节 石墨气冷堆
（Graphite Gas-cooled Reactor）
系统压力：4～5 Mpa 冷却剂入口温度：330℃，出口温度：750℃
冷却剂流量：5000 t/h
燃料装量：39 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：1400 ℃
UO2燃料富集度：10～90% 转化比：0.7～0.8
UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5
沸水堆核电站工作原理图
沸水堆核电站
沸水堆燃料组件
控制棒
喷射泵循环系统
沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于 加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容 器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性； 放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发 电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修 不便。
本章结束
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
欧洲某核电厂
日本某核电厂
秦山核电站
第一章 核能发电原理及反应堆概述
第1节 核电厂工作基本原理
火电厂
火电厂
火力发电厂工作原理
核电厂
核电厂来自百度文库作原理
核电厂结构
核电厂布置
核电厂照片
1. 核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器
浙江三门 山东海阳
法国阿海珐核能集团 (Areva)
EPR
广东台山
第4节 沸水堆
（Boiling Water Reactor）
系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃
冷却剂流量：47000 t/h
燃料装量：140 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：1830 ℃
反应堆厂房
建设中的反应堆厂房
第 2节
反应堆的分类
（1）按用途分 实验堆：用于实验研究 生产堆：专门用来生产易裂变物质或 聚变物质 动力堆：用作动力源 ？嬗变堆：利用中子核反应处理高放废物
（2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分 热中子堆：En< 1eV 中能中子堆：1eV <En< 1keV 快中子堆： En> 1keV
（4）屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保 护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为 动力。 如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统 的正常运行。 包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、 放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷 却、密闭放射性物质，避免环境污染。 如安全壳。
通用电气-日立公司 (GE-Hitachi ) ESBWR （经济简化沸水堆 ）
第5节 重水堆
（ Heavy Water Reactor）
系统压力：10 Mpa 冷却剂入口温度：260℃，出口温度：300℃
冷却剂流量：24000 t/h
燃料装量：80 t（电功率500MWe）
最大燃料温度：1500 ℃
压力容器
压力容器
堆内构件
压紧部件
燃料组件
燃料元件（燃料棒）
二氧化铀燃料芯块
定位格架
控制棒组件
可燃毒物组件
阻力塞组件
控制棒驱动机构
控制棒组件
可燃毒物组件
阻力塞组件
蒸汽发生器 结构图
稳压器结构图
主冷却剂泵
结构图
汽轮机
发电机
西屋电气公司 （Westinghouse Electric Corporation） AP1000
UO2燃料富集度：0.7%（天然铀） 转化比：0.8
重水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀 同位素分离工厂； 燃料经济性好，转换比较高，可充分利用天然铀； 堆体积大，且需要大量重水，投资较高，发电成本 比轻水堆电站高； 为减少重水泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密 封要求高，制造较复杂； 卸料燃耗较浅，卸料量是同功率压水堆的3倍，结构 材料消耗量和后处理工作量大； 可实现不停堆换料，容量因子较高； 由于燃料富集度低，出现严重事故的后果比其它堆 型轻。
（3）按核燃料状态分 固体燃料堆 液体燃料堆
（4）按慢化剂和冷却剂种类分 压水堆 轻水堆（H2O） 沸水堆 重水堆（ D2O ） 石墨气冷堆 钠冷快中子堆 .......
动力核反应堆组成及功能 （1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。 包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、 控制元件、中子源等。 （2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全 地实现启动、停堆、功率调节。 包括：控制棒及其驱动系统等 （3）一回路冷却系统——提供足够的冷却剂 流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动 力产生系统。 包括压力容器、主泵等。
高温气冷堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
石墨既作慢化剂，又作燃料元件的结构材料，堆芯 金属结构材料少，中子俘获少，转换比较高； 使用氦气作冷却剂，不会产生次生辐射； 冷却剂出口温度高，电站热效率高； 使用球形燃料，可实现不停堆换料，容量因子较高； 对一回路材料耐热性要求高，技术比较复杂。
第7节 快中子增殖堆
（Fast Breeder Reactor）
系统压力：1.4 Mpa 冷却剂入口温度：380℃，出口温度：550℃
冷却剂流量：50000 t/h
燃料装量：19 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：2000 ℃
UO2燃料富集度：10～15% 转化比：1.3
限制快中子堆发展的问题：
核燃料必须有较高的富集度（当量富集度达15％～ 35％），而且初装量也很大。在快中子反应堆大规 模商业推广前，必须建造一定数量的先进转换堆或 热中子堆以便为快堆积累工业钚。 堆芯内没有慢化剂，体积小，功率密度高。因此要 求采用传热性能好而慢化性能差的冷却剂，气冷却 在技术上较复杂，还需进行大量研究试验。 燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。由于快中子 辐照注量率也比热中子堆大几十倍，因此对材料的 要求也较苛刻。 快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，所以 快中子堆的控制比较困难。