核电站原理 第3章 反应堆 压力容器

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核电站压力容器概述.

核电站压力容器概述.
混合物 粉末烧 结成的 二氧化 铀陶瓷 芯块。
控制棒
核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强 烈吸收中子,可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
控制棒按功能分三种, 功率棒,温度棒,安全 停堆棒
控制棒按组成分两种,黑棒 和灰棒。黑棒具有较强的中 子吸收能力。灰棒主要是不 锈钢,其中子吸收能力较弱
反 应 堆 冷 却 剂 系 统 图
谢谢
安全棒可抑制反 应性的增加,因 为它具有很强的 吸收中子的本领。 平时安全棒被置 于堆芯之外,发 生事故时靠重力 或其他外力,在 0.1~l秒的时间 内自动插入堆芯, 将链式反应熄灭, 以免造成损坏或 危险
压力容器
压力容器是核电站第二道屏障
什么是压力容器?
为了与一般容器(常压容器)相区别,只有同时满足下列三 个条件的容器,才称之为压力容器: 1:工作压力大于或者等于0.1Mpa(不含液体静压力) 2:内直径大于等于0.15m。且容积(V)大于等于0.025立 方米,工作压力与容积的乘积大于或者等于2.5MPa-L
核电一回路 压力容器
燃料棒
铀矿石经过开采、初加工、铀转化,进而 加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是铀-235富集度为3%左 右的核燃料。
以百万千瓦 级压水堆核 电站为例, 通常核反应 堆内有157 个核燃料组 件,每个组 件由17×17 根燃料棒组 成。
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瓷芯块为直径1厘米,高度1厘米 的圆柱体。几百个芯块叠在一起 装入直径1厘米,长度约4米,厚 度为1毫米左右的细长锆合金材料 套管内,因为核裂变反应就像是 在燃烧原子
反应堆冷却系统
反应堆冷却剂系统
系统的功能
1.是核电厂正常功率运行将堆内产生的热量载出,并通过蒸汽发 生器传给二回路工质,产生蒸汽,推动汽轮机机组发电。 2.在停堆后的第一阶段。经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体,并起慢化剂和反射 层作用。 5.系统的稳压器用来控制一回路的压力,防止堆内发生偏离泡核 沸腾,同时对一回路 系统实行超压保护。

(完整版)第三章压水堆核电站

(完整版)第三章压水堆核电站

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一、厂址选择
(3)水源和水文条件:一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛:通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛:二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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(1)一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量,需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2.厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50% 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后,每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室,每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠, 每条排水渠有一个独立的虹吸井、,循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1.核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大,电厂就不宜建在城镇居 民中心附近;如果废水放射性排故量很大,电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。

核反应堆原理

核反应堆原理

核反应堆原理核反应堆原理核反应堆是核电站的心脏,它的工作原理是这样的:原子由原子核与核外电子组成。

原子核由质子与中子组成。

当铀235的原子核受到外来中子轰击时,一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出2—3个中子。

这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核,引起新的裂变。

如此持续进行就是裂变的链式反应。

链式反应产生大量热能。

用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。

导出的热量可以使水变成水蒸气,推动气轮机发电。

由此可知,核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。

但是只有这两项是不能工作的。

因为,高速中子会大量飞散,这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会;核反应堆要依人的意愿决定工作状态,这就要有控制设施;铀及裂变产物都有强放射性,会对人造成伤害,因此必须有可靠的防护措施。

综上所述,核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。

还需要说明的是,铀矿石不能直接做核燃料。

铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序,制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。

热堆的概念:中子打入铀-235的原于核以后,原子核就变得不稳定,会分裂成两个较小质量的新原子核,这是核的裂变反应,放出的能量子和裂变能,如此不断持续下去,就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后,再引起新的核裂变,叫裂变能;产生巨大能量的同时,还会放出2~3个中子和其它射线。

这些中子再打入别的铀-235核,引起新的核裂变,新的裂变又产生新的中由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态,这种中子被称为热中子。

堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆(简称热堆)。

热中子反应堆,它是用慢化剂把快中子速度降低,使之成为热中子(或称慢中子),再利用热中子来进行链式反应的一种装置。

由于热中子更容易引起铀-235等裂变,这样,用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。

第三讲 压水堆堆芯

第三讲 压水堆堆芯

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。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如上
页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃料 组件,其中53个核燃料组件中插有控制棒组件,66个 核燃料组件中装有可燃毒物组件,4个燃料组件中插 有中子源组件,其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高3.65m,等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
燃料,现在大型压水堆堆芯一般都采 用按铀-235富集度不同分区装料及局 部倒料的燃料循环方式。
该堆芯首次装料时,由三种不同富集度的燃料
组件,堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成,内区则混合交错布臵52个富集 度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成,上 面大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙,
冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。占导向管全长约1/7
的下部小直径段,在紧急停堆控制棒快速下插时,起水力 缓冲作用。
(d)测量导管
测量导管:是一根上下直径相同的Zr-4合
金管,它用和控制棒导管一样的方法固定到 定位格架上。
燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。
它是由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和
上、下端塞组成。燃料芯块在包壳内叠装到
所需要的高度,然后将一个压紧弹簧和三氧
化铝隔热块放在芯块上部,用端塞压紧,再
把端塞焊到包壳端部。
(a) 燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末(陶瓷型
芯块)冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体, 直径为8-9毫米,直径与高度之比为1:1.5。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述

2、热处理:热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理,可以优化材料的组织结构,提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数,以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理:反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀, 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理,以去除杂质和氧化物,提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面:
1、建模语言:采用系统动力学建模语言,如Simulink或Modelica,对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库,能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计:结合模型的特点和实际控制需求,设计相应的控制器。例 如,可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理:通过采集压水堆核电站的实际运行数据,对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计:为了方便用户的使用,仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作,并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试:将设计好的功能模块进行集成,并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行,并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一,其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境,还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此,反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景,材料的选择和特性,制造工艺以及安全保障等方面的内容。

核电站压力容器

核电站压力容器

反 应 堆 冷 却 剂 系 统 图
谢谢
核燃料 的形式 为由铀 混合物 粉末烧 结成的 二氧化 铀陶瓷 芯块。
控制棒
核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强 烈吸收中子,可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
控制棒按功能分三种, 功率棒,温度棒,安全 停堆棒
控制棒按组成分两种,黑棒 和灰棒。黑棒具有较强的中 子吸收能力。灰棒主要是不 锈钢,其中子吸收能力较弱
反应堆冷却系统
反应堆冷却剂系统
系统的功能
1.是核电厂正常功率运行将堆内产生的热量载出,并通过蒸汽发 生器传给二回路工质,产生蒸汽,推动汽轮机机组发电。 2.在停堆后的第一阶段。经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体,并起慢化剂和反射 层作用。 5.系统的稳压器用来控制一回路的压力,防止堆内发生偏离泡核 沸腾,同时对一回路 系统实行超压保护。
核电一回路 压力容器
燃料棒
铀矿石经过开采、初加工、铀转化,进而 加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是铀-235富集度为3%左 右的核燃料。
以百万千瓦 级压水堆核 电站为例, 通常核反应 堆内有157 个核燃料组 件,每个组 件由17×17 根燃料棒组 成。
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瓷芯块为直径1厘米,高度1厘米 的圆柱体。几百个芯块叠在一起 装入直径1厘米长度约4米,厚 度为1毫米左右的细长锆合金材料 套管内,因为核裂变反应就像是 在燃烧原子
功率棒是开环控制, 温度棒是闭环控制。 停堆棒主要靠手动和 紧急停堆断路器控制。 控制棒的提插通过两 组销爪和三组电磁线 圈实现。一个夹持线 圈及销爪,一个移动 线圈及销爪,一个提 升线圈。

核反应堆的构造与原理

核反应堆的构造与原理

核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置,它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量,转化为电能或其他形式的能量。

核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。

一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件,核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。

反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。

1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器,它是反应堆安全的重要保障。

该容器采用钢制主体,内衬防辐射钢板和铅板等材料。

2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分,它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。

燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。

燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。

3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分,它是确保反应堆正常运行的重要保证。

冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。

二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统,它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。

控制棒是一种圆筒形的中心空置管,一般由银、铝、钡等元素制成,其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。

控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。

2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。

它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。

常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。

三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。

辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。

总之,核反应堆作为一种新型的能源生产方式,具有取之不尽,用之不竭之优势。

只有在技术得到充分保证和严格控制后,才能够达到效果,充分发挥其所以光芒。

《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)

《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)
主阀是液压驱动阀,提供卸压功能; 先导阀起压力敏感和控制元件作用,通过脉冲管与
稳压器和主阀相连; 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构(13)
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时,当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力,先导活塞的传动杆在上 面位置,先导盘R1开启,使 主阀活塞上部与稳压器连通 ,由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大,因此保护 阀关闭;
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ,当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号;
在稳压器波动管上装有温度探测器一个,当温度 低于300℃时,给出波动管低温报警信号;
在每条喷淋管上设温度探测器一个,温度过低表 示连续喷淋流量不足;
另外在安全阀组下游设一个温度探测器,当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号, 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制(调节)
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下,能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时,RCP系统压力变化超过范围时 ,提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述(2)
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时:提供部分热源,控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理(2)
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力,由此可能引起水大量 汽化,堆芯燃料放热恶化,燃料温度升高并导致包 壳破损,甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加,整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下,由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ,使管道设备破裂,产生LOCA事故,设计基准事 故,是核电站最大可信事故。

反应堆工作原理

反应堆工作原理

反应堆工作原理反应堆是一种核能发电装置,其工作原理基于核反应的控制和利用。

通过精确控制核反应堆中的核反应过程,可产生大量的热能,进而驱动发电机组发电。

本文将介绍反应堆的基本工作原理。

一、核反应堆的基本构造核反应堆通常由以下几个主要部分构成:燃料元件、冷却剂、反应堆容器和控制装置。

1. 燃料元件:燃料元件是核反应堆中产生核反应的主要部分。

燃料元件通常由铀、钚等可裂变核燃料构成,并通过精确的设计和布置实现核链式反应。

2. 冷却剂:冷却剂用于吸收核反应中释放出的热能,并将其转移到发电系统中产生蒸汽以驱动涡轮发电机。

冷却剂通常使用水、氦气等。

3. 反应堆容器:反应堆容器是核反应堆的外壳,用于保护核反应堆中的燃料元件,防止辐射泄漏。

4. 控制装置:控制装置用于调整和控制反应堆中的核反应过程。

通过控制装置,可以灵活地调节反应堆中的核反应强度,以满足发电需求。

二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理基于核分裂和核聚变两种核反应方式。

1. 核分裂反应:核分裂反应是核反应中最常见的一种方式。

通过控制装置,控制反应堆中的中子数目,使其达到裂变反应所需的临界条件。

在核分裂过程中,一个重核裂变成多个轻核并释放出大量的热能。

2. 核聚变反应:核聚变反应是另一种核反应方式。

在核聚变反应中,轻核通过高温和高压的条件下相互融合形成更重的核,同时释放出巨大的能量。

然而,核聚变技术在目前仍处于研究和实验阶段,并未广泛应用于商业核反应堆中。

通过控制和调节核分裂反应的强度,核反应堆可以产生足够的热能以满足发电需求。

核裂变反应释放的热能被吸收并转移到冷却剂中,然后通过传热方式将热能转化为蒸汽驱动发电机运转。

三、核反应堆的安全措施核反应堆是一项高度复杂、高风险的技术,需要严格的安全措施来确保其可靠运行。

1. 辐射防护:核反应堆的设计必须考虑到辐射防护,以确保工作人员和环境的安全。

采用厚重的防护层和高效的辐射防护设备,可以有效降低辐射泄漏的风险。

反应堆压力容器与堆芯基础知识

反应堆压力容器与堆芯基础知识
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
燃料组件有265根燃料棒,以17×17方式 排列。燃料棒由燃料芯块堆叠、塞紧并 封焊在包壳管中。新燃料棒预先用惰性 气体加压。通常用部分含有可燃毒物 (钆)的低浓缩铀作为燃料。排列中的 24个位置安装有导向管,连接在定位格 架、顶部和底部管嘴上。导向管用于插 入RCCA的吸收棒、测量装置或中子源棒。 否则,应安装阻力塞组件以限制冷却剂 旁流。
CNPEC
EPR核电站简介 核电站简介 -压力容器与堆内构件 压力容器与堆内构件
骆邦其 中广核设计公司 2007.5
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
1. 2. 3. 4. 反应堆压力容器 堆内构件 燃料组件和相关构件 仪表和控制
2
CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
反应堆压力容器是容纳反应堆的容器,由于它能 够承受较高的压力,所以叫反应堆压力容器。 反应堆压力容器在安全壳的位置见图1,与其 它设备的相对位置见图2。 反应堆压力容器与堆内构件由容器、堆内构件、 控制棒组件、燃料组件等组成。 1. 反应堆压力容器 EPR核电站的反应堆压力容器由16 MN D5材料制 造,EPR核电站的压力容器示意图见图3。压力 容器的参数见表1。
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CNPEC
反应堆压力容器与堆内构件
落入堆芯(见图20)。 在EPR中,所有控制棒组件(RCCA)机械性能相同, 但它们分成五个控制组和一个停堆组。五个控 制组用来控制因功率水平和/或堆芯平均温度 变化引起的反应性变化和轴向偏移变化。停堆 组只用于反应堆停堆或停堆状态,通过全部插 入或全部抽出堆芯来实现。 EPR核电站反应堆由36组控制棒和52组停堆棒组 成。图21给出控制棒组件在堆内的布置图。 (3)阻力塞组件

核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)

核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)
压力罩:
作用:将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内;防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式:通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩:
作用:为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式:通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用:
作用:操纵销爪组件动作。
组成:
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制,外有线圈盒。 供电:
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括:
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用:
1、将堆芯组件定位、压紧,防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么:
纯度和均匀性 足够的强度和韧

较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢, 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的3 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题,堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下:
1、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳,1排气管, 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔,O形密封环, 泄漏探测管,支承台肩,定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕

核电设备培训讲义(3)

核电设备培训讲义(3)
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பைடு நூலகம்
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五.核承压设备制造的特殊要求
1.核级设备的定义
核级与核安全级严格来说是有区别的,前者针对 设计和制造规范而言,后者指执行反应堆核安 全功能而言,两者的关系已在前面作了比较, 但习惯上把有安全要求的设备称为核级设备。
(2)业绩、经验 (3)人员水平:人数及其组成,人员资格评定,
质量保证 (4)加工能力:制造手段及设施 (5)技术因素:标准和技术要求的程序,专利
和许可证 (6)财经因素:资金投入、年营业额 通过招标、评标,最终确定设备供应商
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5.承压设备的制造
(1)标记 ①使用既不污染材料又不产生冷作硬化和应力集
(2)法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、16
RCC-C、
②在役检查规则:RSEM (3)国际标准和其他国家标准 国际标准:ISO、IEC、IAEA 美国标准:ANSI、ASME、ASTM、IEEE 其他国家标准:FN、DIN (4)国内配套规范、标准 ①部分法国标准中译本
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③各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条 件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术 条件,IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件
④根据RCC-M编制的安装技术要求
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3.不同标准的处理情况
(1)问题的由来: -多国采购 -部分外商只能执行ASME (2)解决办法:
- RCC-M与ASME作比较,主要区别在:材料,

核电关键材料范文

核电关键材料范文

核电关键材料范文一、反应堆材料1.燃料元素:核电站的燃料元素主要是铀、铀-钚和铀-铀燃料。

这些燃料元素需要具备高温抗辐射、稳定性和易于加工的特点。

此外,还需要考虑核燃料的回收和处理问题。

2.燃料包壳:燃料包壳是保护燃料元素的关键组件,需要具备高温抗辐射和耐腐蚀的特点。

常用的包壳材料有锆合金、不锈钢和镍基合金。

3.反应堆压力容器:反应堆压力容器是核电站的核心组件,负责容纳反应堆燃料和冷却剂,并承受高温和高压。

常用的压力容器材料有低合金钢和不锈钢。

二、冷却剂材料1.轻水反应堆:轻水反应堆使用水作为冷却剂,因此需要具备耐高温和高压的特性。

常用的材料有不锈钢、钛合金和镍基合金。

2.重水反应堆:重水反应堆使用重水作为冷却剂,因此需要具备耐腐蚀和抑制中子吸收的特性。

常用的材料有铝合金、锆合金和镍基合金。

三、辅助设备材料1.冷却塔:冷却塔用于将核电站中发热的冷却剂冷却至环境温度。

常用的材料有水泥、钢筋和玻璃钢。

2.控制棒:控制棒用于控制核反应堆的输出功率,需要具备较高的耐辐射性和热导性能。

常用的材料有铜-铌合金、不锈钢和锆合金。

未来的发展趋势:1.开发高温材料:随着核电站的发展,对高温材料的需求也越来越大。

目前正在研发的高温材料主要包括碳化硅、碳化钨和氮化硼等。

2.创新防腐材料:核电站中的材料容易受到腐蚀,因此需要开发新的防腐材料。

目前的研究方向包括氧化铝涂层、陶瓷材料和高温合金等。

3.提高材料性能:随着科技的进步,可以通过改变材料的原子结构和添加适量的合金元素来提高其性能,例如提高材料的强度、导热性和耐辐射性。

总之,核电关键材料是实现核能产生和控制的基础,对核电站的运行稳定性和安全性起着关键作用。

随着核能的广泛应用和技术的不断进步,核电关键材料的研究和开发将成为核能领域的重要课题。

核电站320教材 反应堆压力容器

核电站320教材 反应堆压力容器

反应堆压力容器反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件,使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。

它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界,是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。

2.3.1 结构反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成,材料采用Mn-Ni-Mo低合金钢,其成份为:C ≤0.25%,Mn—1.5%,Ni—0.4~1.0%,Mo—0.6% 。

容器内壁堆焊一层大于5mm厚度的不锈钢。

1.压力容器筒体筒体由一个带螺栓螺纹孔的法兰、一个焊有6个冷却剂进出口管嘴的环形段、两个环形段、一个过渡段和一个半球形下封头焊接而成,如图2.20所示。

图2.20 反应堆压力容器(1) 筒体法兰在筒体法兰上钻有58个螺孔,用以安装螺栓与顶盖密封。

其中3个螺孔可安装导向杆,以便在吊装顶盖时对中。

在法兰外侧焊有环形密封台肩,它起着支承密封环的作用,防止在装卸核燃料时反应堆水池内的水流进反应堆堆腔。

在法兰内侧有悬挂吊篮的台肩,上面开有4个定位键槽。

(2) 带管嘴的环形段每一条环路的进、出口管嘴相隔50︒夹角,每一对管嘴沿压力容器的周围成120︒对称分布。

在出口管嘴的内侧有一凸环,与吊篮的管嘴相接。

管嘴的外端焊了一段不锈钢安装端,这样采用同种材料允许在现场把一回路管道与压力容器焊接成一体。

在6只管嘴底部均设有支撑座,以便把压力容器放在它的支承结构上。

(3) 环形段在压力容器带管嘴环形段的下面是对应堆芯高度的环形段,它由两段对接焊接的筒体所构成。

在环形段下方内侧焊有4个因科镍导向键槽,它与吊篮导向键相配,用来限制吊篮径向位移。

(4) 过渡段过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段焊接起来。

(5) 下封头它是由热轧钢板压成的半球形封头,下封头上焊有50根因科镍套管,堆内中子通量测量导管通过它们进入压力容器。

2.压力容器顶盖它由半球形顶盖和上法兰焊接而成。

(1) 顶盖由钢板热压成半球形,在顶盖上焊有三只吊耳、一根排气管、61个控制棒驱动机构管座、4个热电偶管座和控制棒驱动机构通风罩法兰。

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1

•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障,在燃料元件包壳破损泄露时,可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低, 当压力超过限制值,卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启,向卸压箱排放蒸
提高压力,提高承压要求,材料和加工制造 难度加大,从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制,抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求,冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC,保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求,应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定,对于额定热功率 的反应堆,入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h~ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm:冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin:堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高,冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高,冷却剂的温升小, 所需质量流量大,增加泵的唧送 功率,降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm

c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时,平均温度变

03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理

03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理
22
下部支承组件-吊篮组件
吊篮组件 热中子屏蔽 围板幅板组件 堆芯下栅格板 流量分配板 堆芯二次支承和测量通道
23
堆芯下部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
堆芯上栅格板 支承柱 控制棒束导向筒 上部支承板
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堆芯上部支撑结构
26
堆芯上部支撑结构
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压水堆堆芯组件
核燃料组件 棒束控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件
5
核电厂主回路系统简介
6
主、辅助系统
7
3.1 压水堆堆芯(reactor core)
堆芯设计满足的一般要求: 1 堆芯功率分布尽量均匀,以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料,提高中子经济性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命,适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑,换料要简易方便。
作用: 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 堆内构件的支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 (杂质少,纯度高)2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好:热应力 5 便于加工制造,成本低
15
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢,与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
46
初级中子源组件
作用: 1 提高中子通量 2 点火
初级中子源 2个组件:1+1+16+6
材料:锎 结构与位置 1.06×17.7, 堆芯下部 初装料情况
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次级中子源组件
次级中子源 2个组件:4+20
材料:锑、铍 作用,二次启动
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阻力塞组件
作用: 结构与材料: 304不锈钢,短棒
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号轴封之间,其作用是: 1)保证主泵轴承的润滑。

2)通过三个串联的轴封,保证一回路水不向外泄 漏。

3)在RRI系统暂时断水时,保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ,略高
于一回路压力,流量约1.82m3/h,其中通过轴封约
0.68 m3/h,其余流入一回路
(4)顶盖冷却旁通流量——有2.2%的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 %,热工设计时取为 6.5%。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少,平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分,起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸,起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆

堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要

求的容积设计,考虑到核电厂的寿期为40

年,以及运行时冷却剂的循环流动,水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温,在冷却回路出口装 有两台冷却器,由RRI系统冷却。电机设有电加热器,
泵 在泵停运时加热,使线圈保持一定温度,防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机,在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点,监督线圈温升,
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点,流量低于25m3/h时,给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为:
(l)出口接管旁通流量——有1%的流量从压 力容器入口进来后横向绕流,通过吊篮和压 力容器出口接管之间的间隙直接流出去。
(2)控制棒导向管旁通流量——有2.24%的 流量从那些对应有控制棒的燃料组件导向管 内流过(正常运行时控制棒大多提至堆芯顶 部)。
(3)堆芯围板旁通流量——有0.6%的流量通 过幅板上的流水孔从吊篮和堆芯围板之间流 过。


电 电动机的下轴承用油润滑。轴承箱内出贮存的油通过装在 轴承箱上的一个盘管冷却器冷却。下轴承有以下测量仪表:

1)轴承温度测量,正常运行时约为60℃,不许超过88℃。 2)轴承箱内油温测量。
下 3)电动机机身振动测量,各点双振幅不应超过75μm,超 过时报警。
凹槽
静环
低压
高压
动 环

1号轴封
2号轴封是常规设计的压力平衡型密封,3号轴封是一种机
二 械端面密封。如图1—24所示,是用弹簧组压紧的表面磨 擦轴封。其动环是不锈钢覆盖一层氧化铝。静环由石墨组
号 成,通过弹簧压紧在动环上并与泵的定子联成一体。轴图 1-23 1号轴封 动环凹槽静环高压低压。
轴 封
热屏和轴承
1号轴封构成密封系统中最重要的元件,它基本上是一种 全液膜密封。它由两个不锈钢覆盖氧化铝的环构成,下边 为动环,与轴联结在一起,随泵轴旋转:上边是静环,与
一 定子联结在一起不转动,但可以上下移动。两个环的端面 不接触,构成曲面型液膜密封件。
号 在正常运行时,在两环之间形成液膜,液膜是由密封两端 轴 的压降产生的。动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器
反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件,工作在 高压(15.5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放 射性辐射的条件下,寿命不少于40年。
反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头,上 部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器,对于三环 路设计,容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却 剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆 芯上平面约1.4m的同一个水平面上。
0.28MPa
3840 mm 205 mm(筒体) 12.978 m 266 t 57 t 16MND5 >4.5 mm 309L+308L 不锈钢 56 40NCDV7.03
70mm
121
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器 2、密封装置 确保反应堆压力容器筒体与上封头之间的密封性,
在法兰结合处用两道“O”型圈密封。内侧为自 紧式,外侧内充氦气的充气环。内外环之间有 引漏接管,测量引漏管表面温度监测泄漏 3、反应堆压力容器的运行限制 1)温度对金属性能的限制 脆性转变温度,NDTT 2)辐照对脆性转变温度的影响
2号轴封的作用是阻挡1号轴封的泄漏。它的润滑是由1号 轴封水泄漏量的一部分保证。2号轴封设计成在应急情况 下,无论是转动状态或者静止状态,都能在密封面两端承
组 受全系统压力下运行。此时它可以代替1号轴密封,并且 象全液膜密封那样工作。在1号轴封发生故障时,能在一
件 回路额定压力下工作(旋转或不旋转)约30分钟,以便设 备停运。
2、轴封泵
优点:1、采用鼠笼式电机,比屏蔽泵效率高 10~20% ;2、可以安装飞轮,提高了泵的 惰转性能,安全性提高;3、同样可以控制泄 漏;4、维修方便,轴封结构跟换只需10h
冷却剂泵又称主泵,它是反应堆冷
却剂系统中唯一高速旋转的设备,
作பைடு நூலகம்
用于驱动高温高压、具有放射性的

冷却剂,使冷却剂以很大流量(每
反应堆压力容器本体材料属低碳钢,与冷却剂接触表 面堆焊一层5mm厚的不锈钢。压力容器高13m,内 径4m,简体壁厚205mm,总重约330 t。图
压 力 容 器 剖 面 图
作 用
压力容器及其顶盖整体有三个基本作用: 1. 作为包容反应堆堆芯的容器,起着固定和支撑堆
内构件的作用,保证燃料组件按一定的间距在堆
利用泵的惰性提供足够的流量,使堆芯得到适当的冷却; (4)过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀; (5)便于维修。
三、分类 :分为两大类:全密封泵和轴封泵。
3-3 反应堆冷却剂泵
三、分类 :分为两大类:全密封泵和轴封泵。
1、全密封泵
早期压水堆核电厂采用屏蔽泵,但因其效率低, 造价昂贵,不宜安装飞轮,因而转动惯量小, 维修不便等原因,在核电厂中已经普遍被轴封 泵代替。
2.2%
1%
0.6%
2.24%
3-3 反应堆冷却剂泵
一、作用:
反应堆冷却剂泵又叫做主泵,它的作用是为反应堆冷却剂提供 驱动压头,保证足够的强迫循环流量通过堆芯,把反应堆产生 的热量送至蒸汽发生器,产生推动汽轮机做功的蒸汽。
二、对泵的基本要求:
(1)能够长期在无人维护情况下安全可靠地工作, (2)冷却剂的泄漏要尽可能少; (3)转动部件应有足够大的移动惯量,以便在全厂断电情况下,
轴 承
水中,用水润滑轴承,安装在热屏和轴封 之间。它包括不锈钢轴颈和由几个石墨 环构成的壳体, 轴颈在壳体内旋转。轴
承安装在环型箱中,该箱能校正轴的偏
心度。
轴封系统保证主泵轴向的密封。该系统由三级串联
的轴封组成,通过连续的三级泄漏,将系统压力过

渡到大气压。 由RCV系统来的高压冷却水注入到泵径向轴承和一
压力容器 内径 壁厚 总高度 壳体重 顶盖重 材料 堆焊层厚度 堆焊层材料 螺栓数目 螺栓材料
热屏厚
燃料组件总数(组)
数值
17.2 Mpa(绝对)
343 ℃
15.5 Mpa(绝对)
95.76 m3
热工设计 292.8 ℃
327.2 ℃
名义 293.4 ℃
326.6 ℃
2×23320 m3/h 2×24290 m3/h
屏 系统(RRI)的水在管内流动,进口温度35℃ , 流量为8.5~9.1m3/h。这样布置是为了使热屏 上方维持在72℃左右。 热屏上方有一后座密封,当拆下电动机时,泵
的转动部分暂放在这个后座密封上(这可使回 路保持充满水的状态)。
电机—泵组件装有三个轴承,两个装在
电机上,第三个为泵轴承。泵轴承浸在
在 役 水 压 试 验 限 制
在 役 水 压 试 验 限 制
压力容器内冷却剂的流动
通过三个入口接管沿压力容器内壁与堆芯吊 篮之间的环形空间向下流动,到压力容器底 部后转向,通过堆芯支承板和堆芯下栅格板 向上流经堆芯,带出核反应放出的热量,经 过上栅格板后,从三条出口管道排出
冷却剂在压力容器内流动时约有94%用于堆 芯排热,有6.04%没有用来冷却燃料元件, 称为旁路流量。
冷 却 剂 泵 的 构 成
水力部分 轴封部分 电机部分
冷 却 剂 泵 剖 面 图
水 力 部 分

泵壳:用铬-镍奥氏体铁素体不锈钢铸件焊 接而成。轴向进水口在下部,出水口与叶轮
力 成切线方向。管口与一回路管道全厚度焊接。

叶轮:单级,有7个螺旋形的叶片,用铬-镍 奥氏体铁素体不锈钢制成汇集来自叶轮的冷
如果3号轴封损坏,管内水位下降,给出“水位低”信号,由REA
系统提供补给除盐水,补到高水位时,发出“高水位”信号,停 止补水。
3号立管内装有水位变送器,有“水位高高” 和“水位低低”报警 信号
2号 和3 号轴 封的 结构
轴封运行原理
驱动电动机是空气冷却鼠笼式感应电动机,其 额定功率为6.5MW,由6.0kV母线供电。采用开式空气

设备的腐蚀,设备的耐蚀性能与金属的老
化,要选用具有高机械强度和在强中子辐
照下不易脆化的材料。
压 力 容 器 主 要 参 数
主要参数
设计压力
设计温度
运行压力
装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积
满负荷时的冷却剂温度 反应堆入口 反应堆出口
反应堆冷却剂流量 热工设计 名义
通过压力容器时反应堆冷却剂压降

却剂,由12片螺旋叶片组成,被安装在扩压 器法兰的底部,可从泵体取出。导流管用螺
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