反应堆热工水力学第一讲_王军旗

三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出
的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海。在凝汽器里，三回路的水与二 回路的水也是互不接触，只是通过凝汽器的管壁交换热量。
三回路用水量很大。一座100万kW压水堆，三回路每小时要40多
万吨冷却水。三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化， 不过净化的要求没有一、二回路那么高。
B. 压水堆压力容器 中广核培训课程
由燃料组件组成的堆芯放在压力容器内。堆 芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括 40000多根3米多长、比铅笔略粗的燃料元件。控 制棒由上部插入堆芯。在压力容器顶部有控制棒 驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水由压力容器 侧面进入，经吊篮和压力容器之间的环隙，再从 下部进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高， 密度降低，从堆芯上部流出压力容器。一般入口 水温约300C，出口水温332C，堆内压力 15.5MPa。一座100万kW的压水堆，每小时冷却 剂流量约60000 t。冷却剂在一回路内往复循环， 并在循环过程中不断抽出一部分，净化后再返回 一回路。高温水从压力容器上部离开反应堆，进 入蒸汽发生器一次侧。
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2、其它几种主要反应堆堆型
A. 沸水堆
沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，不需蒸 汽发生器；第二是工作压力可以降低。为获得与压水堆同样的蒸汽温度， 沸水堆只需加压到约72atm，比压水堆低了一倍。 典型沸水堆堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为88正方
排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央捧（水捧）。具有十字形
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反应堆热工水力学
山东大学
能源与动力工程学院 2011. 09
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第一章 绪 论
§1.1 课程简介
反应堆热工水力分析的基本任务： 1. 是保证在正常运行期间把裂变能传到热力系统进行 能量转换。 2.在停堆以后也能把衰变热传送出来， 保证反应堆安全。
3. 确定核电厂的设计准则，并对核物理设计、机械设
燃料：金属天然铀；包壳：镁基合金；慢化剂：石墨；冷却剂：CO2气体；
冷却剂出口温度：400C；冷却剂压力：25atm；电厂热效率：2430％左右。
改进型气冷堆(AGR) ：
燃料：UO2（2-3％富集度）；包壳：不锈钢；慢化剂：石墨；冷却剂：CO2气体；
冷却剂出口温度：650C；电厂热效率：40％左右。
高温气冷堆(HTGR) ：
燃料： UO2或UC（15-20％富集度）；“包壳”：热解碳与碳化硅涂层；慢化剂：石 墨； 冷却剂：氦气；冷却剂压力：4-5MPa；冷却剂出口温度：750-850-950 C； 电厂效率：40-47％。
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模块式高温气冷堆（Modular HTGR） 目前模块化高温气冷堆电厂（第三代气 冷堆）最主要的两种燃料形式： 球形燃料（Pebble Fuel）的型式； 棱柱形燃料（Prismatic Fuel）的型 式。 用溶胶-凝胶法，将UO2或UC制成直径小 于1mm的小球。其外部包裹热解碳涂层和碳 化硅涂层。每个小球一般涂3层，最内涂层疏 松多孔，可使燃料小球因升温和辐照肿胀而造 成的体积膨胀得到缓冲；最外涂层较致密，可 阻挡裂变气体外逸。两层之间是阻挡固体裂变 产物外逸的碳化硅涂层。将这种涂层颗粒燃料 与石墨粉均匀混合之后，外面再包一些石墨粉， 就可制成棱柱形、圆柱形或球形燃料元件。
一方面为了提高转化效率，要求提高冷却剂的温度，因此在使用轻水做
冷却剂时，要提高冷却剂系统压力。 由于水的慢化能力及载热能力都好，所以用水做慢化剂和冷却剂的 轻水堆，结构紧凑，堆芯体积小，堆芯功率密度大。因此体积相同时， 轻水堆功率最高或者在相同功率下，轻水堆比其他堆的体积小。这是轻
水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低，建设周期短的主要原因。
一般是将燃料元件排列成横17排、纵17行的17×17的组件，中间有些位臵空出来放控制棒。 控制棒的上部连成－体成为棒束。每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布
臵得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的
横向流动。加上端部构件，整个元件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
慢化剂
H2O H2O D2O 石墨 无
冷却剂
H2O H2O D2O 氦气 液态钠
燃料形态
UO2 UO2 UO2
燃料富集度
3%左右 3%左右 天然铀或稍 浓缩铀 720％ 1520％
UO2 , UC, ThO2
UO2 /PuO2
中广核培训课程 1、压水堆
压水堆的冷却剂是轻水。一方面压水堆又不允许水在堆内沸腾，另
断面的控制捧安排在每一组四个组件的中央（早期压水堆亦用过此种控 制棒）。
冷却剂流经堆芯后约有14％（重量）变成蒸汽。为得到干燥蒸汽，
堆芯上方设臵汽水分离器和干燥器。沸水堆控制棒从堆芯下方插入。
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沸水堆核电厂热力、水力过程
沸水堆本体结构
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流经堆芯的水有14％变成水蒸汽，其余的水必须再循环。沸水堆 冷却剂循环流程特点是具有一冷却剂再循环系统。冷却剂的堆内循环由
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堆芯构成：
天然UO2芯块 燃料棒(37根) 燃料棒束组件(912个，串接) 排管容器 燃料管道组件
(臵于)压力管(内)
(臵于)排管(内)，间隙CO2
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重水堆的特点：
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重水吸收热中子几率小，故中子经济性好。重水堆可用天然铀为核燃料。 从而建造重水堆国家，不必建造浓缩铀厂； 重水吸收中子少，重水堆中子除了维持链式反应外，还有较多剩余可以用 来使U-238转变为Pu-239，故重水堆不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆 节约天然铀20％。 重水堆燃料元件安装在几百根互相分离的压力管内。压力管破裂前有少量 泄漏，易发现处理；且当压力管破裂造成失水事故，事故只局限在个别压力管内。 因冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂（正常时不加压，约70C）仍 留在堆内，燃料元件余热易被堆内大量重水慢化剂吸收（而轻水堆压力边界任何一 处泄漏，后果都涉及整个堆芯。因轻水堆热容量小，所以失水事故后放出的热量会 造成堆芯温度较大的升高，因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重） 。 由于重水慢化能力比轻水低（注意：是慢化比高于轻水，而慢化能力低于 轻水），为使裂变产生的快中子充分慢化，堆内慢化剂需要量很大。加之重水堆使 用天然铀等原因，重水堆堆芯体积比压水堆大十倍左右；且重水是一种昂贵的材料。 由于重水用量大，故重水费用约占重水堆基建投资的1/6以上。 由于重水堆用天然铀，后备反应性少，故需经常将烧透了燃料元件卸出堆 外，补充新燃料。这就要求能不停堆装卸料。
控制棒组件
一座百万千瓦级压水堆，压力容器直径达4m 左右，壁厚约0.2m，重约400t，高达13m以上。
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压 水 堆 压 力 容 器
C. 稳压器
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当冷却剂温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀。
由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在一回路内冷却剂压力会 波动，从而使反应堆运行工况不稳定。因此，在压力容器冷却剂出口和 蒸汽发生器之间有稳压器。稳压器下部为水，采用电加热器在稳压器上 部产生蒸汽。利用蒸汽弹性来保持堆内冷却剂压力稳定。
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从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过汽轮机高压缸后，一部分变
成了水滴。经过汽水分离再热器将水滴分离出来后，剩余的蒸汽又进入
汽轮机低压缸继续膨胀，推动叶轮转动。从低压汽轮机出来的蒸汽的压 力已很低，无法再加以利用。于是在凝汽器里，让这些低压蒸汽变成水。
冷凝水经过高、低加热器后，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却水的热
秦山二期稳压器
D. 主泵
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Baidu Nhomakorabea
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反应 堆。一回路冷却剂泵又称主泵。一座百万千瓦级压水堆，一回路有三或
四条并列的环路。每台主循环泵的冷却水流量为每小时20000多吨，泵的
电机功率为5000 9000kW。 E. 蒸汽发生器 蒸汽发生器内有很多管子。管外为二回路的水。一回路的水流过蒸 汽发生器管内时，将携带的热量尽可能多地交给二回路里的水，使二回 路的水变成280C左右、67MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，一、 二回路的水在互不接触情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是 分隔并连结一、二回路的关键设备。 包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系 统，是一回路的压力边界。它们都安臵在安全壳内，称之为核岛。
热力效率：33％。
中广核培训课程 大亚湾核电站就是一座压水堆核电站
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压水堆核电厂热力、水力过程
Steam
中广核培训课程 A. 燃料与燃料元件
燃料芯块：压水堆燃料是高温烧结的圆柱形 二氧化铀陶瓷块；直径约8毫米，高13毫米。其 中U-235浓缩度约3％。 燃料元件：燃料芯块一个个地重叠着放在外 径约9.5毫米，厚约0.57毫米的锆合金管内，锆管 两端有端塞。燃料芯块完全封闭在锆合金管内。 这种锆合金管称为燃料元件包壳。 燃料组件：燃料元件用定位格架定位，组 成横截面是正方形的燃料组件。每一个燃料组件 包括200多根燃料元件。
中能中子堆
慢中子堆
中广核培训课程 核反应堆的分类
钍堆 按燃料分 浓缩铀堆 天然铀堆 熔盐堆 有机堆 沸水堆 按冷却剂、慢化剂分 压水堆 重水堆 水冷堆
液态金属冷却堆
石墨气冷堆
石墨冷水堆
气冷堆
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堆型
压水堆 沸水堆 重水堆 高温气冷堆 钠冷快堆
中子谱
热中子 热中子 热中子 热中子 快中子
量，变成高温蒸汽，继续循环。 蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路 的水从蒸汽发生器获得能量，将一部分能量交给汽轮机，带动发电机发 电，余下的大部分不能利用的能量交给凝汽器。高、低压加热器以蒸汽 为热源。
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冷却冷凝器用的水在三回路中循环。凝汽器实质上是二回路与
喷射泵推动。喷射泵布臵于堆芯外围，外臵的循环泵驱动冷却剂在喷射
泵入口产生高速射流，引射带动汽水分离器分离的饱和水与循环回路返 回的给水在堆内循环。大多数沸水堆都设臵两台循环泵，每台泵通过－
个联箱给10 12台喷射泵提供“驱动流”，带动其余的水进行再循环。
优点：① 可利用较小的循环泵流量获得较大堆芯冷却剂流量，利于 堆芯传热；② 突然断电循环泵停转时，冷却剂可流过喷射泵这一畅通流
重水慢化长度较长，不可做成稠密栅；
慢化剂系统与冷却剂系统是分开的； 流程：
冷却剂流程： 压力管 支管 集管（集箱） 蒸汽发生器 主泵 集管（集箱） 支管 压力管。 能量转换过程：核裂变释热 冷却剂（压力管中重水）热能 （约90100atm、 300C） 二回路蒸汽（轻水）动能 汽轮机转子动能 电能
计、测量仪表和控制系统等的设计提出设计要求。
中广核培训课程 一、 核反应堆简介
核反应堆 可控制核裂变链式反应装臵，释放出来的能量
进行发电或提供动力。
其中，链式裂变反应释放出来的能量首先在燃料元件内转化为热能， 然后通过导热、对流和辐射等方式传递给冷却剂。
核反应堆的分类
快中子堆 按中子能量分 均匀堆 按形式分 非均匀堆
C. 气冷堆
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用气体作为冷却剂的反应堆称为气冷堆。 水的主要缺点是会发生汽液相变，使导热性能突然恶化，造成核燃料熔 化、放射性外逸事故；气体的主要优点是不会发生相变。但是密度低，导热能 力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。 气冷堆在其发展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆： Meganox气冷堆(天然铀石墨气冷堆) ：
道形成较大自然循环流量。
冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由循环泵转 速来控制。沸水堆功率同再循环流率大体上成线性关系，调节循环泵的 转速即可在相当范围内改变沸水堆的功率，而不必移动控制棒。
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ABWR
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B. 重水堆 为什么重水堆可采用天然铀做燃料？ （考虑“慢化比”=慢化能力(s)/吸收能力(a)） 以CANDU堆（加压重水堆（PHWR））为例：