核电厂热工水力学1.ppt

核 反应 堆 热 工 水力学,,1.反应堆及电站介绍 1 2.堆芯材料及热源（工程热力学） 2 3.堆芯传热 7 4.堆芯水力 9 5.反应堆设计 2 6.复习 2 7.考试 1 总计 24,1.1解释题目 核 原子核 核素 反应 核与中子结合后发生的裂变衰变等变化 堆 pile-reactor，石墨堆砌-现代复杂装置 热 传热学 工 工程热力学 水力 流体力学,1.2分说各学科 核 铀-235 钚239 反应 中子和核结合发生的变化,,,堆 能使裂变反应可控持续的整个装置 工程热力学 四个定律 0平衡态定义 1 能量守恒（机械能和热能的转化） 2热能的传递方向 3说明熵增即无序化过程是不可逆的,传热学 主要是三种传热方式在不同情况下的过程 热传导 对流换热 辐射传热 流体力学 流体流动的规律 质量守恒 动量守恒 能量守恒,,,,,2.1核反应堆三种功能 生产同位素 生产堆 中子射线的利用 实验堆 热能利用 动力堆供热堆 2.2本学科内容 堆内热工水力 3.1核电站的发展 第一座反应堆 费米 1942.12 美国建成,,,,第一座实验核电站 1951.12 美国 EBR 点亮4个200瓦灯泡,世界第一座核电站 1954.6 苏联奥布灵斯克核电站 5MW,我国第一座核电站 1991.12 秦山 30MW压水堆并网发电,世界核电发展的几个阶段 1954－1960 试验阶段 1961－1969 实用化阶段 1969－1979：大发展阶段 1980－1999：低潮阶段 2000—现在：逐渐复苏,全球在建和运行中的核电机组,从正在运行的核电机组数来看，运行机组数较多的有：美国104台，法国58台，日本53台，英国35台，俄罗斯29台，德国20台，乌克兰16台，韩国15台，加拿大14台，瑞典12台，印度10台。

西欧和北美国家核电发展停滞衰退亚洲和东欧的一些国家核电进一步发展俄罗斯联邦已有29座在役的核电机组和3座在建的核电机组，还计划在圣彼得堡附近再建若干座1500MW的核电厂中国、印度、韩国已经明确计划要扩大核发电能力中国运行的核电厂（18台机组） 秦山核电站7台机组 大亚湾2台 岭澳4台 田湾2台 宁德1台 辽宁红沿河1台 阳江1台,中国在建的核电厂（22台机组） 阳江一期3台 台山2台 三门2台 方家山2台 福清4台 海南昌江2台 防城港一期2台 连云港2期两台 石岛湾1台 海阳2台 在我国现有的能源结构中，核电仅占2%，计划占4 %3.2压水堆核电站的原理和组成,核岛系统 一回路系统有反应堆、主泵、稳压器、 蒸汽发生器和连接管道 还有一些安全和辅助系统专设安全系统、核 辅助系统和三废处理系统 常规岛系统 汽轮机系统、循环水系统和电气系统,3.3核电站主要厂房布置,压水堆安全壳内纵剖面图,4.1反应堆的原理与分类,为了给中子减速，设置了慢化剂，为了控制中子生产数量设置了控制棒，为了冷却设置了冷却剂按使用目的分类 生产堆 动力堆 研究堆 发电增值两用堆,按引起核裂变的中子能量分类 快中子堆中子能量1 MeV 中能中子堆0.1 MeV中子能量0.1 eV 热中子堆0.1 eV中子能量0.0251 eV,按冷却剂、慢化剂分类 轻水堆（压水堆，沸水堆） 重水堆 石墨气冷堆 石墨水冷堆 钠冷堆,按核燃料在堆内分布形式分类 均匀堆：核燃料、慢化剂、冷却剂均匀混 合在一起 非均匀堆：绝大多数堆型,4.2压水堆结构组成,堆芯横截面图,,压水堆纵剖面图,核燃料组件 采用无盒、带指形控制组件的棒束型燃料组件。

主要结构：棒束＋8个定位格架+上下管座 棒束17×17=289=264+24+1 正方形排列: 264 燃料棒 24 导向管 1 中子测量管,燃料元件棒 燃料芯块、包壳、压紧弹簧、上下端塞几 部分组成每根棒有271块燃料芯块、包壳 壁厚0.57mm元件棒长3852mm、外径 9.5mm芯块区长3657.6mm包壳与芯块 间隙0.17mm元件棒内充2MPa氦气 燃料芯块 由二氧化铀粉末经冷压，在1700度下烧结 成圆柱陶瓷体直径8.19mm、高13.5mm控制棒组件 结构组成：24跟吸收剂棒＋星形架 组件数目保证：卡棒准则，功率分布，弹棒事故,吸收剂棒 黑棒灰棒 材料银－铟－镉不锈钢 结构：二者相似 黑棒束控制组件：24根黑棒 灰棒束控制组件：8根黑棒＋16根灰棒,可燃毒物组件 作用：用于第一燃料循环，降低硼浓度，保证慢化剂的负温度系数 可燃毒物材料：硼玻璃管（B2O3+SiO2） 初装料：48×12(棒)＋18×16(棒)+2×16=896 第一次换料时全部卸出，换阻力塞组件,阻力塞组件 作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒 前述各种堆芯相关组件都含有中子源组件，只有阻力塞组件全部是阻力塞组件,5.1核燃料热物性,核燃料： 裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料） 铀－233 钚－239 转换燃料：钍－232 铀－238,转换材料本身虽不易裂变，但在俘获中子后能转变为裂变燃料，从而补充裂变燃料的消耗。

在反应堆内它们或者与裂变燃料混合使用，或者在包裹层中单独使用,核燃料的形态： 固态：实际应用的核燃料（金属型、弥散体型和陶瓷型） 液态：还有许多技术问题需要解决，未达到工业应用的程度,UO2陶瓷燃料 被制成烧结的圆柱形燃料小块（称为燃料芯块） 优点：熔点高、深燃耗、高温和辐照稳定性好；在压水堆正常运行条件下对水的抗腐蚀性能好 缺点：导热性能比较差 含UO2弥散体的燃料 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料（热导率高、耐辐照、耐腐蚀和高温稳定性好）的基体中 基体材料：锆合金、不锈钢等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）,密度 二氧化铀的理论密度是10.98g/cm3但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，其密度小于这个数值 加工方法不同，所得二氧化铀制品的密度也不同例如，振动密实的二氧化铀粉末，其密度可达理论密度的82％—91％；烧结的二氧化铀燃料的密度要高一些，可达理论密度的88％—91％熔点 未经辐照的二氧化铀熔点的比较精确的测定值是2805±15℃ 辐照以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多 氧化铀中氧和铀的原子比（O/U）的改变，会影响其熔点的变化。

氧铀原子比为2的二氧化铀的熔点最高随氧铀原子比值的减小或增加，二氧化铀的熔点会下降热导率 二氧化铀的热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重要的意义因为导热性能的好坏将直接影响二氧化铀芯块内整体温度的分布，而温度则是决定二氧化的铀物理性能、机械性能的主要参量，也是支配二氧化铀中裂变气体释放、晶粒长大等动力学过程的主要参量 实验研究表明，二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温度 此外，燃料的密度、燃耗和氧铀原子比等对热导率也都有明显的影响 二氧化铀的热导率随燃耗的加深会不断变小未经辐照的二氧化铀的热导率随温度变化,主要包壳材料,对包壳材料的要求： 中子吸收截面小 导热性能好 耐高温和抗腐蚀 机械性能好等 包壳材料： 适合作水冷反应堆燃料包壳材料的主要是是锆合金，即Zr-2和Zr-4合金 锆合金长期和高温水接触会产生腐蚀因此，在压水堆稳态热工设计中，要求包壳外表面最高一般不超过350℃包壳的主要热物性,密度 熔点 比定压热容 热导率 热膨胀系数,冷却剂,对冷却剂的要求： 沸点高 导热性能好 热容量大 热稳定性好 无毒 泵耗功低 冷却剂: 适宜作动力堆的冷却剂只有轻水、重水、液态金属（鈉、钾及它们的合金）、二氧化碳和氦气等。

轻水,优点： 具有良好的导热性能 比热和汽化潜热都比较大 价格很便宜 所需的唧送泵功率较小 缺点： 中子吸收截面较大 沸点低 在高温下运行保持液相需要较高的压力,重水,重水具有和轻水类似的性质，但它有比轻水中子吸收截面较小的优点，其缺点是价格昂贵重水的热物性与轻水相接近总结 核反应堆是把核能转变成热能的装置 所用核燃料为铀235 慢化剂和冷却剂为轻水 包壳为锆4（限制温度350度） 热工水力学是量化反应堆能量转化和 是否安全稳定运行的工具。