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沸水堆结构原理演示.ppt

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  • 卖家[上传人]:平***
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  • 上传时间:2018-07-04
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    • 沸水堆结构原理演示20121511班组长:李净松组员:梁晓龙,李永昶 制作:李永昶沸水堆的发展历程• 四个发展阶段50—60年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重 式循环;70年代取消蒸汽发生器采用直接循环;80年代采用堆内型喷射泵;90年代采用堆内型再循环泵 • 三次标准改进第一次在76—77年,第二次在78—80年,第三次 在81—85年三次改进后沸水堆的设计,安全性 发生了较大的变化,成为了我们目前所研究的先 进沸水堆沸水堆简介• 沸水堆是轻水堆的一种,沸水堆核电站工作流程是:冷却 剂(水)从堆芯下部流进,在沿堆芯上升的过程中,从燃 料棒那里得到了热量,使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物 ,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,将分离出的蒸汽来推动 汽轮发电机组发电 • 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控 制棒和汽水分离器等组成汽水分离器在堆芯的上部,它 的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机,造成汽 轮机叶片损坏沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相 同沸腾水既作慢化剂又作冷却剂 • 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力 (约为70个大气压)下,水通过堆芯变成约285℃的蒸 汽,并直接被引入汽轮机。

      所以,沸水堆只有一个回路 ,省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器,因而显得很简单 总之,轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比 较简单,尺寸较小,造价也低廉,燃料也比较经济,具 有良好的安全性、可靠性与经济性它的缺点是必须使 用低浓铀,目前采用轻水堆的国家,在核燃料供应上大 多依赖美国和独联体此外,轻水堆对天然铀的利用率 低如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用 天然铀50%以上 • 从维修来看,压水堆因为一回路和蒸汽系统分开,汽轮机 未受放射性的沾污,所以,容易维修而沸水堆是堆内产 生的蒸汽直接进入汽轮机,这样,汽轮机会受到放射性的 沾污,所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些 • 以沸水堆为动力源的核电厂沸水堆是以沸腾轻水为 慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽 的动力堆沸水堆与压水堆同属轻水堆,都有结构紧凑、 安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点;它们都 须使用低浓铀,且须停堆换料截至1996年底为止,全世 界已运行的沸水堆有94座,总功率78285MW,占全世界 已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%,仅 次于压水堆;在建的沸水堆有6座,总功率7320MW,占 全世界在建核电厂反应堆总数的9.5%和总功率的14.1%。

      工作原理及主要特点 •来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后,沿堆芯围筒与容器内 壁之间的环形空间下降,在喷射泵的作用下进入堆下腔室,再折而向 上流过堆芯,受热并部分汽化汽水混合物经汽水分离器分离后,水 分沿环形空间下降,与给水混合;蒸汽则经干燥器后出堆,通往汽轮 发电机,做功发电蒸汽压力约为7MPa,干度不小于99.75%汽轮 机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器,形成一 闭合循环再循环泵的作用是使堆内形成强迫循环,其进水取自环形 空间底部,升压后再送入反应堆容器内,成为喷射泵的驱动流某些 沸水堆用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵 • 沸水堆的控制棒从堆底引入,原因是:①沸水堆堆芯上部蒸汽含 量较多,造成堆芯上部中子慢化不足,这样,堆芯热中子通量分布不 均匀,其峰值下移控制棒由堆芯底部引入有助于展平中子通量密度 ②可以空出堆芯上方空间以安装汽水分离器和干燥器但控制棒自 堆底引入后就不能在控制动力源丧失后靠重力自动插进堆芯,因此沸 水堆的控制棒驱动机构需非常可靠,通常都采用液压驱动,也有采用 机械/液压或电气/液压驱动在后两种设计中,机械或电气驱动用于 正常控制快速紧急停堆则都用液压驱动,且每个机构或每两个机构 配有一单独的蓄压器。

      • 反应堆的功率调节除用控制棒外,还可用改变再循环流量 来实现再循环流量提高,汽泡带出率就提高,堆芯空泡 减少,使反应性增加,功率上升,汽泡增多,直至达到新 的平衡这种功率调节比单独用控制棒更方便灵活仅用 再循环流量调节就可使功率改变25%满功率而不需控制棒 任何运动 • 沸水堆不用化学补偿(反应性)燃耗反应性亏损除 用控制棒外,还用燃料棒内加Gd203可燃毒物进行补偿 • 沸水堆蒸汽直接由堆内产生,故不可避地要挟带出由 水中16O原子核经快中子(n,p)反应所产生的16N 16N有很强的辐射,因此汽轮机系统在正常运行时都带有 强放射性,运行人员不能接近,还需有适当的屏蔽,但 16N的半衰期仅7.13s,故停机后不久就可完全衰变,不 影响设备检修 沸水堆工作原理图: 沸水堆内部结构图沸水堆内部结构图先进沸水堆• 利用先进技术和成熟的经验,代表当今核电站发展水平 它与GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆相 比,就单相系统或设备的设计而言,在技术上没有明显的 突破,但它集以往沸水堆技术及经验之大成, 更符合先进 轻水堆URD设计规范,在整体上体现出了它综合的优势。

      • 精密控制棒驱动系统维修率低,高性能的防辐射材料,长 寿命的中子监视器,改进的水化学系统等等 • 先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减比 非常小,堆的稳定性大大提高 • 先进堆堆内设置自动运行,保护器禁止堆运行在高功率密 度/低流量区,来防止两相流不稳定性的发生BWR追求简易化的历史带蒸气包/汽水分离器 双重循环式 (1950年代~60年代)内置汽水分离器 直接循环式 (1960年代)内置射流泵 减少周围管道式 (1970年代~至今)内置循环泵 取消堆芯周围管道 (1990年代~至今)初期的BWR传统式BWRABWRl刻意追求简易-直接循环 l采用验证技术。

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