核反应堆结构-1PPT幻灯片

1,核反应堆结构,哈尔滨工程大学,2,核反应堆与核电厂基本原理,反应堆的基本工作原理一、一些关于核燃料的基本定义：1、核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料。核燃料中必须是：含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一种或二种；能够产生裂变并释放裂变能。2、易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂变的核素称为易裂变核素，如铀-235、铀-233，钚-239三种核素。,3,3、可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中子能够引起铀-238，钍-232转化，所以称这两种核素为可裂变核素。铀-238，钍-232可分别转化为钚-239及铀-233所以又将它们称为可转化核素。4、一次核燃料和二次再生核燃料：在三种易裂变核素中，由于铀-235是存在于天然矿物中的，所以叫一次核燃料。而铀-233和钚-239是用人工方法制造两得到的，所以又称为二次再生核燃料。,4,二、链式裂变反应当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应。,5,反应堆的分类,6,核电厂基本原理,7,8,9,压水堆结构概述,核电厂是利用核燃料发生的受控自持链式裂变反应所释放的能量作为热源发电，而常规电厂则利用化石燃料(如煤，燃油，天然气等)燃烧所释放的能量作为热源发电。压水堆核电厂约占世界核电厂的60多，我国已经建成的均为压水堆型核电厂，尽管各压水堆核电厂在设计细节上略有不同，但压水堆核电厂在总体上已经基本定型，压水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成。,10,11,12,反应堆压力容器是放置堆芯和堆内构件，防止放射性外泄的高压设备。它的完整性直接关系到反应堆的正常运行和使用寿命，而且它在高温、高压、强辐照的条件下长期工作，它的尺寸大，重量重，加工制造精度要求高。因此是压水堆的关键设备之一。压水堆压力容器布置非常紧凑，运行在很高的压力下，容器内布置着堆芯和若干其他内部构件。压力容器带有偶数个(48)出入口管嘴，整个容器重量由出口管嘴下部钢衬与混凝土基座(兼作屏蔽层)支承，可移动的上封头用螺栓与筒体固定，由两道“O”形密封圈密封，上封头有几十个贯穿件，用于布置控制棒驱动机构、堆内热偶出口和排气口。,13,堆芯是反应堆的核心部分，是放置核燃料，实现持续的受控链式反应，从而成为不断释放出大量能量，并将核能转化为热能的场所。它相当于常规电厂中释放出大量热量的锅炉。此外，堆芯又是强放射源，因此，堆芯结构设计是反应堆本体结构设计中最重要的环节之一。压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、固体可燃毒物组件、阻力塞组件以及中子源组件等组成，并由上、下栅格板及堆芯围板包围起来后，依靠吊篮定位于反应堆压力容器的冷却剂进出口管的下方。,14,反应堆堆芯位于压力容器内低于进出口管嘴处，由157193(相应于9001200MWe)个几何上和机械上都完全相同的燃料组件构成(大亚湾157个)。燃料组件不设元件盒，冷却剂可以发生径向交混。堆芯周围由围板束紧，围板固定在吊篮上。吊篮外固定着热屏，用以减少压力容器可能遭受的中子辐照。,15,反应堆堆芯设计的好坏对核岛的安全性、经济性和先进性有很大的影响。一般来说，它应满足下述基本要求：1、堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯有最大的功率输出；2尽量减小堆芯内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性；3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，以适当减少换料操作次数；5堆芯结构紧凑，换料操作简易方便。,16,燃料组件由燃料棒、下管座、上管座、控制棒、导向管、定位格架、压紧弹簧等几个部件组成。元件棒一般按1414、1515、1717方式排列成正方形栅格，每个组件设有1624根控制棒导向管，燃料组件中心设有一根堆内通量测量管。其中约三分之一燃料组件的控制棒导管内，布置有控制棒组件。控制棒组件可以从上部插入堆芯实现停堆。组件中心的仪表管允许从压力容器底部将堆内通量测量探头伸入组件内任意高度。凡不布置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的燃料组件，均有节流组件安插在导管上端以减少冷却剂旁流。堆芯支承结构由上部支承结构和下部支承结构(及吊篮)组成。吊篮以悬挂方式支撑在压力容器上部支承凸缘上。吊篮与压力容器之间形成环形腔称为下降段。,17,冷却剂流向用作慢化剂兼冷却剂的水，从进口接管流入压力容器，沿吊篮与压力容器内壁之间的环形通道(也称下行流道)流向堆芯下腔室，然后转而向上流经堆芯，加热后的冷却剂经由上栅格板、上腔室，经出口管嘴流出，并由此导入环路的热管段，随后，反应堆冷却剂通过蒸汽发生器底部半球形封头上的入口接管进入蒸汽发生器，流经蒸发段的倒置U形管后，由底部出口接管离开蒸汽发生器。蒸汽在蒸汽发生器的二回路壳侧产生。经冷却的水从蒸汽发生器出来后，流经一个U形过渡管段，到达位于反应堆冷却剂泵底部的泵入口接管，泵将反应堆冷却剂升压，以补偿系统的压降。反应堆冷却剂经泵的出口接管，进入环路冷管段，由此，反应堆冷却剂流回反应堆容器，构成闭合环路。,18,堆芯冷却剂流量分配：主要部分用于冷却燃料元件，另一部分旁流冷却控制棒和吊篮以及冷却上腔室和上封头，这非常重要，它用于冷却控制棒导管区和上封头，使该处水温接近冷却剂入口温度，防止上封头汽化。,19,在典型的燃料管理方案(大亚湾157个组件)为使堆芯的释热比较均匀，初始堆芯采用三种不同富集度的燃料分区布置。富集度最高的燃料装在堆芯的外围，称为3区，另外两种较低富集度的燃料以国际象棋棋盘的方式布置在堆芯内区，称为1区和2区。各区所装燃料的富集度及组件数如下：1区：53个燃料组件，富集度为1.8；2区：52个燃料组件，富集度为2.4；3区：52个燃料组件，富集度为3.1。,20,21,换料方式采用分区倒料与棋盘式相结合的换料方式。即每次换料时将三分之一堆芯新燃料组件(富集度为3.2)放在堆芯四周(也即外区)，将内区燃耗较深的(即富集度为1.8)三分之一燃料组件取出，而将外区的燃料组件(富集度2.4和3.1)移向内区。由于倒换到内区的燃料组件已经在外区使用过，缩小了新旧燃料组件之间富集度的差别，因此有较高的燃耗深度和较低的功率峰因子。核反应堆的这种装卸料方式构成了它所特有的运行和控制的复杂性，在一炉燃料的运行周期之初，核燃料所具有的产生裂变反应的潜力(称为后备反应性)很大，而新堆初始装料的后备反应性就更大，必须妥善地加以控制。,22,反应性控制：控制棒+硼酸+可燃毒物通过在作为慢化剂和冷却剂为水中加硼酸的方式可以控制部分后备反应性，在运行中还可以通过调节硼浓度来补偿反应性的慢效应变化为了补偿由于负荷、温度变化而引起的反应性的较快变化，以及提供反应堆的停堆能力，控制棒组件是不可缺少的。棒束控制组件用于反应性控制，棒束控制组件又分为功率控制组件，平均温度控制组件和停堆组件。反应堆紧急停堆时，控制棒组件依靠重力落入堆芯。可燃毒物棒用于第一燃料周期，目的是补偿堆芯的部分后备反应性，使堆冷却剂中的含硼浓度可以减少到使慢化剂温度系数为负值，保证反应堆具有固有安全性