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1、走进核电厂,秦山核电三期电厂 （Candu6）,核电的生产过程,堆芯由正方形横截面燃料组件拼成准圆柱形。1区53个组件，浓集度1.8%；2区52个组件，浓集度2.4%；3区52个组件，浓集度为3.1%。通常每年进行一次换料，每次换料更换1/3 燃料组件，达到平衡换料时新燃料的浓集度为3.2%。 反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用。控制棒组件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性快速变化，与燃料组件组合在一起的还有一些功能组件，它们在堆启动和运行中起着重要作用。,压水堆结构,围板，上下栅板围成准圆柱形堆芯，又称活性区。活性区里有燃料，慢化剂冷却剂。,CANDU,PWR,a 燃料元件
2、燃料元件是由产生核裂变并释放热量的部件。组成包括Zr-4合金包壳管，包壳内装有二氧化铀芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。 燃料包壳的作用是防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以免裂变产物逸出造成放射性污染。 Zr-4合金的中子吸收截面小，在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能。,燃料组件和燃料元件,燃料包壳要求 1 核性能好，中子吸收少，感生放射性低； 2 对冷却剂的高温抗腐蚀性能好； 3 良好的物理和机械性质(熔点高，热导大)； 4 有足够的高温强度和延性，耐辐照； 5 加工性能好，价格低廉。,燃料包壳,1 不锈钢，高温强度好； 热中子吸
3、收截面大(a:3.0巴)； 快堆用做燃料包壳。 2 Zr合金，显著改善中子经济性(a: 0.22巴0.24巴) Zr-2 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 Zr-2Zr-4，去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。,燃料芯块烧结而成，呈圆柱形，直径8.192mm，高13.5mm，芯块上下端面呈蝶形，用来补偿因热膨胀和辐射肿胀造成的尺寸变化。 弹簧所在空间可容纳燃料放出的裂变气体，包壳与芯块之间有0.64mm的间隙，补偿包壳和燃料芯快不同材料的热胀和燃料的辐照肿胀。 气空间充3MPa压
4、力的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小包壳内外的压差。,b 燃料组件骨架 燃料组件骨架由24根控制棒导向管、一根中子通量测量管与上下管座焊接而成，沿高度方向放置有8个定位格架以提高组件的刚性和强度。骨架结构使264根细长的燃料元件形成一个整体，承受整个组件的重量和控制棒下落时的冲击力，并保证控制棒运动的畅通。 下管座对进入组件的冷却剂起流量分配作用，又是燃料组件底座。组件重量和施加到组件上的轴向载荷，经下管座作用到下栅板上。燃料组件在堆芯的定位由两个对角支撑脚上的销孔和下栅板上两个定位销来保证，作用在燃料组件上的水平载荷也通过定位销传递到堆芯支撑结构上。,上管座是燃料组件的上部构件，通过它冷却
5、剂由燃料组件流向上栅板的流水孔。堆芯上栅板的定位销与管座对角上的两个销孔定位，此外，上管座上的压紧弹簧使上栅板可将燃料组件压紧。 控制棒导向管为控制棒上下自由运动提供通道，同时将上下管座连成整体框架。导向管下部呈锥形，对快速下落的控制棒起阻尼作用。 在组件中心位置的通量密度测量管为堆芯中子通量密度测量元件提供通道。,沿燃料元件全程有8个定位格架，它维持燃料元件的侧向间隙，也是夹持燃料元件和加强燃料元件刚性的构件。合理的定位格架设计除了起到对燃料元件的夹持定位作用外，还要强化流体的扰动并使流动阻力尽可能小。,(2) 堆芯功能组件 上述157个燃料组件，每个组件都提供了24个控制棒导向管，这些位置
6、安排有堆芯功能组件。 a 控制棒组件 大约1/3的燃料组件的控制棒导向管是为控制棒组件占据的。图3.3是有控制棒组件的燃料组件。控制棒束顶端固定在一个枝状星形架上，控制棒与枝状接头相连。 控制棒组件分两类：一类是黑棒束组件。 另一类灰棒束组件。,冷却剂在压力容器里流程,一回路系统的参数,一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量和流速等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性，合理选择一回路的工作参数是核电厂设计的重要内容。这里仅简要分析一下这些主要参数对核电厂安全性和经济性的影响及其取值范围。 一、压水堆核电厂的功率 二、一回路压力 三、反应堆冷却剂的出口温度 四、反应堆冷却剂入口
7、温度 五、冷却剂流量,一、压水堆核电厂的功率 核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。 按照核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于1，但过多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂一回路一般采用24条环路并联形式。,一、压水堆核电厂的功率 每一条环路所对应的电功率最初为150MW。随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电厂，一个环路的电功率已达到300MW600MW；而且，以每个环路300MW为标准形式，设计建造电功率为600MW，900MW，1200MW的大型核电厂。进一步加大蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的容量后，单个环路
8、产生的电功率可达到500MW600MW。 在相同堆功率情况下，单个环路功率提高后，就可以减少环路数目，减少相应的设备和部件，降低设备投资和维修费用。这样，降低了核电厂每千瓦的造价和每度电价格，经济上有利。,表1 典型压水堆核电厂功率 及一回路容量,二、一回路压力,由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高核电厂的热效率来说，提高一回路系统冷却剂的工作压力是有利的。但是这方面的潜力非常有限。 例如，水的压力为20MPa时，其饱和温度也仅有365.7，而现代压水堆一回路常用压力为15.5MPa，其对应的饱和温度为344.7。二者相比
9、，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21。显然如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造等技术难度都大大增加了，最终影响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa左右。设计压力取1.101.25倍工作压力；冷态水压试验压力取1.25倍设计压力 。,三、反应堆冷却剂的出口温度,电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素： 1、燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制，对于轻水堆， 包壳材料Zr-4的允许表面工作温度应不高于350。
10、 2、传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的膜温压。若包壳温度限制在350，冷却剂温度至少要比此温度低1015，以保证正常的热交换。,3、冷却剂过冷度要求：为保证流动的稳定性和有效传热，冷却剂应具有20左右的过冷度。 由此可见,对于一定的工作压力，反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力15.5MPa，其堆出口冷却剂平均温度为329.8。 四、反应堆冷却剂入口温度 反应堆冷却剂的堆出口温度一旦确定，对于一个确定热功率的反应堆，其入口温度与流量有单值关系。 入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高，从这方面来说，对提高热效率有
11、利。但入口温度越高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这就增加了泵的唧送功率，从而降低了电厂的净效率。冷却剂的入口温度应与流量综合考虑各自带来的利弊以及其它一些因素后，选取最佳值。,五、冷却剂流量,冷却剂流量对电厂经济性与安全性的影响前面已有分析。 综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是： （1）工作压力15MPa左右； （2）冷却剂在反应堆进口温度取280300，反应堆的出口温度取310330，进出口的温升为3040。核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为1725。反应堆的设计温度为350。 （3）一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率为300MW时，冷却
12、剂总质量流量可达到15000t/h21000t/h（即每10MW热功率160t/h250 t/h）。主管道内冷却剂流速可达15 m/s，一回路系统的总阻力约为0.6MPa0.8MPa。,一回路系统布置,1、反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装在安全壳内。 2、堆芯部分处在反应堆厂房地平面高度以下。 3、反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单对称。为了补偿主管道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支撑结构，以允许横向位移。,2 安全壳(containment) 安全壳又叫做反应堆厂房。 我国采用核电厂安全壳是圆柱型预应力混凝土安全壳. 壁厚约80c
13、m; 内有厚6mm的钢衬。 高约40m,直径约40m.,4、蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面，以便使系统具有足够的自然循环能力。 5、冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。 6、为了防止管道破裂后由于流体喷射导致的管道甩击对周围设备的危害，对高能管道的可能断裂位置装有限制器，对设备、管道进行实体隔离。主要设备（反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等）和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽墙内。,钠冷快中子堆,主热传输系统,集管,重水堆,压水堆,2.4.3 压水管式重水反应堆热传输系统,THE END,CANDU&PWR共性,高压水流过棒束堆芯； 燃料是二氧化铀； 进堆冷却水与动力回路的工质分开；,