反应堆热工水力学——绪论分析.ppt

反应堆热工水力学 主要内容和要求 反应堆堆型及设计要点 典型压水反应堆热源、分布及计算 典型压水反应堆传热过程 典型压水反应堆水力特性 稳态热工分析 堆芯瞬态热工分析 热工分析程序类型及其简介 考核方式 期末采用闭卷考试 日常考勤 作业 课堂表现 本节课主要内容 常用反应堆堆型介绍 第四代反应堆简介 常用反应堆堆型介绍 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor) 压水堆所用材料 压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-Cd/SS）； 长期反应性控制用硼酸； 传热管——600，690，800合金； 常用反应堆堆型介绍 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor) 沸水堆所用基本材料 压力壳（pressure vessel）——(Mn-Mo-Ni)低合金碳钢（low alloy carbon steel） 燃料（fuel）——二氧化铀（uranium dioxide UO2） 包壳（cladding）——锆-2合金（zircaloy-2） 控制棒——碳化硼/304不锈钢（B4C /304SS） 慢化剂，冷却剂——轻水（H2O） 一回路水管——304不锈钢 蒸汽回路——304，316不锈钢 汽轮机——铬-钼钢 常用反应堆堆型介绍 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor) 重水堆的特点 重水堆所用材料 压力管（容纳冷却剂）——锆铌合金（Zr-2.5Nb） 排管容器（容纳慢化剂）——奥氏体不锈钢 排管容器管子——锆-2合金（退火） 燃料——天然丰度的二氧化铀（natural uranium） 包壳——锆-4合金，内壁涂有石墨层 慢化剂和冷却剂——重水（D2O） 端屏蔽——奥氏体不锈钢 嵌入环、屏蔽板、冷却水管——碳钢 中子吸收体——镉棒 液体注射停堆组件——硝酸钆 调节棒——加水不锈钢管 常用反应堆堆型介绍 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor) 高温气冷堆的特点 采用石墨作慢化剂，气体作冷却剂； 高温气冷堆具有效率高、安全性好等突出优点，由于采用了密度和比热很小的气体作为工质，所以功率密度较小，堆芯体积较大； 这种堆型对管路材料的耐高温性和密封性都提出了很高的要求，目前对气体工质的热工性质也需要进一步研究。 常用反应堆堆型介绍 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor) 钠冷快堆 实现核燃料增殖，可使铀-238转变为钚-239； 核燃料裂变主要由100keV以上的快中子引起，堆内不需要慢化剂，堆芯有害吸收减少，转换比增大； 使用传热能力强而慢化能力小的钠为冷却剂； 钠冷快中子增殖堆所用材料 燃料——混合氧化铀钚（钚含量20～30%） 包壳——奥氏体不锈钢（316SS或316Ti） 元件盒——马氏体-铁素体钢或奥氏体不锈钢 控制棒——碳化硼（B4C）/300系列不锈钢 传热管——800合金或316SS及304 SS 容器材料——316SS及304 SS 快堆核电站流程 Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) Characteristics Sodium coolant 550°C Outlet Temp 150 to 500 MWe Metal fuel with pyroproc