第三章 反应堆冷却剂系统和设备.ppt
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1、第三章反应堆冷却剂系统和设备,3.1反应堆冷却剂系统,3.2反应堆本体结构,3.3反应堆冷却剂泵,3.4蒸汽发生器,3.5稳压器,3.1反应堆冷却剂系统,反应堆冷却剂系统为核电站的主回路,其主要功能是使冷却剂循环流动,将堆芯裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路,同时冷却堆芯,防止燃料元件烧毁或毁坏。,主要功能:,ReactorCoolantSystemRCS,中子慢化剂,反应性控制,压力控制,辅助功能,放射性屏障,冷却剂为轻水,具有良好的中子慢化能力,另外也起到反射的作用,使泄露出堆芯的部分中子反射回来。,反应堆冷却剂中溶有硼酸可吸收中子,通过调整硼浓度可控制反应性(补偿氙效应和燃耗)。,
2、稳压器用于控制冷却剂压力。,RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障,在燃料元件包壳破损泄露时,可防止放射性物质外外逸。,3.1.2系统描述,冷却系统冷却剂载热方程:燃料表面的放热过程:,h,qm0.8,Pt:堆芯热功率qm:冷却剂流量Cp:冷却剂定压热熔tout,tin:堆芯出入口温差Pu:堆内燃料棒的总功率A:燃料元件总表面积tf:燃料元件表面温度tc:冷却剂温度h:冷却剂与燃料元件表面的传热系数,优点:减少堆出入口的温差,有利于降低燃料元件表面冷却剂之间的温差,从而有利于降低燃料元件表面与与燃料元件中心的温度,增加流量对载热和传热都有利。缺点:使冷却剂通过一回路的流动阻力增加,会
3、引起主泵消耗的功率明显提高,反而使厂用电增加。流速太大还会引起燃料元件的振动和对燃料元件的冲蚀问题。,提高冷却剂速度的优、缺点,大亚湾:4.6m/s,秦山:3.65m/s。,系统说明,热段,过渡段,冷段,注意:带放射性的冷却剂始终循环流动于闭合的环路中,与二回路完全分开的,使得蒸汽发生器的蒸汽不带放射性,便于二回路的设备的运行和维修。,AP1000核电厂一回路冷却剂系统,2、系统接口:与RCP冷却剂管道相连的辅助系统有化学和容积控制系统(RCV)、余热排出系统(RRA)和安全注入系统(RIS)。,3.1反应堆冷却剂系统,系统说明,3.1.3系统运行参数,一回路冷却剂的工作压力:14.715.7
4、MPa,常用的是15.5MPa。设计压力取1.11.25倍工作压力。反应堆出口处温度:310330。反应堆进口处温度:280300;冷却剂流量:总量可达15000t/h21000t/h,主管道内冷却剂流速可达15m/s,一回路的总阻力约为0.6MPa0.8MPa,大亚湾:一回路压力15.5MPa,堆出口平均温度329.8oC,一回路的工作压力,冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择直接影响了核电厂的安全性和经济性。,提高压力,可以提高出口温度,从而提高电厂的热效率20Mpa,饱和温度365.7oC;15.5MPa,饱和温度344.7oC,提压潜力有限。提高压力,提高承压要求,材料和加工制造
5、难度加大,从而影响电厂的经济性。,1.一回路压力,2.出口温度,3.入口温度,燃料包壳温度限制,抗高温腐蚀性能传热温差的要求,冷却剂温度至少要比包壳温度低10-15oC,保证热交换冷却剂过冷度的要求,应有20oC左右的过冷度。,出口温度确定,对于额定热功率的反应堆,入口温度与流量为单值关系。入口温度越高,冷却剂平均温度越高入口温度高,冷却剂的温升小,所需质量流量大,增加泵的唧送功率,降低了电厂的净效率。,系统参数的选择,4.冷却剂流量,进出口温升30-40oC核电厂变工况时,平均温度变化允许的最大温差为17-25oC反应堆设计温度为350oC,3.1.4系统布置,当发生丧失电源事故时,为去除堆
6、内的衰变热,必须保证一定的冷却剂流量,在系统和设备的布置上,采取的措施为:1)增加泵的惯性流量,延长主泵断电后的惰转时间。2)在一回路布置上,使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器,以便建立和保持一个自然循环的驱动压头。注意:自然循环流量仅够排出停堆后的衰变热,不能用于功率运行。,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。布置力求简单、对称,设备周围有隔墙以防止对设备核管道的污染。,3.1.5系统参数测量,1.温度测量宽量程温度测量用于监测启动和停堆瞬态期间或反应堆冷却剂主泵停运期间的温度变化,测量范围为0350。伸入冷却剂管道内,不与冷却剂直接接触,冷却剂温度的变化须通过套管
7、传递,有一定时间延迟。窄量程温度测量用于控制和保护,温度测量要求精确、响应快。采用直接浸在冷却剂中的窄量程温度计,精密仪表不能直接插入一回路主管道的高速流体中,因而在每条环路设置了温度测量旁路管线。,2流量的测量每个环路蒸汽发生器出口弯管处的管道上设置了三个测量流量的压差变送器。由于向心力作用,流体管道外径与内径存在压差。压差与流量成正比,通过测量弯管处压差就可推算出冷却剂流量。3压力的测量稳压器通过波动管与一回路冷却剂相连,稳压器内压力等于一回路冷却剂压力。压力测量通过压力传感器来实现。宽量器压力传感器的测量范围为020.0,在一回路启动和停堆阶段,用来指导运行人员对反应堆压力的控制。窄量程
8、压力传感器的测量范围为11.018.0,在稳压器建立汽腔之后,用于产生相应的调节和保护信号。,3.1.6系统特性,1.正常运行典型1000MWe核电厂的系统主要特性:(1)系统压力保持在15.5MPa;(2)反应堆冷却剂平均温度在291.4310;(3)根据负荷的不同,稳压器水位在20%64%之间;,3.1.6系统特性,2.稳态运行方式(1)反应堆冷却剂平均温度恒定不变。则负荷P增加,二回路蒸汽温度下降。此核电厂稳态运行方案中,反应堆冷却剂体积变化较小,稳压器容积变化小,功率变化废水量小,反应性补偿小,但二回路蒸汽温度随负荷增加下降过大,减小了热力循环效率。(2)二回路蒸汽温度恒定不变。则负荷
9、P增加,反应堆冷却剂平均温度升高;提高了核电厂的热效率,但体积变化大,一回路水容积补偿增加,废水量增多。,核电厂采用了折中运行方案,反应冷管端tin温度不变,反应堆冷却剂平均温度Tav随负荷增加而上升,上升到适当程度,蒸汽温度随Ts负荷P增加而减小,与方案(2)相比,蒸汽温度下降幅度小得多。,使反应堆的核燃料在堆芯中能按照反应堆的设计要求来实现自持链式裂变反应;核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有效地导出;反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保持良好的性能,即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的完整性和安全性。核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构的设计和加工制造的
10、质量。,反应堆本体结构的功用是:,3.2反应堆本体结构,压水反应堆,堆芯,下部堆内构件,上部堆内构件,控制棒组件及其驱动机构,压力容器,本体,反应堆本体结构,反应堆通常是个圆柱体的压力容器,其中裂变材料所在部分称为反应堆堆芯。,堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件等组成。,3.2.1核反应堆堆芯,堆芯又称活性区,是压水堆的心脏,可控的链式裂变反应在这里进行,同时它也是个强放射源。,或,布置:157个燃料组件,堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的燃料组件组成,内区则混合交错布置52个富集度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。,换料:在压水堆运行
11、一个周期后,取出中心部分燃耗最深的燃料组件,第二区的燃料组件移入中心,再将最外区燃料组件移至第二区,富集度为3.25%的新燃料组件则加在外区。经过一个运行周期后,三区装载的压水堆中,运行一个周期后大约有1/3的燃料组件需要更换,而每个燃料组件在反应堆堆芯内的时间一般是三个运行周期。,堆芯布置与换料策略,方式1:由外向内倒料方式,优点:可以展平堆芯功率,获得较高的燃耗深度,提高核燃料的利用率。从第二循环开始,新装入的燃料组件的富集度为3.25%,高于首次装料。因为经过一段时间的运行,堆芯内积累了会吸收中子的裂变产物,需要增加后备正反应性。缺点:中子注量率的泄漏率较高,导致压力容器中子注量率大,中
12、子利用率较低,导致换料周期较短,燃料循环成本较高。,CPR1000压水堆(岭澳二期核电厂)采用合理的“内-外”式换料策略。换料:通过加大堆芯中235U的装入量,中子价值高的新燃料组件置于堆芯内区,把内区辐照深度大的燃料组件移到堆芯的最外层,并改为18个月换料,从而实现低泄露燃料管理。优点:可以减少中子的径向泄露,增加堆芯的反应性,提高燃料的卸料燃耗。缺点:会使堆芯功率分布不平坦性增加,功率峰因子增大,因此,需采用203Gd作可燃毒物来抑制功率峰。,堆芯布置换料策略,方式2:“内-外式换料方式”,对于18个月换料低泄露燃料管理策略,与常规的年换料方式相比,能够:(1)降低压力容器中子注量率,有利
13、于延长压力容器的寿命;(2)减少换料大修次数,降低大修成本;(3)增加年发电量,提高电站利用率;(4)降低放射性废物产生量和人员受照量。,为了满足电网要求,避免在每年69月份用电高峰期进行大修,18个月的换料方式实际上采取的是长/短循环交替进行的换料方式。即更换72个新组件后,运行一个长燃料循环(19个月);下次换料则更换68个新组件,再运行一个短燃料循环(17个月)。,燃料组件是压水堆的堆芯重要部件,主要分为长方体和六棱柱两种排列方式;压水堆普遍采用了无盒、带棒束型控制棒组件的燃料组件,优点是减少了堆芯结构材料,冷却剂充分交混,增强燃料棒表面的冷却;堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和燃料组件装
14、载数而定。长方体燃料组件有1414、1515、1616、1717等几种规格。,1.燃料组件,大亚湾900MW级压水堆第一个堆芯的布置共有157个横截面呈正方形的无盒燃料组件。大亚湾准圆柱状核反应区高3.65m,等效直径3.04m。热功率1800MW,堆芯直径约2.5m;热功率3800MW,堆芯直径约3.9m,核燃料的高度为3.64.3m.,六棱柱燃料组件,长方体燃料组件,燃料芯块,燃料组件与燃料元件,标准的1717型组件:燃料棒径为9.5mm,棒间距12.6mm,横截面尺寸214214mm2,总高为4058mm。组件组成:264根燃料元件棒,24根控制棒导向管和1根堆内测量导管,共计289个栅
15、元格。,测量导管位于组件中央位置,为插入堆芯内测量中子通量的探测器导向提供了一个通道。控制棒导向管为插入控制棒组件或中子源组件或可燃毒物组件或阻力塞组件提供了通道。,燃料组件,从结构上看,核燃料组件是由燃料元件棒和组件的“骨架结构”两部分组成。,燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。组成:燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和上、下端塞。参数:棒长3852mm、外径9.5mm、活性区长度3657.6mm。燃料元件包壳厚度0.57mm,内充有2.0MPa的氦气。,(1)燃料元件棒,芯块是由富集度为2-3%的UO2粉末(陶瓷型芯块)冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体,直径为8-9毫米,直径与高度之比为1:
16、1.5。(大亚湾采用直径8.192mm,高度13.5mm)每一片芯块的两面呈浅碟形,以减小燃料芯块因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。一根燃料棒内装有271个燃料芯块。,(a)燃料芯块,UO2陶瓷型芯块:主要优点:燃料芯块最高工作温度1204,熔点高(-2800),具有良好的中子辐照稳定性和高温下的化学稳定性,与包壳不发生化学反应,即使包壳破裂与冷却剂(水)也不太会发生化学反应。主要缺点:热导率低,以致燃料的中心温度高达2000左右,中心与表面温差达1000以上。因此,燃料芯块的热应力很大,特别是在堆内燃烧到后期,核燃料过分膨胀会挤压包壳管。,作用:包壳容纳燃料芯块,将燃料与冷却剂隔开,并包容裂变所
17、体,是防止放射性物质向外释放的第一道屏障。目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成(长3-4米,直径为9-10毫米,壁厚0.5-0.7毫米)。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。,包壳温度达到820后锆与水反应产生氢气,在运行中应使燃料元件保持在可接受的温度之下。,包壳,具有良好的核性能,即中子吸收截面要小,感生放射性要弱;具有良好的导热性能;与核燃料的相容性要好;具有良好的机械性能;有良好的抗腐蚀能力;具有良好的辐照稳定性;,对包壳材料的要求:,燃料包壳的选择(1)不锈钢:高温强度好;热中子吸收截面大(a:3.0巴);快堆用做燃料包壳。(2)Zr合金
18、:显著改善中子经济性(a;0.22巴0.24巴)Zr-2(SnFeCrNi)(%)1.50.120.10.05Zr-4(SnFeCrNi)(%)1.50.150.10.0去掉了镍,抑制吸氢,防止脆化。(3)M5:新开发,Zr-1%铌-氧合金(腐蚀是Zr-4的1/3、吸氢量1/6、辐照生长1/2、热蠕变1/3),(c)芯块和包壳间的间隙芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙(0.64mm),其作用有两个:一是补偿包壳和芯块不同的热膨胀;二是容纳从芯块中放出的裂变气体。,(d)上、下端塞燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料芯块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。,(e)上端塞上的进气孔用于制造时往
19、包壳内充氦加压至2MPa,用来改善间隙的传热性能和降低包壳管内外压差,以免包壳被外压压塌。(预充压技术),(f)压紧弹簧限制燃料元件的运输和操作过程中,芯块的轴向串动。,在一个燃料组件的全长上,有6-8个弹性定位格架。组装时,由24根控制棒导向管,1根测量仪表套管把弹性定位格架与上、下管座连接成一体构成燃料组件“骨架”,以支撑燃料元件棒并保持燃料元件棒之间的间距。使264根细长的燃料元件棒形成一个整体,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通畅。,(2)燃料组件的骨架,作用:是夹持燃料元件棒,确保燃料元件径向定位以及加强元件棒弹性的一种弹性构件。1717型燃料组件定位格架
20、是一种有许多上面带有指形弹簧(对燃料棒施加夹紧力)、支撑陷窝(横向支撑作用)和混流翼片的条带(搅混和导向作用,促进冷却剂交混)相瓦插后经钎焊而成的蜂窝状结构。沿燃料元件全程有8个定位格架。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。,(a)定位格架,上管座和下管座是燃料组件“骨架”结构的头部和底部的连接构件,它们都是箱形结构。上管座孔板、顶板、弹簧等组成,刚离开燃料组件的冷却剂在那里进行混合,然后再向上通过堆芯上栅板的流水孔。,(b)上管座,孔板:加了许多长方形的流水孔和对应控制棒导向管的圆孔,控制棒导向管上端固定在这里。顶板:中心带孔的方板,
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- 反应堆 冷却剂 系统 以及 设备 装备
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