AP1000培训-堆芯设计.ppt

热工水力设计概念 设计使堆芯裂变能传递到二环路系统 设计使停堆后把堆芯余热传出来 同时确定电厂的设计准则，对核设计、机械设计、测量仪表等提出设计要求 堆芯热工水力设计中的DNB 分析采用全统计方法（Revised Thermal DesignProcedure -RTDP） 热工水力设计的重要参数 偏离泡核沸腾DNB 偏离泡核沸腾比DNBR DNBR=临界热流密度/最大热流密度 热管因子 Fq=线功率密度峰值/线功率密度平均值 Ql=We/157/264/426.7瓦/cm 燃料温度和包壳温度 燃料熔点2593℃ 堆芯水力设计 概念 对堆芯流量大小、流量分配、堆芯阻力及流量的不稳定性等进行计算预计 主要参数： 堆芯流量大小 堆芯阻力及压降 流量的不稳定性 堆芯监测仪表 堆芯功率和功率分布测量系统（IIS） 金属撞击监测系统（松动件） 引用资料 核电专刊（AP1000) 非能动安全先进核电厂AP1000 AP1000研究总论 AP1000研究总报告_第一章-系统设计特征和差异分析 第三代核电技术与AP1000先进核电机组 AP1000技术手册 谢谢！ 设计和运行工况 工况I 正常运行工况 工况II 中等频率工况（＞ 10E-2/堆·年） 工况III 稀有事故 （ 10E-2/堆·年＞f＞ 10E-4/堆·年） 工况IV 极限事故 （ 10E-4/堆·年＞ f＞ 10E-6/堆·年） 增殖系数 反应性=增殖系数—1 反应性系数-反应性随堆芯某参数变化而引起的变化  AP1000教材 堆芯设计 生产准备处 目录 目的 堆芯设计整体特点 反应堆结构 堆芯设计 引用资料 目的 介绍AP1000核电站堆芯及堆芯设计相关知识 芯-》堆芯-》 AP1000的堆芯 Advanced Passive LWR 先进的非能动的轻水堆 第三代核电站 第三代核电站的概念： 相对实现了系列化和标准化的第二代技术而言具有更高的安全性和经济性，满足UtilityRD（美国用户要求文件）和EUR要求的先进性机组 URD对新建电站的主要要求： 更大的功率（100~150万千瓦） 更高的安全性 更长的寿命（60年） 更短的建设周期（48~52个月） 更好的经济性 第三代核电站（续） 更高的安全目标 堆芯热工安全裕量 ＞15%（19%） 堆芯融化概率 ≤1.0*10E-5/堆（ 5.08*10E-7/堆） 大量放射性向环境释放概率 ≤ 1.0*10E-6/堆（ 5.94*10E-8/堆） 可利用因子 ＞87%（93%） 第三代核电站（续） 更高的经济目标 造价大大降低约为1200美元/KWe （批量化后大幅降低造价）(2200/1760) 生产成本大大降低约3.4美分/KWh AP1000堆芯设计整体特点 AP1000 的堆芯保持了传统压水堆（314）的堆芯构造(比利时的Doel 4 和Tihange 3) ； 堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同； 从首炉料开始就实现18 个月长燃料循环； 设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进； 达到第三代压水堆的要求； 具备不调硼负荷跟随能力。 反应堆结构 堆芯 压力容器剖面图 堆芯 田湾 表示，共计42个通道 MA： MSHIM 灰棒组 A MB： MSHIM 灰棒组 B MC： MSHIM 灰棒组 C MD： MSHIM 灰棒组 D M1： MSHIM 黑棒组 1 M2： MSHIM 黑棒组 2 AO： A.O. 控制棒组 SD1：停堆棒组1 SD2：停堆棒组2 SD3：停堆棒组3 SD4：停堆棒组4 堆芯相关信息 反应堆堆芯由燃料组件、离散式可燃毒物组件、黑体控制棒组件（RCCA）、灰体控制棒组件（GRCA）、中子源组件构成 AP1000 堆芯有157 组燃料组件（163） 堆芯活性区高度为4.267m（3.55） 42个堆芯测量通道 69束控制棒组件 组件 田湾 田湾 燃料组件相关信息 燃料组件由上管座、下管座、燃料棒、导向管、仪表管和定位格架组成(ROBUST，2.35~4.45) 组件中燃料