核反应堆总论 第一章 绪论（下）.ppt

1.6设计步骤和主参数选择 设计步骤： 选型——方案设计——初步设计——技术设计——施工设计 以压水堆燃料元件的形状、尺寸、排列方式及栅距的选择为例，说明反应堆物理、热工、机械设计之间的相互关系： 燃料元件的设计 物理：希望较大的卸料燃耗 热工：要求在一定的水铀比条件下，相同的堆芯体积内布置尽量多的燃料元件传热面积，以降低燃料元件的温度 机械：希望元件制造工艺现实可行，加工方便。 燃料元件的形状选择 板状元件 优点：单位体积内具有较大的传热面积，易于定位； 缺点：必须采用高富集铀作为燃料，成本高 棒状元件 优点：易加工；采用低富集度铀；一般采用棒状元件 燃料元件尺寸选择 热工：希望棒径小，可以布置更多的传热面积，以降低元件中心温度； 机械：倾向于棒径大，便于加工，提高稳定性； 物理：棒径大一些较有利，使卸料比燃耗提高，燃料循环寿命延长。 燃料元件的排列方式 相同栅距下，三角形排列方式的冷却剂流速大于正方形排列方式。 热工：三角形 机械（主导因素）：正方形排列的燃料组件框架及定位架加工容易，堆芯围板制作方便，压水堆电站多采用。 燃料元件的栅距 热工：栅距小，使流速大，保证冷却； 物理：要求有一定的水铀比； 机械：要求有足够的空间以便定位装配。 堆芯设计 首先，给定一个结构尺寸和主要参数； 物理方面计算对芯功率分布； 热工方面第一次计算，计算出燃料元件的总传热面积，算出冷却剂和燃料元件的平均温度； 重新计算对芯功率密度； 第二次热工改进计算。 * * 控制棒设置在反应堆上部，穿过大型卧式圆柱排管容器插入压力管束间隙的慢化剂中，反应性的调节既可用控制棒也可用变化慢化剂液位的方法来进行。需紧急停堆时可将控制棒快速插入堆芯，并打开排管容器底部的大口径排水阀，把重水慢化剂迅速排入重水倾泻槽或向慢化剂喷注硼酸扎溶液以减少反应性。 * 左侧主泵唧送下重水冷却剂从左边流入压力管，吸收裂变释热后从压力管右边流出，然后通过堆出口集流管进入右侧蒸汽发生器，将热量传递给二回路的轻水，重水冷却剂在右侧蒸汽发生器流出后，在右侧主泵的唧送下进入另一根压力管，吸收裂变释热后从压力管的左边流出，经堆出口集流管进入左侧蒸汽发生器，在左侧蒸汽发生器将热量传递给二回路轻水，重水冷却剂在左侧蒸汽发生器流出后，在左侧主泵唧送下又从左边流入压力管。如此循环往复。 * * 采用包覆颗粒燃料元件，全陶瓷堆芯结构，氦气作冷却剂，石墨作慢化剂。 * 美国圣符仑堡（Fort st Vrain）堆是将颗粒燃料弥散在石墨基体内做成直径为1.2cm，长 度4.9cm的燃料元件棒，再由132个元件棒按一定形式插入对边为36cm，长度为79.3cm的六角形石墨块的孔穴中组成六角形燃料柱（见图1.14b），六个燃料柱首尾相接串连成六角棱柱状燃料组件。整个堆芯由247个六角棱柱状燃料组件构成。堆芯直径为5.9m，有效高度 为4.5m。 * 德国汉姆-阴屈普（Hamm Uentrop）300 MW THTR核电厂堆是将颗粒燃料弥散在石 墨基体内做成直径为5cm的球形芯体，然后再包覆一层厚为5mm的石墨外壳（见图1.14c）。 堆芯内共有这样的球状燃料元件675000个。反应堆热功率为750MW。堆芯直径5.6m，高度6m。反应堆运行时，新的燃料球从反应堆顶部加入，烧过的燃料球依靠其本身自重从反应堆的圆锥形底部卸出，经燃耗分析器检定，将未烧透的燃料球送回堆芯继续使用，这样可进行不停堆换料。 * 例如用钚-239作燃料，则每消耗一个钚-239核所产生的中子平均数为 2.6左右。除一个中子去维持链式裂变反应外，有一个以上的中子被可转换物质吸收，若可转换物质是铀-238，则新生成的钚-239核与消耗的钚-239之比（增殖比）可达1.2～1.5，实现了裂变燃料的增殖，因此这种堆称为快中子增殖堆。 优点 堆内不需要慢化剂，使堆芯内有害吸收减少，转换比增大。 在发电的同时还能生产新的易裂变燃料。可装备新的反应堆， 向快中子增殖堆继续添加的只是可转换物质铀-238，使铀-238得到充分利用。 一旦大量建造快中子增殖堆，不仅热中子反应堆积压下来的大量贫化铀以及低品位铀矿得到利用，而且比铀资源更丰富的钍也能得到充分利用。 * 回路式：就是用管道将反应堆、热交换器和泵等各个独立设备连接成一回路冷却系统 池式：把反应堆堆芯、一回路钠泵及中间热交换器都浸泡在一个大型钢容器中。可降低一回路严重泄漏的可能性. * 回路式就是用管道将反应堆、热交换器和泵等各个独立设备连接成一回路冷却系统（见图1.16）。由于钠流过堆芯后会强烈地受中子活化，而且钠和水会发生剧烈的化学反应。因此用中间回路把放射性钠和水隔开。这样，即使发生钠泄漏或钠-水反应时，将保证一回路系统不受影响，整个回路式LMFBR核电站的流程是：一回