核反应堆工程06.pptxVIP

核反应堆工程06;1.1概述 核反应堆历史回顾 核反应堆的诞生 1942年12月2日在芝加哥大学斯戈塔体育场 看台下网球厅内诞生了世界第一座核反应堆。 应用：军事—舰艇动力 民用—核电厂 科研—研究堆;第三讲：核反应堆类型;第三讲：核反应堆类型;第三讲：核反应堆类型;第6页/共39页;第三讲：核反应堆类型;第三讲：核反应堆类型;第三讲：核反应堆类型;第三讲：核反应堆类型;;第三讲：核反应堆类型;第三讲：核反应堆类型;第14页/共39页;第三讲：核反应堆类型;第16页/共39页;第三讲：核反应堆类型——重水堆;第三讲：核反应堆类型——重水堆;第三讲：核反应堆类型——重水堆;第三讲：核反应堆类型——重水堆;第三讲：核反应堆类型——重水堆;美国西屋AP1000型轻水堆的概况 ;二、 主要设计参数1、 净电功率：1090MW2、 反应堆热功率：3400MW3、 一回路热段温度：323.9℃4、 堆芯质量流速：1505千克/平米.秒5、 最小DNBR：1.4476、 DNBR裕度：13.6%7、 燃料组件类型：17*178、 燃料组件数：1579、 活性区高度：4267mm10、 堆芯直径：3498?mm11、 反应堆压力容器内径：4?m，安全壳直径39.6?m，高度65.5?m，总体积58616立方米。安全壳设计压力0.41MPa，钢安全壳厚度44?.5mm。 12、 线功率：18.73千瓦/米13、 控制棒/灰棒数量：53/1614、 蒸汽发生器传热面积：11613平米15、 反应堆冷却剂泵：流量4.73立方米/秒，扬程106.7米，电机功率4450KW。;三、 设计特点1、 设计思路：1）充分采用非能动系统设计和固有安全特性，尽力降低风险、提高安全性；2）尽量降低比造价，力争每KW造价与现有的三环路和四环路压水堆核电厂相当；3）采用模块化和标准化技术，减少现场工厂，缩短施工周期，确保建造速度；模块包括结构模块、管道模块和机务模块三个组成部分。4）采用工程上成熟的堆芯和部件设计，提高可靠性；5）尽量简化系统，改进电厂可利用率，降低职业辐射剂量。;2、 核岛的反应堆与一回路设计 一回路包括反应堆、反应???冷却剂系统，以及相关的辅助系统构成，合称为 核供汽系统。一回路内部的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经 反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变释放的热能，再进入蒸汽发生器，通过U型 管的传热管壁，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水，然后再由反应堆冷却剂 泵送回反应堆。 每台核电机组的核岛一回路有两个环路，每一个环路上有一台F型蒸汽发生 器（即RCS）。?反应堆冷却剂为含硼水，反应堆的设计温度为350℃，冷却 剂的冷段温度约285℃，热段温度为323.6℃，进出口温升为30℃至40℃。每环路上安装两台并联布置的屏蔽泵，作为反应堆冷却剂 泵。该泵立式倒置安装于蒸汽发生器底部的下封头上，没有过渡段。一回路 系统中冷却剂的压力约11MPa。 由于蒸汽发生器（即RCS）紧靠核反应堆，所以一回路的管子很短。每台蒸 汽发生器与核反应堆的连接管包括冷、热段管道各一根。每台屏蔽泵有将蒸 汽发生器下部汇水室内的冷却剂送入反应堆。两根冷段管道均为整体锻造， 然后加热弯制为大弯曲半径的管子，中间没有焊口。蒸汽发生器采用立式自 然循环U型管式蒸汽发生器，管子与支撑板的连接采用全深度的水力胀管。 为防止运行时瞬间超压，整个一回路系统设有一台稳压器，装在热段管道 上。其作用是调节一回路的系统压力，补偿瞬态运行裕量，防止事故停堆。;3、二回路设计 二回路系统由汽轮机、凝汽器、凝结水泵、高低加及除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离器再热器等设备组成。从蒸汽发生器产生的饱和蒸汽进入汽轮机做功，乏汽经凝汽器冷凝成凝结水，经除氧器、高低加、给水泵，主给水返回蒸汽发生器再次循环，形成回路。 由于饱和蒸汽进入高压缸膨胀做功以后，蒸汽压力、温度逐渐降低，蒸汽湿度增大，高压缸排汽的湿度可达到14%。为保证汽轮机安全运行，在高压缸和低压缸之间增设了汽水分离再热器。其作用是通过蒸汽中间再热和汽水分离，使进入低压缸的蒸汽具有一定的过热度，以提高低压缸效率。这是核电机组常规岛与常规的火电机组在汽水系统中存在的最醒目的不同之处。二回路的主要参数：主汽压力：6.43Mpa，温度279℃；高压缸排汽压力0.78Mpa，温度169℃；再热蒸汽压力0.74Mpa，温度265℃；主给水温度：226℃；;4、核岛主要辅助系统