XXXX年注册核安全工程师-综合知识-第三章XXXX

核安全综合知识注册核安全工程师考试复习2013年7月周志伟电话：[phone]Email：[e-mail]《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第一节核反应堆的主要类型一、按照功能分类二、按照中子能谱分类三、按照慢化剂分类四、按照冷却剂分类五、按照核燃料分类第二节压水堆核电厂一、压水堆的基本特点二、压水堆反应堆本体三、一回路系统及其主要设备四、安全壳五、一回路辅助系统六、二回路系统《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第三节核动力厂使用的其他核反应堆堆型一、沸水堆二、重水堆三、高温气冷堆（HTGR）四、快中子堆第四节新型压水反应堆一、新型压水反应堆的提出二、AP1000压水堆核电厂三、欧洲压水反应堆（EPR）核动力厂《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第五节研究堆一、概述二、研究堆的基本特点和应用领域三、我国建造的典型研究堆四、世界几座典型高通量研究堆第六节反应堆及核动力装置的功率控制一、缓发中子的作用二、核反应堆功率控制原理三、核动力厂功率控制系统四、核反应堆的仪表控制系统《核安全综合知识》第三章核反应堆与核动力厂复习内容:第七节核反应堆保护系统一、保护系统的功能二、保护系统的安全准则三、保护系统的实现《核安全综合知识》第一节核反应堆的主要类型知识要点：反应堆的分类：动力堆：PWR、BWR、HTGR、FBR生产堆研究堆轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属冷却反应堆热堆、中能中子堆、快堆轻水堆、重水堆、石墨堆压力壳堆、压力管堆、池式堆《核安全综合知识》一、按照功能分类（1）研究用反应堆，用来研究中子特性，进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变核素233U，239Pu和各种不同用途的同位素；（3）动力堆，包括军用动力堆和民用动力堆。二、按照中子能谱分类按引起裂变反应的中子能量可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。快中子堆中，裂变是由快中子（平均能量达0.1MeV左右）引起的，因此堆内不能存有中子慢化剂材料。中能中子堆中存有一定数量的慢化剂，裂变主要是由中能中子引起的。在快中子堆或中能中子堆中，堆内都必须使用高富集度的核燃料。热中子堆中裂变是由热中子引起的，因此堆内必须有足够的慢化剂。天然铀、低富集铀燃料、233U、239Pu都可用作热中子堆的核燃料。世界上已建的堆绝大多数属于这种类型。《核安全综合知识》三、按照慢化剂分类核反应堆内的慢化剂是使中子减速而从快中子变为热中子的物质。慢化剂对热中子堆的物理性能有显著影响，所以常常按照采用慢化剂的种类来进行反应堆的分类，如：轻水堆重水堆石墨慢化反应堆铍或铍化合物堆……《核安全综合知识》三、按照慢化剂分类现在大量建造的压水堆、沸水堆，都是用轻水（H2O）作为慢化剂。轻水中所含氢的原子核是慢化能力最强的原子核。轻水作慢化剂的反应堆，其单位体积可产生的发热功率（功率密度）很高，特别适用于核动力舰船。但是轻水作为慢化剂的反应堆也有一些局限：1）为了提高反应堆的热效率，要求冷却剂同时也是慢化剂的轻水（H2O），必须运行在高温条件下。因为一定压力下轻水达到饱和温度以后就要开始沸腾，所以要提高冷却剂温度就必须提高堆芯的压力。2）轻水慢化剂本身具有较强的热中子吸收，这导致轻水堆无法采用天然铀，而必须采用一定富集度的低富集铀作核燃料。3）轻水在中子照射下还会产生放射性，增加了堆屏蔽防护的要求。《核安全综合知识》四、按照冷却剂分类核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂，所以从核反应堆热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型。按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。气冷反应堆包括CO2冷却和He气冷却反应堆；液体冷却反应堆主要包括轻水冷却的压水堆和沸水堆，以及重水冷却的重水反应堆，还可以用有机化合物冷却的液体冷却堆；液态金属冷却的反应堆主要有钠、钠-钾合金、铋冷、锂冷、铅铋合金等冷却的反应堆。《核安全综合知识》五、按照核燃料分类按照核燃料中235U等易裂变核素的加浓程度即富集度进行分类：天然铀燃料堆低富集铀燃料堆高富集铀燃料堆钍增殖堆按照核燃料的形态划分：固体燃料堆流态燃料堆半流态燃料堆等。《核安全综合知识》第一节核反应堆的主要类型核反应堆的分类都不是绝对的，有时为了某种需要而从一个特定角度加以区分。按照核反应堆的运行参数分类按压力分：高压堆、中压堆、低压堆；按温度分：高温堆、低温堆；按照核反应堆的结构形式划分为:压力壳式堆、压力管式堆；无论从怎样的角度划分，都是为了有助于从不同侧面了解各种类型核反应堆。表3-1、-2给出了各种典型反应堆的基本特征和设计参数《核安全综合知识》第二节、压水堆核电厂一、压水堆的基本特点压水堆（PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。美国Nautilus压水堆核潜艇于1955年4月17日下水，陆上希平港（Shippingport）压水堆核电厂于1957年12月投入运行。经过几十年的努力，这种堆型得到了很大的发展，通过一系列的重大改进，已经成为技术上成熟的一种堆型。在2011年底世界上运行的435座机组中有265座是压水堆，占60%以上。压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料，燃料芯块中235U的富集度约3%~5%左右。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块；《核安全综合知识》一、压水堆的基本特点柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。一、二百个燃料组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。要使热力系统有较高的热能转换效率，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数，必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。《核安全综合知识》一、压水堆的基本特点图3-1压水堆的热力系统示意图反应堆主泵给水泵冷凝器发电机汽轮机蒸汽发生器冷却水蒸汽发生器反应堆汽轮机发电机冷却水冷凝器给水泵主泵《核安全综合知识》一、压水堆的基本特点压水堆核电厂最显著的特点是：结构紧凑堆芯的功率密度大基建费用低建设周期短。压水堆核电厂的主要缺点有两个：第一，必须采用高压的压力容器第二，必须采用有一定富集度的核燃料《核安全综合知识》一、压水堆的基本特点压水堆发展得最快，还有下列历史上的原因：（1）压水堆的发展有军用堆的基础（2）工业上有使用轻水的长期经验（3）核工业的发展为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件（4）压水堆技术上已成熟压水堆核电机组一直是核能产业最安全堆型之一，它已经成为一种成熟的堆型，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的“商品”。目前，压水堆核电厂的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展。压水堆核电厂的研究开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。《核安全综合知识》二、压水堆反应堆本体压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成。核岛中的四大部件是反应堆本体、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。在核岛中的设备系统主要有压水堆本体、一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。压水堆本体包括堆芯、压力容器与堆内构件。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯核动力厂的核心部分是反应堆，由它提供发电所需要的全部热能。压水堆核电厂使用的反应堆本体由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等部分组成堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯燃料组件由燃料元件(也称燃料棒)、定位格架和组件骨架等部件组成。大亚湾核电厂压水堆的燃料组件通常17×17正方形排列的燃料元件组成。其燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m（12英尺）。在3.66m活芯区高度的每根燃料元件中装有271块二氧化铀燃料芯块，每个燃料芯块直径约8.2mm，高13.5mm。燃料芯块的区域称为活性区。燃料芯块叠放在壁厚0.57mm的Zr-4合金包壳中。Zr作燃料包壳的优点：（1）中子吸收截面小；（2）在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能；（3）只有少量氚穿过Zr管；（4）正常运行时，与水不发生反应；（5）熔点高（1800℃）。Zr作燃料包壳的主要缺点是在820℃下锆与水开始发生锆水反应产生氢气，会带来安全问题。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯燃料包壳与芯块之间有0.17mm的间隙，目的在于补偿包壳和燃料芯快不同材料的热膨胀和燃料的辐照肿胀，减少包壳超应力的风险。燃料芯块的上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。弹簧所在空间可容纳燃料裂变时放出的裂变气体，气空间充3MPa压力的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小包壳内外的压差。压水堆燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯在燃料元件呈17×17正方形排列的组件中有289个位置，其中264个（或265个）位置由燃料元件占据。剩下位置留给安放控制棒或中子通量测量管道用。控制棒的上部连成一体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。《核安全综合知识》1．核燃料组件和堆芯压水堆燃料元件和组件端塞弹簧UO2芯块间隙锆包壳160mm3850mm3658mm上端塞燃料芯块燃料管下端塞燃料棒细节完整组件组件结构导管定位格架细节下管座定位格架定位格架导管仪表管上管座《核安全综合知识》2．反应堆压力容器反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一，支承和包容堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。反应堆压力容器工作在高压（15.5MPa左右）、高温含硼酸水环境和放射性辐照的条件下，寿命不少于40年。反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成。反应堆压力容器本体材料属低碳钢，Mn-Ni-Mo低合金钢。与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。在核动力厂整个寿期，它是不可更换的。一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器直径分别为3.99m和4.39m，壁厚0.2m和0.22m，重330t和418t，高13m以上。控制棒束由反应堆压力容器顶盖上部通过控制棒束的驱动机构插入堆芯。《核安全综合知识》2．反应堆压力容器压水堆压力容器内结构1234567891011121330292827262524232221201918171615141—吊装耳环2—封头3—上支撑板4—内部支撑凸缘5—堆芯吊篮6—上支撑柱7—进口接管8—堆芯上栅格板9—围板10—进出孔11—堆芯下栅格板12—径向支撑件13—底部支撑板14—仪表管15—堆芯支撑柱16—流量混合板17—热屏蔽18—燃料组件19—压力容器20—围板径向支撑21—出口接管22—控制棒束23—控制棒驱动杆24—控制棒导向管25—定位销26—夹紧弹簧27—控制棒套管28—隔热套筒29—仪表引线管30—控制棒驱动机构1．吊装耳环2．封头3．上支撑板4．内部支撑凸缘5．堆芯吊篮6．上支撑柱7．进口接管8．堆芯上栅格板9．围板10．进出孔11．堆芯下栅格板12．径向支撑件13．底部支撑板14．仪表管15．堆芯支撑柱16．流量混合板17．热屏蔽18．燃料组件19．压