核反应堆与核电厂基本原理.ppt

第二章核反应堆与核电厂基本原理,王建军2020/4/27,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,2,2.1反应堆的基本工作原理,反应堆利用轻核聚变聚变反应堆（氘，氚等）利用重核裂变裂变反应堆（铀，钚等）,核燃料,反应堆中使用的裂变物质及可转换物质的统称,主要指U，Pu易裂变同位素,其功用主要用来产生裂变并放出裂变能量,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,3,易裂变核素,与任何能量中子都能发生裂变反应的核素,主要指U-235，U-233和Pu-239三种同位素,其中只有U-235是自然界天然存在的,可裂变核素（可转换核素）,在一定能量中子作用下可生成易裂变核素,主要指U-238，Th-232同位素,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,4,一次核燃料,天然存在于自然界的易裂变核素称为一次核燃料,二次（再生）核燃料,由人工方法制备的易裂变核素称为二次核燃料,特指U-235的质量份额与自然界中获取的质量份额相等时，为天然铀；U-235的质量份额大于0.714%则称为富集铀或浓缩铀；,天然铀和富集铀,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,5,裂变过程及裂变能,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,6,裂变碎片,裂变产生的中等质量核素,裂变碎片动能是裂变能量的主要部分,可裂变核素（可转换核素）的转换,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,7,裂变能量,裂变碎片,裂变释放的中子,裂变过程中放出的射线,U-235单次裂变释放能量大约为200MeV,单位质量U-235裂变释放能量计算,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,8,2.2反应堆的分类,核反应堆的设计功能,动力、能源等,生产燃料或其他同位素等,中子应用、射线应用及其他科学研究,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,9,核反应堆分类标准,慢化剂，冷却剂，核燃料形式,结构形式,堆芯内热工状态，裂变中子能量等,运行方式，使用用途等,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,10,核反应堆分类,结构形式,壳式，管式，池式等,运行压力,高压，中压，低压,运行方式,脉冲反应堆，常规反应堆,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,11,2.3核电厂工作原理,典型核电厂工作原理,压水反应堆核电厂,其他典型类型核电厂,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,12,压水反应堆核电厂,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,13,压水反应堆核电厂厂房布置,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,14,沸水反应堆核电厂,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,15,沸水反应堆核电厂,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,16,重水堆的特点,采用重水作慢化剂，可以直接利用天然铀作为核燃料；可用轻水或重水作冷却剂；分压力容器式和压力管式两类；代表性重水堆核电厂:CANDU(CANadianDeuteriumUraniumReactor)ACR-1000(AdvancedCANDUReactor),2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,17,秦山三期核电站年发电近100亿千瓦时,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,18,CANDU系统简图,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,19,CANDU核岛系统,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,20,高温气冷堆的特点,采用石墨作慢化剂，气体作冷却剂；高温气冷堆具有效率高、安全性好等突出优点，由于采用了密度和比热很小的气体作为工质，所以功率密度较小，堆芯体积较大；这种堆型对管路材料的耐高温性和密封性都提出了很高的要求，目前对气体工质的热工性质也需要进一步研究。,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,21,早期的气冷堆：石墨为慢化剂，CO2气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯合金为燃料棒包壳材料，1956年英国建成50MWe气冷堆电站并商用化，70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造36座，总装机容量达到8.2GW（电）；改进型气冷堆：包壳材料改为不锈钢，采用2浓缩铀，1963年英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座，8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制(690)，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；高温气冷堆：采用90以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采用He作为冷却剂，温度可提高到7501200，发电效率提高，同时可以为炼钢、煤的气化、核能制氢等工艺提供高温热源；,气冷堆发展阶段,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,22,清华大学10MW高温气冷实验堆(HTR-10),清华大学HTR-10,山东省示范工程,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,23,快堆核电站流程,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,24,Sodium-CooledFastReactor(SFR),CharacteristicsSodiumcoolant550COutletTemp150to500MWeMetalfuelwithpyroprocessing,orMOXfuelwithadvancedaqueousprocessingBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresources,U.S.ProductTeamLeader:Dr.JordiRoglans(ANL),2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,25,Lead-CooledFastReactor(LFR),CharacteristicsPborPb/Bicoolant550Cto800Coutlettemperature120400MWe1530yearcorelifeCartridgecoreforregionalfuelprocessingBenefitsProliferationresistanceoflong-lifecartridgecoreDistributedelectricitygenerationHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafety,U.S.ProductTeamLeader:Dr.ToddAllen(ANL),2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,26,Gas-CooledFastReactor(GFR),CharacteristicsHeliumcoolant850CoutlettemperatureDirectgas-turbinecycle600MWth/288MWeBenefitsWasteminimizationandefficientuseofuraniumresources,U.S.ProductTeamLeader:Dr.KevanWeaver(INEEL),2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,27,Supercritical-Water-CooledReactor(SCWR),CharacteristicsWatercoolantatsupercriticalconditions550Coutlettemperature1700MWeSimplifiedbalanceofplantBenefitsEfficiencynear45%withexcellenteconomics,U.S.ProductTeamLeader:Dr.JacopoBuongiorno(INEEL),2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,28,2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,29,Very-High-TemperatureReactor(VHTR),CharacteristicsHeliumcoolant1000CoutlettemperatureWater-crackingcycleBenefitsHydrogenproductionHighdegreeofpassivesafetyHighthermalefficiencyProcessheatapplications,U.S.ProductTeamLeader:Dr.FinisSouthworth(INEEL),2020年4月27日10时44分,核科学与技术学院,30,MoltenSaltReactor(MSR),CharacteristicsFuel:liquidfluoridesofNa,Zr,UandPu700800Coutlettemperature1000MWeLowpressure(0.5MPa)BenefitsFinalburntransmutationAvoidsfueldevelopmentProliferationresistancethroughlowfissilematerialinventory,U.S.ProductTeamLeader:Dr.CharlesForsberg(ORNL),