反应堆概论.pptVIP

反应堆概论 中广核员工岗前培训 1、反应堆组成 2、反应堆参数 3、反应堆内部特征及材料要求 4、反应堆分类 5、反应堆的控制 6、典型反应堆介绍 目的要求 了解反应堆的基本组成 了解反应堆对各部分材料的要求及其物理基础 了解反应堆的基本工作原理与控制方法 了解不同类型的反应堆及其用途 1、反应堆的组成 核燃料： 包括裂变燃料和转化原料 非燃料构件：包壳管、定位格架、导向管、通量测量管等 慢化剂： 快中子堆没有 冷却剂： 反射层： 反射层以内是进行反应的空间，称为堆芯或活性区。 反应堆其余部分 控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件、阻力塞组件，驱动系统等 压力容器及相应构件 辐射监测系统 屏蔽层：热屏蔽及辐射屏蔽 2、反应堆参数 反应堆热功率[MWt]：单位时间内反应堆堆芯内生产的总热量 电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率 电厂效率[%]：电厂功率输出/反应堆热功率 容量因子[%]: 某段时间内生产的总电能/电厂功率*时间间隔 功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率 线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率 反应堆参数 比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总质量 燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量 燃料浓缩度[％]：易裂变物质质量/易裂变物质与可转换物质总质量 比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间所产生的总能量/可裂变物质总质量 反应堆内裂变产生的能量85%以上是碎片、α、β粒子的动能，最终在堆内转变成热能 中子、 γ能量，约10%，主要在慢化剂、反射层、屏蔽体中释放为热能 中微子能量约占5%，几乎全部逃离 因此，必须有冷却系统将热量带出堆芯 3、反应堆内部特征及材料要求 温度高、温度梯度大： 压力高： 材料及容器要求承受较大应力； 中子和γ辐射强：对材料会造成辐照损伤； 化学环境差： 对材料的要求：在堆内的材料，必须能够承受特殊环境下压力、温度、辐射的影响，而没有大的性能改变。 对核燃料的要求 具有良好的辐照稳定性。 具有良好的热物理性能，即熔点要高，热导率高，热膨胀系数小，使反应堆能达到高的比功率和功率密度； 具有良好的力学性能； 具有良好的化学稳定性，同包壳和冷却剂相容，特别是不会与冷却剂发生化学反应，以免在包壳破损后产生不良后果； 易于加工，制造成本低。 后处理成本低。 实际应用的核燃料 目前广泛应用的核燃料有天然铀、低浓缩铀和高浓缩铀，钚的应用也早巳开始； 按核燃料的物理化学形态可分为金属型(包括合金)，陶瓷型(氧化物、碳化物等）和弥散体型(金属陶瓷等)三类。 目前的热中子堆几乎都用235U作燃料，常把天然金属铀或者浓缩铀化合物（UO2）以芯块形式封装成棒状、片状，再按照一定的方式排列成核燃料元件。 对包壳材料的要求 良好的核性能：用在热中子堆中的材料特别强调热中子吸收截面要小；活化截面小； 良好的力学性能：如常温及高温下的抗拉强度、冲击韧性、断裂应力，以及高温蠕变率等； 化学稳定性：不与核燃料、冷却剂以及在燃耗过程中积累起来的裂变产物化学反应，快中子堆要求耐受液态钠腐蚀性能高； 良好的耐中子辐照性能：辐照损伤小，辐照引起的力学性能变化(如脆化效应)小，辐照肿胀率低； 热导率高，热膨胀系数小，熔点高； 容易加工成形，焊接性能好，成本低廉。 燃料包壳材料 铝、铍、镁和锆具有很小的热中了吸收截面(依次等于0.24b．0.01b．0.069b和0.185b)及较高的熔点。其中高纯铝和铝合金已广泛用作低温水冷生产堆和研究试验堆的燃料元件包壳材料．但由于蠕变强度低，耐高温腐蚀性差，而未能用于动力堆。 镁合金现仅用作石墨气冷堆的燃料元件包壳材料。 纯锆(含铪＜0.01％)具有很小的热中子吸收截面和良好的力学性能与耐高温水腐蚀性能，几种锆合金(锆-2．锆-4．锆-铌)的耐腐蚀性能与力学性能更优于纯锆，加工性能和焊接性能(在惰性气体保护下)也非常好，已广泛用作水冷动力堆的燃料棒包壳材料和燃料组件结构材料。 常用构建材料(1) 不锈钢：良好的耐腐蚀性能和很高的强度，但热中子吸收截面相当大，现只在钠冷快中子堆中用作燃料包壳材料和组件结构材料。在热中子堆和快中子堆中均广泛用作堆内构件的材料。 不锈钢对水中氯离子特别敏感，因此在水冷堆中应严格控制水中的氯离子和所用材料的氯成分，并保持水的氯含量于很低水平 (＜0.14x10-6)。 常用构建材料(2) 镍基合金具有比不锈钢更优良的耐腐蚀性能与耐高温性能，在含氯离子的高温水中具有良好的抗应力腐蚀开裂能力，适宜用作堆内构件材料。 纯石墨的中于吸收截面很小(0.004b)，但须清除掉所含硼、镉等强吸收中子的杂质；石墨具有高的热导率，很小的热膨胀系数，其强度随温度增加。 高密度、高