压水反应堆的热功率
压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告

压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告摘要:核电站设计额定负荷通常是一个较为保守的定值,本文主要根据常规岛汽水回路的主要系统关键参数论证百万级压水堆核电站最大出力提升至1180MWe的可行性。
主要从常规岛汽水回路的主要系统关键参数进行分析。
主要分析了凝结水系统,主给水系统,蒸汽旁路排放系统,汽水分离再热系统等参数变化前后是否仍然在设计范围内。
最后论证提升至1180MW是可行的。
关键字:出力提升常规岛承载能力可靠性1.概述1.1目的提示核电站的额定功率,在核电站系统可接受的情况下有利于提示核电站的年度发电量,有较一定的经济效应。
2.定义/缩写T-MCR工况:最大连续运行工况SCR工况:夏季出力工况VWO工况:汽机进汽调阀全开工况3.机组运行数据分析3.1T-MCR工况下机组实际参数根据某核电机组(A机组)商运至今实际运行参数及设计参数进行分析,选取(A机组)T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比相关参数如表1:表1:某核电机组T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比表通过对上述数据分析,发现该机组在冬季由于海水气温减低,机组背压相对低于设计值,反应堆功率热功率在此情况下仍有25.27-37.27MWe 的预量,因此提升机组出力具有一定的可行性。
3.2机组出力提升至边界值预测参数根据前期研究可知,核电机组由停机工况升功率到最大出力工况时,主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量等二回路汽水参数变化趋势均随电功率、核功率增加而线性增加,电功率、核功率稳定于某一点时,蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量均稳定在一点波动运行,依据该现象可根据电动率、核功率边界限值预测出机组处力提升值目标值时主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量对应的参数。
1)核功率线性变化预测参数根据某核电机组(A机组)2月机组启动参数拟合生成曲线图:A机组核功率与电功率、主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量的曲线走势图。
通过生成曲线趋势分析,预测A机组核功率提升至边界值3060 MWe时,相对应的主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量分别为1710.971kg/s、1731.691kg/s、1093.16 kg/s。
AP600核电站的系统简介

6.2 AP-600,西屋西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆,它具有先进的非能动的安全特性,并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造,运行和维护性能。
电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。
在世界范围内,压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%,而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。
AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。
它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术,但是在安全特性方面强调依赖自然力。
安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体,重力流和自然循环流动。
安全系统不使用能动部件(比如泵,风机或柴油发电机)并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统(比如交流电源,部件冷却水,生活服务水,采暖通风)。
控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小;其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。
最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。
大量的安全分析工作已经完成,相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告(SSAR)和概率风险评价(PRA)。
广泛的实验计划也已经完成,从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。
概率风险评价(PRA)的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率,并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力,其也具有很低的放射性泄漏几率。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。
这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处,比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。
特别是,简化的安全系统显著地简化了技术规格,从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用,从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。
部件的标准化降低了备件的数量,减小了维护的培训要求,并且使维护周期进一步缩短。
技术类《反应堆热工水力》第2章(反应堆稳态工况下的传热计算)

AUO2 UO 2分子量, g/mol
A00 阿弗加德洛常数, 6.0221023 1/mol
C5 29325U丰度
11
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
讨论3:U-235的丰度
由于工程上通常给出的是U235的浓缩度(富集度),浓缩度是U235在铀中 的质量数之比,丰度与浓缩度之间的关系式如下:
f
2
293 273 t
f
0.0253 f
t
其中: t 慢化剂温度, 0C
f (0.0253) 0.0253ev中子的微观裂变截面, cm2
对于235 92
U,
f
(0.0253)
583.5b,
1b
10-28 m2
f (t) 非1/v修正因子,一般取1.0
14
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
1
C5
1
0.9874
1
5
1
5
1.0128
1 0.0128
C5
其中: C5 29325U丰度,原子数之比
5 29325U浓缩度, 质量数之比
12
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
讨论4:丰度和浓缩度之间的关系式推导
C5
单位质量铀内235 92
U核子数
单位质量铀内235 92
U
238 92
U总核子数
22
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆的释热率分布
qv r,
z
qv,maxJ0 2.405
r Re
cos
LRe
其中:
qv ,m a
为最大体积释热率
x
qv,max Fa E f N5σ fΦ0
压水堆核电站控制(第一章)

反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时,由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后,反应堆周期接近零,反应堆功率急 剧上升失去控制,出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ,这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时,按上述类似方法可得:
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型:把反应堆看成没有空间度量的一个“点”, 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化,与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff :某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l :上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间:一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性:表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处: 缓发中子先驱核产生率= 缓发中子先驱核消失率
第一次作业参考答案

1
A A
8
1
f ,5
5 a,8
1
a,5
1
238 1 2.416 583.5
235
2.7
1.692
680.9 1 1.72%
9、设核燃料中 235U 的富集度为 3.2%(重量),试求其 235U 与 238U 的核子数之比。
解:设 235U 与 238U 的核子数之比为 ,则富集度为
解:查表得: f ,5 583.5 b,a,5 680.9 b,a,8 2.70 b, a,c 0.0034 b
a,
f
5
N A
A5
a,5 8
N A
A8
a,8
a
a,C
a, f
C
N A
AC
a,C
5
N A
A5
a,5 8
N A
A8
a,8
热中子利用系数:
f a, f
5
N A5
A
a,5
235
故消耗的 U 量为
m (1 ) 3.125 1010 Eth A103 NA
(1 0.169) 3.125 1010 1.8 1012 235 103
0.0257kg
6.022 1023
8.(1) 计算并画出中子能量为 0.0253eV 时的富集铀的参数 与富集度的函数关系。
8
N A
A8
a,8
a
C
N A
AC
a,C
5
N A
A5
a,5
8
N A
A8
a,8
a,5
1
A5
A8
a,8
A5 AC
大学精品课件:核反应堆热工分析(压水堆结构概述)

• 喷淋系统:位于稳压器顶部,包
括主喷淋和辅助喷淋,用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力;
• 电加热器:直接浸没的直套管式
电加热器,用于升高压力;
• 安全阀组:安装于稳压器顶部,
由保护阀与隔离阀组成;
• 测量仪表:主要用于水位检测与
显示;
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分:泵体、热屏组件、
路具有放射性,管板与U形管属于冷却 剂压力边界;
• 排污与给水:防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏,确保正 常工况与特殊工况的给水要求;
• 水位控制及相关测量:水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量;
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢; 燃料——二氧化铀; 包壳——锆-4合金(Zr-4); 控制棒——银-铟-镉合金/316,304不锈钢(Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
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
核反应堆工程部分习题参考

h f h0 Qs Qt 1 h h h e f e g 0
故平衡态含汽率为: e
sin
zs H / 2
H 2
1
0.25
1 0.25 h f h0 0.1728 0.25 hg h f
1
均匀流模型下,滑速比为: S 1.0 所以空泡份额为:
0.015 2 ) 6.1 10.78m3 2
10 P 200 7.05 1020 3.824 1022 2.748 1012 10.78 2.558105 kW t 1.602110
3 有一板状燃料元件,芯块用铀铝合金制成(铀占 22%重量) ,厚度为 1mm,铀的富集度 14 2 为 90%,包壳用 0.5mm 厚的铝。中子注量率为 10 /(cm •s)。元件两侧用 40℃水冷却,对流 传热系数 h = 40000W/(m •℃),假设气隙热阻可以忽略,铝的热导率 kAl = 221.5W/(m•℃), 铀铝合金的热导率 kU-Al = 167.9W/(m•℃),裂变截面 σf = 520×10-24 cm2 。试求元件在稳态下的 径向温度分布。 解: 求温度分布,需求体积释热率; 体积释热率 qV Fu E f R Fu E f N5 f ,其中 Fu 97.4% , E f 200MeV , σf = 520×10-24 cm2 ; 元件两侧用 40℃水冷却, 中心温度不会很高, 故求 N5 时铀的密度取附录 A 中 93℃时的 值:
包壳中: T ( x) Tci
aqV ( x a) k AL a 2kU AL
由热阻定义, T0 Tm aqV (
k AL
第三代反应堆EPR简介

第三代反应堆EPR简介◎ 设计公司任俊生1、概述EPR(European Pressurised Reactor)是FRAMTOME和SIEMENS联合设计开发的面向二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站,属于第三代核电站。
它以法国N4 型和德国KONVOI 型核电站为主要的设计参考,并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设计、建造和运行经验。
EPR总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。
EPR 吸收了法国N4 型和德国KONVOI 型核电站的设计和运行经验,充分考虑到了当前的工业水平并采用了先进的技术,提高了总体安全水平,在经济性上具有竞争力。
EPR的研发得到了法国和德国核安全当局的支持和认可,得到了法国和德国科研机构的支持。
EPR是四环路大功率的核电机组,堆芯由241个17×17的燃料组件组成,可采用最高50%的MOX组件,核功率为4250-4900MW,电功率为1600MW级。
换料周期12-24个月,全寿期内电厂可用率大于87%,可达92%,60年设计寿命,职业辐射剂量<0.5manSv/堆年(目标值为0.3manSv/堆年)。
EPR安全系统及重要的辅助系统采用4个系列的系统设置,在设计中遵循了简单性、实体隔离、多样性和冗余原则,并着重考虑了严重事故的预防和缓解措施,将在实际上消除早期放射性大剂量释放的风险,把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内。
EPR采用双层安全壳,安全厂房分区布置,实体隔离。
EPR的纵深防御是基于提高预防水平和全面考虑严重事故缓解措施两方面来设计的,在堆芯设计、系统设计、保护和控制系统优化和安全壳设计等方面做了大量的改进,提高了电站抵御内部和外部灾害以及防止和缓解严重事故的能力,EPR的堆芯损坏频率(CDF)大大降低。
PSA分析结果表明:在所有的电厂运行工况下,内部事件及部分外部事件导致的CDF约为1.24×10-6/堆年。
EPR的仪控系统采用了标准成熟的DCS系统-TXS和TXP。
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q max q Fq 0.646 2.55 1.65MW / m 2
q DNB q max DNBR 1.65 1.3 2.14 MW / m 2
2)确定燃料元件表面平均热流密度������ ������ = 0.646������������/������2 ������1 = ������π������������������ = 0.646 × 3.14 × 0.0095 = 0.0193������������/������ ������1,������������������ = ������1 ������������ = 0.0193 × 2.55 = 0.0491������������/������ 3)堆芯等效直径������������������ ������������������ = 式中 T 为正方形组件每边边长(m) 。 因为组件无盒壁,组件间水隙������������ = 1������������ ,相邻组件的燃料元件棒中心距为 13 + 1 = 14mm,故得 ������ 2 = (17 × 13 × 10−3 + 2 × 0.5 × 10−3 )2 = 0.049������2 将������ 2 带入到������������������ 中,得 D������������ = 2.75m 4)热管版高度处水的比焓h
Fq 2.55 FN 1.65 ;DNBR=1.3;又设燃料元件 , H
内释热份额占总释热量的 97.4%;堆芯高度取 L=4.2672 m;并近似认为燃料元件表面 最大热流密度、元件表面最高温度和元件中心最高温度都发生在元件半高度处;已知元 件包壳的热导率
kc 0.00547(1.8tcs 32) 13.8[W /(m C)]。试用单通道模型
������ ������ ∆h������ ,������������������ = ∆h ∙ ������∆������ ∙ ������∆������ = 260 × 103 × 1.65 × 1.085 = 465.5������������/������������
假设冷却剂温度变化是线性的,则������������ ,������������ = 286.7℃ 借助水和蒸汽计算程序,查得 当������������ ,������������ = 286.7℃,p=15.51MPa 时,������������ ,������������ = 1266.96 ������������/������������ 故 h L ∆������������������������ 465.5 = ������������ ,������������ + = 1266.96 + = 1499.71������������/������������ 2 2 2 ������ = 327.39 ℃ 2
L 2
121 × ������ 2 ������/4
h 堆芯平均管焓升
L ∆������������������������ = ������������ ,������������ + 2 2
∆h = 堆芯热管最大焓升
������������ 3500 × 106 = = 260������������/������������ ������������������ 13455
共 157 组燃料组件;每个组件内有 24 个控制棒套管和一个中子通量测量管;燃料棒中 心间栅距 P=13mm,组件间水隙 温度 t R
w 1mm 。系统工作压力
p=15.51MPa,冷却剂平均
305C ,堆芯冷却剂平均温升 t 27.4C ;冷却剂旁流系数 6% ;
冷却剂设计总流量 14314Kg/s,
=
4×
13 × 10−3
2
− 4 0.0095
������
2
������ × 0.0095
= 0.0132������
热工参数p = 15.51MPa,������������
������ 2
= 327.39 ℃
在给定的热工参数下,运动粘度ν = 0.1209 × 10−6 m2 /s,Pr = 0.8751 ������ ������������������ 4.4744 × 0.0132 ������������ = = = 4.88 × 105 2 0.1209 × 10−6 ν 而 ������������ ������ = 0.023������������ 0.8 ������������0.4 = 0.023 × 4.88 × 105 2
5、掌握压降的计算; 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计的考核方式: 1、 报告一份;2、计算程序及说明一份;3、答辩。
二、设计任务(设计题目) 2.2 已知压水反应堆的热功率
Nt 3500Mw ;燃料元Leabharlann 包壳外径 dcs 9.5mm ,
包壳内径
dci 8.6mm , d 8.19mm ; 芯块直径 u 燃料组件采用 17x17 正方形排列,
qmax 值由热点处的 q DNB 值除以 DNBR 而得。
堆芯燃料棒数目 N 157 (1717 24 1) 41448 平均热流密度
N t Fu 3500 10 6 97.4% q 0.646 MW / m 2 3 d cs LN 9.5 10 4.2672 41448
课程设计报告
( 2013 -- 2014 年度第 二 学期)
名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系:核学院 班级:核电 1101 班 学号: 1111440113
学生姓名:漆圣培 指导教师:李向斌 设计周数:一周
成绩:
日期: 2014 年 06 月 29 日
式中:������������ 为堆芯燃料元件周围的冷却剂总有效流通截面积(������2 ) ;v������ 为冷却剂平均温度下的 比容(������3 /������������) ; 借 助 水 和 蒸 汽 计 算 程 序 , 可 得 ������������ = 305℃,������ = 15.51������������������ 时 , 比 容 v������ = 1.3967 × 10−3 ������3 /������������。 ������������ 应由两部分组成: 一部分是组件内燃料元件棒之间冷却剂的流通面积; 另一部分是组 件间水隙的横截面积,因为流过这个水隙的冷却剂是冷却燃料组件最外面一排燃料元件的, 所以它也属于有效冷却剂的流通面积。因此有 ������ 2 ������������ = ������ ������2 − ������������������ + ������ 4 × (17������)������ 4 式中δ为组件间的水隙宽度为0.001mm。 ������������ = 157 × 264 × 13 × 10−3
借助水和蒸汽计算程序,在工作压力下 ������ 5)热管半高处冷却剂流速 热管内冷却剂流速(或质量流速)的精确计算可按教科书中介绍的方法求解,也可按热 管与平均管压降相等的原则进行迭代求解。作为例子,为简化计算,取热管半高处冷却剂流 速近似等于平均管半高处的流速,则 ������ = ������������������ v������ ������������
0.8
× 0.8751
0.4
= 774.97
在给定的热工参数下,水的热导率κ = 552.8 × 10−3 ������/(������ ∙ ℃)故 ������ κ������������ 0.5528 × 774.97 ������ = = = 32.45 × 103 ������/ ������2 ∙ ℃ 2 ������������ 0.0132 7)计算燃料元件表面最高温度������������������,������������������ ������������������ ,������������������ = ������������ ������ = 2 ∆������������ ∆������������ ,������ ������ ������ + ∆������������ 2 2 ������ 2 ������ 2
2
−
������ × 0.0095 4
2
+ 157
× 4 × 17 × 13 × 10−3 × 1 × 10−3 = 4.20������2 于是 ������ = ������������������ v������ 13455 × 1.3967 × 10−3 = = 4.4744������/������ ������������ 4.20
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。 对于反应堆 热工设计,尤其是对动力堆,最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行, 并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏, 甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确定的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选定堆型,确定所用 的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围; (3)燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围; (4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求; (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规定 了热工设计必须遵守的要求, 这些要求通常就称为堆的热工设计准则。 目前压水动力堆设计 中所规定的稳态热工设计准则,一般有以下几点: (1)燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界; (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却;在事故工况下能提 供足够的冷却剂以排除堆芯余热; (4)在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热 管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高 的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确定 DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理 论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计, 达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、 深入理解单通道模型的基本概念、 基本原理。 包括了平均通道 (平均管) 、 热通道 (热 管) 、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比 DNBR,最小烧 毁比 MDNBR,燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及其最高温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平 均热流密度(热通量) ,最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等;