核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备

核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备

ID:5271674

大小:669.18 KB

页数:8页

时间:2017-12-07

核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备_第1页
核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备_第2页
核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备_第3页
核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备_第4页
核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备_第5页
资源描述:

《核安全填空背书-030103-核反应堆本体结构与核电厂系统及设备》由会员上传分享,免费在线阅读,更多相关内容在行业资料-天天文库

1、第三节核反应堆本体结构与核电厂系统及设备对于不同类型的核反应堆,其核反应堆的本体结构和相应核动力厂的系统和设备有较大的差别。本节选择压水堆作为主要对象予以介绍。压水堆核电站主要由(核岛)和(常规岛)组成。核岛中的四大部件是(堆芯)、(蒸汽发生器)(简称蒸发器)、(稳压器)和(主泵)。在核岛中的系统设备主要有(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。一、核燃料组件与核反应堆的本体结构(核反应堆

2、)是核电站的核能源,由它提供电站发电所需的全部热能。对于不同类型的核反应堆,其(核燃料)、(燃料组件)及其反应堆堆(本体结构)和(结构材料)等有很大差异。考虑世界各国反应堆发展的现状和我国的实际情况,本节选择压水堆作为主要对象进行讨论。压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形(二氧化铀陶瓷燃块),直径约(8)mm,高(13)mm,称之为(燃料芯块)。燃料芯块中铀-235的富集度约(3)%,一个一个重叠着放在外径(9.5)mm,厚约(0.57)mm的(锆-4)合金管内。这种锆合金管称为(燃料元件包壳)。锆管两端有(端塞),燃

3、料芯块完全封闭在锆合金管内,构成高度为(3)m多细而长的燃料元件(见图1-19)。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。这些燃料元件用(定位格架)定位,组成所谓的(燃料组件)(见图1-20)。一般是将燃料元件排列成(17)×(17)的组件,其正方形横截面边长约(20)cm;加上端部构件,整个燃料组件长约(4)m。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。将(100)多个燃料组件(总共包括(4)万多根(3)m多长、比铅笔略粗的燃料元件)组装在一起,构成所谓的压水堆堆芯

4、。图1-19压水堆燃料元件棒图1-20压水堆燃料组件总体结构图1-21为压水堆压力容器内结构示意图。每一个燃料组件包括(200)多根燃料元件,-30-中间有些位置空出来放(控制棒)。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(中子注量率)分布。图1-21压水堆压力容器内结构示意图由(燃料组件)组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内,图1-22为压力容器的堆芯剖面图。压水堆中的最关键设备之一是(压力容器),它是(不可更换)的

5、。一座90万KW或130万KW的压水堆,压力容器的直径分别为(3.99)m和(4.39)m,壁厚(0.2)m和(0.22)m,重(330)吨和(418)吨,高(13)m以上。这么巨大的压力容器,它的加工和运输都是一个需要认真对待的问题。控制棒束由(上部)插入堆芯,在压力容器顶部有控制棒束的(驱动机构)。图1-22压力容器堆芯剖面1.围板;2.热屏;3.压力容器;4.燃料组件;5.吊篮压水堆初步装料后,大约经过(一两)年要进行一次更换(燃料组件)的操作,我们称之为(首次换料)。这以后,就(每)年换料一次。每次换料只需

6、装卸(三分之一)的燃料组件。卸出的燃料组件,放在反应堆旁边的(贮存水池)内。早期的压水堆换料停堆(四)个月,现在换一次料最短可以(两个星期)内完成。这就要求压力容器的(顶盖)、(控制棒驱动机构),以及堆内(屏蔽层)组成一个整体,顶盖可以一下子打开,而不像以前那样一-31-个一个地公开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要采用(快速换料)机构。换料时间的缩短,有利于核电更好地为电力用户服务,缩短停电时间,提高利用效率。作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水,由压力容器(侧)面进来后,经过(吊篮)和压力容器之间的(环形下降段),再

7、从(底部下腔室)进入堆芯。冷却水通过堆芯后温度升高,密度降低,再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。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(15.5)MPa。一座100万kW电功率的压水堆,堆芯冷却剂流量约(6)万吨/小时。二、一回路系统及主要设备图1-23和图1-24分别给出了压水堆核电站冷却剂回路及设备空间分布图和回路系统原理图。一座90万KW或130万KW的压水堆核电站,一回路有(三)条或(四)条并列的环路。高温的堆芯冷却水从压力容器(上)部离开反应堆后,经过冷却剂回路热

8、管段,进入(蒸汽发生器)。蒸汽发生器内有很多(传热管)(见图1-25),传热管内流动的是温度很高的堆芯冷却剂,称为(一次侧);而传热管外流动的是温度相对较低的水和汽,称为(二次侧)。冷却剂从蒸汽发生器的U型传热管一次侧流过后,将热量尽可能多地传递给传热管外流动的二次侧工质。所以在蒸汽发生器里,一回路堆芯(冷却剂)与二回路的(水)在互不接触的情况下,通过管壁发

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文

此文档下载收益归作者所有

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文
温馨提示:
1. 部分包含数学公式或PPT动画的文件,查看预览时可能会显示错乱或异常,文件下载后无此问题,请放心下载。
2. 本文档由用户上传,版权归属用户,天天文库负责整理代发布。如果您对本文档版权有争议请及时联系客服。
3. 下载前请仔细阅读文档内容,确认文档内容符合您的需求后进行下载,若出现内容与标题不符可向本站投诉处理。
4. 下载文档时可能由于网络波动等原因无法下载或下载错误,付费完成后未能成功下载的用户请联系客服处理。