CONTENTS01反应堆热工水力设计概述华02堆芯热工水力设计118901ACAOTONGUNI03CFD在反应堆热工水力设计中的应用
CONTENTS 重水堆（CANDU） 01 反应堆热工水力设计概述 02 堆芯热工水力设计 03 CFD在反应堆热工水力设计中的应用
反应堆热工水力设计概述Part1896TONGmHe
Part1 反应堆热工水力设计概述
ENuclear Thermal-hydraulic Laboratory先进核反应堆工程设计THeL核反应堆热工水力研究实验室PART核能技术发展图谱GenerationIVGenerationIll+Generation IllIGeneration Il革新性设计GenerationI改进型设计先进轻水堆商用压水堆早期原型堆MSR(MoltenSaltcooled)AP1000(PWR)LFR(Lead cooled)CANDU6(AECL)Bruce(PHWR/CANDU)EPR(PWR)GFR (Gas cooled)AP600(PWR)CalderHall (GCR)CalvertCliffs(PWR)SMR (PWR)SFR (Sodium cooled)System80+Shippingport (PWR)Flamanville1-2(PWR)VVER-1200SCWR (SupercriticalwaterFermi-1(SFR)Fukushima I1-4(BWR)ESBWR(BWR)cooled)PeachBottom1(HTGR)GrandGulf (BWR)VHTR(Gascooled)GenlGen IVGenllGen IllGenlll+195019601970198019902000201020202030先进反应堆4/59
PART 1 4/59 先进核反应堆工程设计 核能技术发展图谱 先进反应堆
Nuclear Thermal-hydraulic Laboratory先进核反应堆工程设计ATHeL核反应堆热工水力研究实验室PART典型先进反应堆堆型AP1000堆芯高温气冷堆芯屏散松校时鲜服茶反射堆芯容器热管堆堆芯分滤相燃科盐下联室n燃科放入口11000 mm出鞋鞋排批管熔盐堆堆芯钠冷快堆堆芯5/59
PART 1 5/59 先进核反应堆工程设计 典型先进反应堆堆型 AP1000堆芯 钠冷快堆堆芯 高温气冷堆芯 熔盐堆堆芯 热管堆堆芯
NuclearThermal-hydraulicLaboratory福先进核反应堆工程设计THeL核反应堆热工水力研究实验室PART反应堆热工水力设计的任务就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统在进行反应堆热工设计之前，由各专业讨论并初步确定的前提为：二回路对冷却剂流过根据所设计反应堆的热燃料元件的一回路冷堆芯的流程堆的用途和功率、堆芯形状、它在以及堆芯进特殊要求选却剂热工功率分布不堆芯内的布参数的要口处冷却剂定堆型，确均匀系数和置方式以及求流量的分配定所用的核栅距允许变水铀比允许情况燃料、慢化化的范围的变化范围剂、冷却剂和结构材料的种类6/59
PART 1 6/59 先进核反应堆工程设计 反应堆热工水力设计的任务 就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统。 在进行反应堆热工设计之前，由各专业讨论并初步确定的前提为： 根据所设计 堆的用途和 特殊要求选 定堆型，确 定所用的核 燃料、慢化 剂、冷却剂 和结构材料 的种类 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 燃料元件的 形状、它在 堆芯内的布 置方式以及 栅距允许变 化的范围 二回路对 一回路冷 却剂热工 参数的要 求 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