核反应堆论文

1.2,包壳材料(2) ,包壳材料( )
包壳材料: ν 锆合金:特点,物性(自修) ν 不锈钢和镍基合金
水堆中应用最普遍的是锆-2和锆-4合金 快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能,目前多采用奥氏体不 锈钢,有时也使用镍基合金.
1.3,冷却剂(1) ,冷却剂( )
对冷却剂的要求:
ν 中子吸收截面小,感生放射性弱. ν 具有良好的热物性(比热大,热导率大,熔点低,沸点高,
可用的固体慢化剂有石墨,铍,氧化铍和氧化锆
1.4,慢化剂(2) ,慢化剂( )
对液体慢化剂的要求:
ν ν ν ν ν 熔点在室温以下,高温下蒸汽压要低 良好的传热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 原子密度高 不腐蚀结构材料
常用液体慢化剂:
常用的液体慢化剂有水和重水
2,反应堆的热源 ,
2.1,裂变能及其在堆芯内的分布 2.2,影响堆芯功率分布的因素 2.3,燃料元件内的功率分布 2.4,核热管因子 2.5,控制棒,慢化剂和结构材料中的热源及分布
1.1,核燃料(4) ,核燃料( )
固体核燃料: ν 陶瓷燃料:氧化物,碳化物,氮化物
氧化铀:特点(5点内容)(自修) 5 热物性(熔点,密度,热导率,比热)(自修) 钚,铀混合物:UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中. 基体材料:铝,不锈钢,锆合金,石墨等 缺点:基体材料所占百分比大,必须使用浓缩铀(加浓铀)
ρ : 冷却剂的密度; A f : 冷却剂的流通截面积
H f ( z ) : 冷却剂从堆芯进口到位 置z处的焓升 t f ( z ) : 冷却剂从堆芯进口到位 置z处的温升
3.1.2,燃料元件的传热计算 ,
3.1.2.1,燃料元件的形式及其冷却方式 3.1.2.2,棒状燃料元件的传热计算 3.1.2.3,积分热导率的概念 3.1.2.4,板状燃料元件的传热计算
2.2,影响堆芯功率分布的因素 ,
2.2.1,燃料布置对功率分布的影响 ,
2.2.2,控制棒对功率分布的影响(1) ,控制棒对功率分布的影响( )
2.2.2,控制棒对功率分布的影响(2) ,控制棒对功率分布的影响( )
2.2.3,水隙及空泡对功率分布的影响 ,
2.3,燃料元件内的功率分布(1) ,燃料元件内的功率分布( )
ν 氦气:氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆.
缺点:因运行压力和流量大而消耗功率大,价格昂贵,泄漏问题.
1.4,慢化剂(1) ,慢化剂( )
对固体慢化剂的要求:
ν ν ν ν ν ν 具有一定的结构强度 良好的导热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 与冷却剂相容 原子密度高 便于加工,成本低廉
可用的固体慢化剂:
热管因子的分类:
一般把热管因子分为两大类:一类是核热管因子; 一类是工程热管因子.
2.4,核热管因子(3) ,核热管因子( )
核热管因子的定义:
径向核热管因子= FRN = 热管的平均热流量 堆芯平均管的平均热流 量 热管的最大热流量 轴向核热管因子= FZN = 热管的平均热流量 堆芯最大热流量 N N N 热流量核热管因子= Fq =FR × FZ = 堆芯平均热流量 局部峰核热管因子= FLN 热流量核热管因子= FqN =FRN × FZN × FLN
3.1.1.1,堆内的导热过程 ,
燃料元件的导热是指燃料芯块内产生的热量通过 热传导传到燃料元件包壳外表面这样一个过程.
核燃料 热量 包壳
3.1.1.1,堆内的导热过程(1) ,堆内的导热过程( )
有内热源的情况
有内热源的导热微分方程: qv =0 k 2 是拉普拉斯符,t是温度,q v 是体积释热率,k是导热率 2t + 圆柱形燃料芯块: d 2 t 1 dt qv + + =0 2 r dr k u dr 平板形燃料芯块: q d 2t = v ku dx 2
2.1,裂变能及其在堆芯内的分布 ,
2.1.1,裂变能(1) ,裂变能( )
2.1.1,裂变能(2) ,裂变能( )
2.1.2,裂变能在堆芯内的分布(1) ,裂变能在堆芯内的分布( )
2.1.2,裂变能在堆芯内的分布(2) ,裂变能在堆芯内的分布( )
2.1.2,裂变能在堆芯内的分布(3) ,裂变能在堆芯内的分布( )
1.1,核燃料(3) ,核燃料( )
固体核燃料: ν 金属铀与铀合金
特点:密度高,热导率大,工艺性能好;辐照稳定性差,有 "肿胀"现象;不能在现在动力堆中使用.
ν 陶瓷燃料:氧化物,碳化物,氮化物
氧化物的使用研究最多,轻水,重水,改进型气冷,快堆等均 使用烧结的氧化物圆柱小块.高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成 的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体.
ν 弥散体燃料
1.2,包壳材料(1) ,包壳材料( )
对包壳材料的要求:
ν 具有良好的核性能,也就是中子吸收截面要小,感生放射性要弱. ν 具有良好的导热性能. ν 与核燃料的相容性要好,也就是说在燃料元件的工作状态下,包 壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学 反应. ν 具有良好的机械性能,即能够提供合适的机械强度和韧性,使得 在燃耗较深的条件下,仍能保持燃料元件的机械完整性. ν 应有良好的抗腐蚀能力. ν 具有良好的辐照稳定性. ν 容易加工成形,成本低廉,便于后处理.
2.4,核热管因子(4) ,核热管因子( )
2.5,控制棒,慢化剂和结构材料 ,控制棒, 中的热源及分布
控制棒中的热源及其分布(自修) 慢化剂中的热源及其分布(自修) 结构材料中的热源及其分布(自修)
3,稳态热工分析 ,
3.1,传热分析 3.2,水力分析 3.3,热工设计原理 3.4,几个重要概念
3.1.1.1,堆内的导热过程(2) ,堆内的导热过程( )
无内热源的情况
平板: dt q = ko dx 圆筒: dt Q = ko F dr
3.1.1.2,堆内的放热过程 ,
放热过程是燃料元件包壳表面与冷却剂之间直接 接触时的热交换,即热量由包壳的外表面传递给 冷却剂的过程.
热量 核燃料 热量 包壳 冷却剂
1.1,核燃料(2) ,核燃料( )
对固体核燃料的要求:
ν 具有良好的辐照稳定性,保证燃料元件在经受深度燃 耗后,尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内 ν 具有良好的热物性(熔点高,热导率大,热膨胀系数 小),使反应堆能达到高的功率密度 ν 在高温下与包壳材料的相容性好 ν 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 ν 工艺性能好,制造成本低,便于后处理
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3.1.1.2,堆内的放热过程(1) ,堆内的放热过程( )
牛顿冷却定律: Q = hFθ f Q:包壳外表面传递给冷却剂的热功率 h:对流放热系数 F:传热面积 θ f :膜温压.在某一位置z处,θ f =t cs ( z ) t f ( z ) t cs ( z ):位置z处包壳表面温度 t f ( z ):位置z处冷却剂的温度 ql ( z ) 所以:t cs ( z ) t f ( z ) = h( z ) Fl
第七章: 第七章:核反应堆热工
核反应堆工程概论
一,反应堆热工分析的任务
反应堆热工分析是研究在反应堆及其回路 系统中冷却剂的流动特性,热量传输特性,燃料 元件的传热特性的一门工程性很强的学科.其研 究内容涉及反应堆的各种工况,以满足动力堆安 全,经济和实用. 反应堆的堆型不同,它们的结构形式,冷 却剂特性,运行参数和安全要求等方面也有很大 差异.我们选择压水堆作为主要讨论对象.
0 0. Nu = 0.(Gr Pr).25 Pr f Prw ) 25 5 ( f
3.1.1.2.3,沸腾放热(1) ,沸腾放热( )
大容积沸腾: 大容积沸腾: 大气压下水 的大容积沸 腾曲线
3.1.1.2.3,沸腾放热(2) ,沸腾放热( )
流动沸腾: 流动沸腾的 传热区域
3.1.1.2.3,沸腾放热(3) ,沸腾放热( )
3.1,传热分析 ,
3.1.1,反应堆内热量的输出过程 3.1.2,燃料元件的传热计算 3.1.3,固体慢化剂与结构材料的传热计算 3.1.4,泊松方程的数值解法(自修)
3.1.1,反应堆内热量的输出过程 ,
3.1.1.1,堆内的导热过程 3.1.1.2,堆内的放热过程 3.1.1.3,堆内的输热过程
ν 水和重水:水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆.
缺点:沸点低,存在沸腾临界,在高温下有腐蚀作用. 重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓 缩度.缺点是价格昂贵.
ν 钠:钠作为冷却剂主要应用于快中子堆.
缺点:钠水剧烈反应,温度梯度质量迁移,金属的扩散结合,存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题.
二,反应堆热工分析的内容
1,堆芯材料和热物性 2,反应堆的热源 3,稳态热工分析 4,瞬态热工分析
1,堆芯材料和热物性 ,
1.1,核燃料 1.2,包壳材料 1.3,冷却剂 1.4,慢化剂
1.1,核燃料(1) ,核燃料( )
核燃料: 裂变燃料:铀-235(自然界存在的唯一一种核燃料) 铀-233 钚-239 转换燃料:钍-232 铀-238 核燃料的形态: 固态:实际应用的核燃料 液态:未达到工业应用的程度
2.828 p 0.0234
沸腾临界:
"沸腾临界"也称为"烧毁"或"偏离泡核沸腾(DNB)"和"蒸干";术 语临界热流量(CHF)则用来描述上述工况下的热流量值,以及确定在那 一点最先发生上述工况."临界热流量"也称为"临界热负荷"或"烧毁 热通量".
3.1.1.3,堆内的输热过程 ,
输热过程指的是,当冷 却剂流过堆芯时,将堆 内 裂变过程中所释放的热 量带出堆外这样一个过 程. 冷却剂从堆芯进口到位 置z处的输热量为: Q ( z ) = Wc p t f ( z ) = A f Vρc p t f ( z ) = WH f ( z ) Q ( z ) : 冷却剂从堆芯进口到位 置z处的输热量; W : 冷却剂的质量流量; c p : 冷却剂的比热;
泡核沸腾: 过冷沸腾中 壁面温度和 流体温度的 分布
3.1.1.2.3,沸腾放热(4) ,沸腾放热( )
过冷沸腾起始点的判据:
9 q ONB = 1.798 × 10 3 p 1.156 (t w t s ) 5 式中 q ONB 为在壁面过冷度 (t w t s )和系统压力为 p时, 开始产生沸腾所需的热 流量
f 0 .8 0.33 对于大膜温压: Nu = 0.027 Re Pr w
B,水纵向流过平行棒束 时的放热系数 韦斯曼关系式: Nu = C Re 0.8 Pr 1 3
0.14
3.1.1.2.2,自然对流放热 ,
n 自然对流放热准则关系式:Nu = C(Gr Pr)
当壁面的热流量恒定时,竖壁的放热系数: Nu = 0.(Gr Pr)1 3, 5 < Gr < 1011 6 10 (层流) Nu = 0.17 Gr Pr)1 4 ,× 1013 < Gr Pr < 1016 2 (紊流) ( 横管的自然对流平均放热系数:
2.3,燃料元件内的功率分布(2) ,燃料元件内的功率分布( )
2.4,核热管因子(1) ,核热管因子( )
热管和热点的概念
2.4,核热管因子(2) ,核热管因子( )
热管因子:
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 (或名义值)的程度,引入一个修正因子,这个修正因 子就称为热管因子.热管因子是用各有关的热工(或物 理)参数的最大值与平均值的比值来表示的.
3.1.1.2.1,强迫对流放热 ,
A,流体在圆形通道内强 迫对流时的放热系数 迪图斯( Dittus )-贝尔特( Boelter )关系式: Nu = 0.023 Re 0.8 Pr 0.4 膜温压不能太大,管长 应大于内径的 50倍 且: 4 < Re ≤ 1.2 × 10 5 ,.6 ≤ Pr ≤ 120 10 0
饱和蒸汽压低等),以便从较小的传热面积带走较多的热量. ν 粘度低,密度高,使循环泵消耗的功率小. ν 与燃料和结构材料相容性好. ν 良好的辐照稳定性和热稳定性. ν 慢化能力与反应堆类型相匹配. ν 成本低,使用方便,尽可能避免使用价格昂贵的材料.
1.3,冷却剂(2) ,冷却剂( )
常用冷却剂: