核反应堆热工分析共85页
第七章讲义核反应堆热工
1.2、包壳材料（1）
对包壳材料的要求：
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。
具有良好的导热性能。 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。 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。 应有良好的抗腐蚀能力。 具有良好的辐照稳定性。 容易加工成形，成本低廉，便于后处理。
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
1.1、核燃料（2）
对固体核燃料的要求：
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
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
在高温下与包壳材料的相容性好 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 工艺性能好，制造成本低，便于后处理
1.2、包壳材料（2）
包壳材料： 锆合金：特点、物性（自修） 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）
对冷却剂的要求：
中子吸收截面小，感生放射性弱。 具有良好的热物性（比热大、热导率大、熔点低、沸点高， 饱和蒸汽压低等），以便从较小的传热面积带走较多的热量。 粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小。 与燃料和结构材料相容性好。 良好的辐照稳定性和热稳定性。 慢化能力与反应堆类型相匹配。 成本低，使用方便，尽可能避免使用价格昂贵的材料。
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
核反应堆热工分析
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
影
响
燃料布置
功
率
分
控制棒
布
的
因 水隙及空泡
素
克服办法：采用棒束型控制棒组件
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
整个堆芯的 热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
R f N f 正比 Nc 1.60211010 Fa Ef N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa (qvVc )106 / Fa
106 E f N f Vc
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
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1 核裂变产生能量及其分布
裂变碎片的动能 约占总能量的 84%
裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能，少 量在慢化剂内释 放，通常取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
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1 核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取
Ef 200MeV
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 (K0r)
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在 s s，则：
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
课程设计报告( 20 13 -- 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：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：1111440306学生：佳指导教师：王胜飞设计周数：1周成绩：日期：2014 年 6 月19 日一、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，最基本的要安全。
要求在整个寿期能够长期稳定运行，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围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围；（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。
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；
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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；
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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
核反应堆热工分析
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为
s ，则：
，则在
s
处， r
R0
I0 ( K0r ) s I 0 ( K 0 R0 )
2
堆芯功率的分布及其影响因素
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
2
堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化 作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的 功率，增大了功率分布的不均匀程度
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
克服办法：采用棒束型控制棒组件
2
1
核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为 取 E f 200MeV
堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不 相同 输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关 键
2
堆芯功率的分布及其影响因素
释热率
堆内热源的分 布函数和中子 单位体积的 通量的分布函 数相同 释热率
堆芯最大体积释热率
qv,max Fa E f N f 0
2
堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆中的中子通量分布
2
堆芯功率的分布及其影响因素
均匀装载燃料方案： 早期的压水堆采用此方案 优点：装卸料方便 缺点：功率分布过于不平均，平均燃耗低
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
影 响 功 率 分 布 的 因 素
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e
核反应堆热工分析02剖析
因 水隙及空泡 素
度的燃料，高富集度的装在最外区，低富 集度的在中心。
优点：堆芯功率分布得到展平，提高平均
燃耗
8
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢ 三区分批装料时的归一化功率分布图：
影
响
燃料布置
功
率
分
控制棒
布
的
因 水隙及空泡
素
通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高
9
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢ 非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 (K0r)
➢ 若燃料棒表面处的热中子通量为
s，则：
s
I0 (K0r) I0 (K0 R0 )
，则s在
r处，R0
16
2 堆芯功率的分布及其影响因素
11
2 堆芯功率的分布及其影响因素
影
响
燃料布置
功
率
分
分
控制棒
布
类
的
因 水隙及空泡
素
停堆棒通常在堆芯的外面，只有
停堆棒 在需要停堆的时候才迅速插入堆 芯
调节棒
调节棒是用于反应堆正常运行时 功率的调节
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢 化作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元 件的功率，增大了功率分布的不均匀程度
(r,
z)
0
J0
(2.405
r Re
)
cos
大学精品课件：核反应堆热工分析(热工部分)
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四 停堆后的功率
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出， 其后的冷却要求完全取决于衰变热
压水堆的衰变热：
Байду номын сангаас
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四 停堆后的功率
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四 停堆后的功率
剩余裂变功率的衰减
停堆后时间非常短（0.1s内）：
(
)
(0)
exp
(keff
(
)a
(
0 )a
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四 停堆后的功率
衰变功率的衰减
中子俘获产物的衰变功率： 若是用天然铀或低富集度铀作为反应堆燃料的中子俘获衰变功率为：
Ns2 ( ) 2.28103 c(1 ) exp(4.91104 )
N (0)
2.19103 c(1 ) exp(3.14106 )
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
影
响
燃料布置
功
克服办法：采用棒束型控制棒组件
率
分 布
控制棒 空泡的存在将导致堆芯反应性下降
的
因 水隙及空泡 素
沸水堆控制棒由堆底部向上插入堆芯的原因
Ef 200MeV
堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不相同 输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关键
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
裂变率
释热率
热功率
核反应堆热工分析09..
堆芯稳态热工分析
反应堆热工设计的任务:
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
9
9.2.4 热管因子和热点因子的应用
乘积法：就是指把所有最不利的工程偏差都同时集中作用 在热管或热点上。 混和法：把工程误差分为非随机误差和随机误差两大类，先 分别计算各类误差，最后再把它们综合起来。
下面就根据前述工程热管因子及热点因子的计算方法，先分别计算 各分因子的值而后再综合成总的工程热管因子及工程热点因子
F
N H
hmax 热管最大焓升 ＝ 堆芯平均管焓升 h
6
9.2.2 工程热管因子和工程热点因子
由于工程上不可避免的误差，会使堆芯内燃料元件的热流密度、 冷却剂流量、冷却剂焓升以及燃料元件的温度等偏离名义值。 定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名义值的程度， 热流密度工程热点因子 FqE 和焓升工程热管因子 FE H
热管和热点对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。
5
堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因FqN 来 表示，有时也称热流密度核热管因子。
堆芯最大热流密度 qmax N N F ＝ FR FZ 堆芯平均热流密度 q
N q
热管和平均管中冷却剂焓升的比值，称为焓升核热管因子。 用 FN H 表示。
10
热流密度工程热点因子 FqE
FqE
qh,max qn,max
qn,max q qn,max
核反应堆热工分析(热工部分)
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
控制棒一般均匀布置在高中子通量的区域，既提高 控制棒的效率，又有利于径向中子通量的展平
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
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四
停堆后的功率
在反应堆停堆后，由于中子在很短一段时间内还会引起裂变，裂变产物的 衰变以及中子俘获产物的衰变还会持续很长时间，因而堆芯仍有一定的释 热率。这种现象称为停堆后的释热，与此相应的功率称为停堆后的剩余功 率。
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四
停堆后的功率
剩余中子引起的裂变 燃料棒内储存的显热
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e
r z ) cos Re LRe
R R R 0.71tr 外推高度： LRe LR 2LR LR 1.42tr
堆芯的释热率分布
r z qv (r , z ) qv ,max J 0 (2.405 ) cos Re LRe
二
1.核裂变4% 裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能，少 量在慢化剂内释 放 ， 通 常 取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
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二
1.核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取 E f 200 MeV
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反应堆热工水力学
堆内释热
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1 一
1.核反应堆热工分析的任务
安全：
稳定运行，能 适应瞬态稳态 变化，且保证 在一般事故工 况下堆芯不会 破坏，最严重 事故工况下也 要保证堆芯放 射性不泄漏
第四章 核反应堆热工学
25
4.3 输热和单相对流传热
燃料包壳表面及冷却剂的轴向温度分布
Tf ( z) —— z 处冷却剂的温度； TS ( z ) —— z 处包壳表面的温度； Tm ( z) —— z 处燃料中心的温度； zm —— 燃料中心温度最高处； zC —— 包壳表面温度最高处。
2010.07
26
一侧表面的释热率 对于球状燃料，
QS qV FS F ——表面积
S ——半厚度
qV r 2 温度分布 T (r ) Tm 6U 4 3 Q R qV 表面的释热率 S 3
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19
上节回顾
反应堆热工学主要研究：
（1）反应堆燃料和结构材料的释热；
（2）燃料和包壳材料的热传导； （3）包壳与冷却剂的对流换热等。
M ——慢化剂密度
a ——堆芯材料平均密度
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4.1 核反应堆的释热
通过慢化中子释热
qV ,M ,n 1.6021013 (s F )E MW / m3
qV ,M ,n ——慢化剂通过慢化中子的体积释热率 s ——快中子的宏观弹性散射截面
F ——快中子通量密度
② 元件壁面与冷却剂之间的对流传热
③ 冷却剂将热量传到堆外的输热
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4.2 核反应堆部件的热传导
4.2.1 棒状元件的热传导 燃料元件横截面上的温度分布 对于棒状芯块，可采用一维稳态热传导方程，
qV 2T 1 T 0 2 r r r U qV r 2 解得，T (r ) Tm 4U Tm ——芯块中心温度
堆总释热量的份额
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上节回顾
核反应堆热工分析01
13:18:28
课程介绍
38
13:18:28
课程介绍
39
13:18:28
课程介绍
40
沸水堆
13:18:28
课程介绍
41
沸水堆
13介绍
43
沸水堆
13:18:28
课程介绍
44
快中子堆
13:18:28
课程介绍
45
13:18:28
课程介绍
46
13:18:28
课程介绍
47
重水堆
13:18:28
课程介绍
48
重水堆
13:18:28
课程介绍
49
13:18:28
课程介绍
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高温气冷堆
13:18:28
课程介绍
51
13:18:28
课程介绍
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13:18:28
课程介绍
53
13:18:28
课程介绍
54
13:18:28
课程介绍
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课程介绍
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压水堆燃料组件
13:18:28
课程介绍
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压水堆燃料组件
圆柱形二氧化铀陶瓷芯块 燃料芯块装在锆合金管内 燃料棒用多个定位格架定位 17x17排列正方形燃料组件 组件有空心管
用来插控制棒或测量引线。 起着骨架的作用。
组件外围不加方形组件盒 长约4m，边长约20cm
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上 部 堆 内 构 件
13:18:28
课程介绍
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冷却剂的循环
➢ 压水堆堆内冷却剂流程：
压力容器进口接管沿压力 容器和堆芯吊兰间环腔向下压 力容器下封头处的下腔室堆芯 支承板，流量分配孔板和堆芯下 栅格板堆芯上栅格板压力容 器出口接管。
核反应堆热工分析课设解析
目录一、设计任务 (1)二、课程设计要求 (2)三、计算过程 (2)四、程序设计框图 (8)五、代码说明书 (9)六、热工设计准则和出错矫正 (10)七、重要的核心程序代码 (11)八、计算结果及分析 (17)一、设计任务某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。
燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。
已知下列参数：系统压力 15.8MPa堆芯输出功率 1820MW冷却剂总流量 32100t/h反应堆进口温度287℃堆芯高度 3.66m燃料组件数 121燃料组件形式17×17每个组件燃料棒数 265燃料包壳直径 9.5mm燃料包壳内径 8.36mm燃料包壳厚度 0.57mm燃料芯块直径 8.19mm燃料棒间距（栅距） 12.6mm芯块密度 95%理论密度旁流系数 5%燃料元件发热占总发热的份额 97.4%径向核热管因子 1.35轴向核热管因子 1.528局部峰核热管因子 1.11交混因子 0.95热流量工程热点因子 1.03焓升工程热管因子 1.085堆芯入口局部阻力系数 0.75堆芯出口局部阻力系数 1.0堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体）通过计算，得出1. 堆芯出口温度；2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率；3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布；4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度；5. DNBR在轴向上的变化；6. 计算堆芯压降；二、课程设计要求1．设计时间为两周；2．独立编制程序计算；3．迭代误差为0.1%；4．计算机绘图；5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁；6．设计报告中要附源程序。
三、计算过程目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有：（1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。
《核反应堆热工分析》复习资料.docx
《核反应堆热工分析》复习资料《核反应堆热工分析》复习资料第一章绪论（简答）1.核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆（压水堆，沸水堆）、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆：生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征：3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力可以降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：•中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）•废料中含235U极低，废料易处理•可将238U转换成易裂变材料238U + n —239Pu239Pu + n -A+B+n+Q（占能量—半•设备®二重•沸酬咏球中充修加•化（整）, . 群仲气财：• 具有• 4^5^） .•建造同I 腿 d 年）,造价便宜表1-1各种反应堆的基本特征堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集压水堆 热中子 H 2O H 2Ouo 2 3%左右 沸水堆 热中子 H 2O H 2O uo 2 3%左右重水堆 热中子 D 2OD 2O uo 2天然铀或高温气冷堆热中子 石墨 嬴气 UC.T11O 2 7 〜20% 钠冷快堆快中子无液态钠UO2/P11O215〜20%）南华大学 班级：核工程与核技术064班 学号：（20064530421）姓名：李军《核反应 堆热工分析》复习资料 缺点：•重水初装量大，价格昂贵•燃耗线（8000〜10000兆瓦日/T （铀）为压水堆1/3） •为减少一回路泄漏（因补D20昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点：•高温，高效率（750〜850°C,热效率40%）•高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸 收中子截面小。
反应堆热工分析课程设计
考虑到堆芯内组件布置的对称性，对称安排后应取 n=121。 5．求堆芯等效直径 Def
2 Def =
4nT 2
π
式中：T 为正方形组件每边长，m。 设燃料组件无盒壁，考虑到装卸料的要求，组件间的水隙取为 0.8mm，即相 邻组件的燃料棒中心距为
T 2 = (15 × 13.3 × 10−3 + 0.8 × 10−3 ) 2 = 0.04m 2
已知某压水堆采用水作冷却剂并兼作慢化剂，用 UO2 作燃料，用 Zr-4 作包壳材料。反 应堆的输出热功率为 953MW，堆内冷却剂的工作压力 P 为 14.7MPa，堆芯进口处的冷却剂 温度分别是 t f ,in 为 284 C ， t f ,ex 为 310 C ，冷却剂总流量 Wt 为 24.6 × 10 kg/h。燃料元件
3．求全堆燃料棒根数 N 为：
N=
取堆芯高度为 2.9m，有
N t Fu π d cs Lq
N=
953 × 106 × 0.974 = 2470 3.14 × 0.01× 2.9 × 0.42 × 106
4．确定堆芯燃料元件组件数 n 因为每个组件内燃料棒根数为 204，则
n=
N 24270 = 119 204 204
《核反应堆热工分析》课程设计
指
导
书
编 写：苏光辉 郭玉君 审 校：贾斗南
西安交通大学 核科学与技术学院 二零零六年十一月
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一、概述
在利用核能作为能源的核动力装置中， 反应堆及堆芯输热系统时将核能转变为其他形式 能量的一个中间枢纽。因此，反应堆热工设计在整个核反应堆设计中占有极其重要的地位。 反应堆热工设计的任务实设计出一个安全、可靠、经济的堆芯输热系统。做好反应堆热工设 计并非易事，他涉及的面广，与许多方面的设计有关，如反应堆本体结构、堆物理、堆控制、 堆材料及二回路系统等等。 在进行堆芯输热系统的设计时，必须保证反应堆安全、可靠。为此，针对不同的堆型， 预先制定了热工设计必须遵守的要求，在反应堆的整个运行寿期内，不论是处于稳态工况， 还是处于预期的事故工况， 反应堆的热工参数都必须满足这些要求。 这些要求就是通常所讲 的反应堆的热工设计准则。这些准则非常重要，它不断是热工设计的依据，也是安全保护系 统设计的原始条件，而且也是制定运行规程的出发点。反应堆热工设计准则的内容，不仅随 反应堆的堆型有关， 而且随科学技术的发展， 堆设计与运行经验的积累以及堆用材料性能和 加工工艺等的改进而发生变化。 目前，压水动力堆的稳态热工设计准则有： 1. 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。 通常用 DNBR 来定量地表示这个限制条件。DNBR 是根据堆内某处燃料元件周围的冷 却剂状态使用专门的计算公式而得到的临界热流密度与该处燃料元件表面的实际热流密度 的比值。DNBR 随堆芯通道的长度是变化的，在整个堆芯内，DNBR 的最小值称为最小 DNBR， 用 MDNBR 或 DNBRmin 表示。 为了确保燃料元件不烧毁， 当计算的最大热功率下， MDNBR 不应低于某一规定值。如果计算热流密度的公式没有误差，则当 MDNBR=1 时， 表示燃料元件表面要发生沸腾临界。若该公式存在误差，则 MDNBR 就要大于 1。例如， W-3 公式的误差为 23%，所以当使用 W-3 公式计算 DNBR 时，就要求 MDNBR ≥ 1.3。 2. 燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。 目前，压水堆大多采用 UO2 作为燃料。二氧化铀的熔点约为 2805 ±15 C ，经辐照后， 其熔点会有所降低。燃耗每增加 10 兆瓦 i 日/吨铀，其熔点下降 32 C 。在通常所达到的燃 耗深度下，熔点将降至 2650 C 左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限 制在 2200~2450 C 之间。 3. 在稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率下，不发生流动不稳定性。 对于压水堆， 只要在堆芯最热通道出口附近冷却剂中的含气量不大于某一数值， 就不会 发生流动不稳定性。 由于气冷堆不存在压水堆那样的燃料元件表面的沸腾临界问题，所以气冷堆的热工设 计准则与压水堆有所不同。 它主要要求燃料元件表面最高温度、 中心最高温度以及燃料元件 和结构部件的最大热应力不超过允许值。 对于用水作冷却剂的生产堆， 一般就把燃料元件包壳与水发生加速腐蚀时的包壳表面温
第4章 核反应堆热工学
对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个 很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值， 使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功 率输出。
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成： 一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
（1）结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内，水是慢化剂，因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通 量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。
所以，在反应堆停堆以后，还必须继续对堆 芯进行冷却，以便带走这些热量。一般来说，反 应堆都设有专门的余热排出系统，以便对停堆后 的堆芯进行冷却。反应堆停堆后释出功率的大小 对事故工况下反应堆的安全影响极大。
（1）反应堆停堆后的功率主要组成
①剩余裂变功率
在反应堆刚停堆时，堆内的缓发中子在短时 间内还会引起裂变。裂变时瞬间放出的功率大小 与堆芯内的中子密度成正比。
各参变量的含义 ：
②实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是单能的，通 常都有一定的能量分布，而且裂变截面和中子通量都是中子 能量的函数。在这种情况下，堆内某点r处燃料的体积释热率， 可写成下列积分的形式：
硕士 核反应堆热工分析
中国原子能科学研究院核能科学与工程专业硕士（博士）研究生入学考试大纲2010年12月修订本课程以于平安等编著的高等学校教材《核反应堆热工分析》为参考书。
下列内容均属考试范围，要求考生必须理解和掌握或运用其理论进行分析和计算问题。
考题有填空、选择填空、判断、问答、推导、综合分析和具体计算等。
第一章 绪论1.2 压水堆：轻水既作冷却剂也作慢化剂，压力壳，燃料元件，燃料组件，安全壳，一回路系统，稳压器等。
第二章 堆芯材料的选择和热物性2.1 核燃料：三种易裂变核素：铀－235、铀－233和钚－239，两种可转换核素：钍－232和铀－238，两类核燃料：固体燃料和液体燃料，对于固体燃料的选择要求，目前动力反应堆常使用的两种固体燃料是：UO 2陶瓷燃料和含UO 2弥散体的燃料。
UO 2陶瓷燃料的主要特性：UO 2陶瓷燃料的熔点、密度、热导率和比定压热容。
其中最主要的是UO 2热导率随温度变化的规律。
2.2 包壳材料：选择包壳材料必须考虑的主要因素，两种主要的包壳材料：锆合金和不锈钢，锆合金的热导率和比定压热容，现代压水堆为什么广泛选用锆合金作为包壳材料？2.3 冷却剂：选择合适的冷却剂需要考虑的主要因素，轻水的热物理性质，过冷水的主要热物性取决于温度和压力，饱和水和饱和水蒸汽的热物性只取决于温度或者压力。
第三章 反应堆的热源及稳态工况下的传热计算3.1 反应堆的热源及其分布。
3.1.1 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布：堆的热源及其分配，堆芯体积释热率，整个堆芯热功率，反应堆总热功率，堆芯内释热率的分布（主要是有限圆柱体的均匀裸堆堆芯中子通量或释热率的分布规律）。
3.1.2 影响堆芯功率分布的因素：燃料布置，控制棒，水隙和空泡。
*3.1.3 燃料元件内的功率分布。
3.1.4 核热管因子：径向核热管因子N R F ，轴向核热管因子N Z F ，热流量核热管因子N q F 。
3.1.5 控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及其分布。
核反应堆热工分析整理
二.简答题1.影响功率分布的因素有哪些，分别有什么影响？答：A.燃料布置：均匀装载：中心区域会出现较高的功率峰值，限制堆的总功率输出量，且平均燃耗也较低分区装载：中心功率水平降低，外区功率水平上升，整体功率分布得到展平，平均燃耗也提高了B.控制棒：用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比值。
径向：堆寿命初期，中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平，即中央部分中子通量及功率水平下降了，外区中子通量及功率水平提高了轴向：插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响（如压水堆中，寿期初堆顶部插入控制棒，中子通量向堆底部歪斜；寿期末抽出控制棒，中子通量向堆顶部歪斜）C.水隙及空泡：水隙：引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，导致周围元件功率升高，从而增大功率分布不均匀度；空泡：使周围的堆芯反应性下降2.控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源？答：A.控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射以及控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应B.慢化剂的热源：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量C.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ射线3.两种沸腾的定义及特点是什么？答：大容积沸腾：定义：指由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾特点：液体流速很低，自然对流换热起主导作用流动沸腾：定义：指流体流经加热通道是发生的沸腾，亦称为对流沸腾特点：常发生在强迫对流工况下4.沸腾临界包括哪两类，它们的物理特点及发生的区域分别是什么？答：5.答：A.（选取合适的燃料材料和包壳材料，并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点，包壳表面热流密度低于临界热流密度以）保证燃料元件包壳在寿命期内完整性B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外，还须满足热工传热的要求C.（限制包壳外表面的最大温度和限制芯块----包壳交界面处的最大温度来）保证在整个寿命期不产生不良的物理化学作用D.满足结构方面要求并易于加工，工艺性能好E.经济性好，价廉6.UO 2陶瓷燃料的优缺点？答：优点：熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定；高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能；与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好缺点：导热性能差；热梯度下的脆性7.单相流体的流动压降包括哪些，定义分别是什么？答：提升压降：指流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化加速压降：指因流体速度发生改变而引起的压力变化摩擦压降：指流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失 形阻压降：指流体流经有急剧变化的固体边界时所出现的集中压力损失8.垂直加热通道中流型有哪些，分别有什么特点？答：泡状流：液相是连续相，汽相以汽泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。