第四章反应堆热工学2

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技术类《反应堆热工水力》第4章(反应堆稳态热工设计原理)

第4章反应堆稳态热工设计
主
第1部分反应堆热工设计准则
第2部分堆芯冷却剂流量分配
第3部分热管因子与热点因子
第4部分临界热流密度与最小烧毁比
第5部分单通道模型的堆芯稳态分析
第6部分子通道模型的堆芯稳态分析
2
第1部分
反应堆热工设计准则
3
反应堆热工设计准则
什么是反应堆热工设计准则？
上腔室出口的压力分布，即各冷却剂通道的出口压力p1,ex，p2,ex，……，
pn,ex.对于PWR，目前设计中一般假设上腔室进口面是一等压面（均为
pex），即:
p1,ex p2,ex p3,ex pn ,ex
18
并联闭式通道的流量分配
所采用的基本方程：
（1）质量守恒方程
假设堆芯是由n个并联的闭式冷却通道组成的（如图），冷却剂的总
（4）提高了燃料元件表面的临界热流密度
有利于提高堆的安全性和经济性！！
26
闭式通道间的流量分配
横向流动交混的机理：
（1）质量交换
✓ 通过流体粒子的扩散、机械装置引起的湍流扩散、压力梯度引起
的强迫对流、温差引起的自然对流及相变等过程实现，质量交换必
然伴随着动量和能量交换。
（2）动量交换
✓通过径向压力梯度、流动时相邻冷却剂通道流体间的湍流效应来
所采用的基本方程：
（3）能量守恒方程
第i 个闭式冷却剂通道稳态工况下的能量守恒方程可以表示为：
Wi hi ( z )
ql ( z )
z
对于稳态闭式通道，Wi沿整个z轴为常数，则上式积分形式写为：
L
Wi (hi ,ex hi ,in ) ql ,i ( z )dz

反应堆热工资料

第一章核能发电原理及反应堆概述第1节核电厂工作基本原理1.核反应堆2. 热交换器3. 蒸气涡轮机4. 发电机5. 冷凝器第2节反应堆的分类（1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源（2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。

热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV <En< 1keV；快中子堆：En> 1keV。

（3）按核燃料状态分。

固体燃料堆；液体燃料堆（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O ）；（4）按慢化剂和冷却剂种类分. 轻水堆（H2O）石墨气冷堆；钠冷快中子堆。

动力核反应堆组成及功能（1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。

包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。

（2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。

包括：控制棒及其驱动系统等。

（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。

包括压力容器、主泵等。

（4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。

（5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。

如汽轮机。

（6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。

包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。

（7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。

）第3节压水堆系统压力：15～16 Mpa冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃冷却剂流量：62000 t/h燃料装量：90 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1780 ℃UO2燃料富集度：2.0～4.0%转化比：0.5第4节沸水堆系统压力：7 Mpa冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃冷却剂流量：47000 t/h燃料装量：140 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1830 ℃UO2燃料富集度：2.0～3.0%转化比：0.5沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大；压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当；采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造；采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性；放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修不便。

核反应堆热工水力分析第四章习题

核反应堆热工水力分析第四章习题第一步，计算等温流的摩擦压降。

等温时，回路的摩擦压降由试验段的摩擦压降1f p ∆和其他管段的摩擦压降2f p ∆组成。

（1）根据回路运行压力16p MPa =，水温260t C =°，查表得水的密度0ρ和粘性系数0µ。

（2）对试验段：直径10013d .m =，流速15V m s =，管长112L .m =，计算雷诺数11010d V Re ρµ=，查表4-1得到工业用钢管的粗糙度0046.mm ε=，故可算出1d ε，结合1Re ，查莫迪图4-1得到摩擦系数1f ，用Darcy 公式计算摩擦压降2111112f L V p f d ρ∆=（3）对其他管段：直径10025d .m =，管长21L L L =−，总管长18L m =。

根据连续性方程计算其他管段的流速2V 1122AV A V =，故211211222A d V V V A d ==计算雷诺数22020d V Re ρµ=，根据2d ε，结合2Re ，查莫迪图4-1，得到摩擦系数2f ，用Darcy 公式计算摩擦压降2222222f L V p f d ρ∆=（4）计算回路的摩擦压降：12f f f p p p ∆∆∆=+第二步，计算试验段加热的回路压降。

回路压降p ∆应包括摩擦压降f p ∆，提升压降el p ∆，加速压降a p ∆和弯头的形阻压降c p ∆。

（1）摩擦压降c p ∆：回路的摩擦压降c p ∆由试验段的摩擦压降1f p ∆，热交换器段的摩擦压降2f p ∆，其他管段的摩擦压降3f p ∆构成。

对试验段，进口温度1260f ,in t C =°，出口温度1300f ,out t C =°，主流温度1112f ,in f ,outf t t t +=。

根据运行压力16p MPa =，试验段主流温度1f t ，查表得水的密度1ρ，粘性系数1µ，普朗特数1Pr 和比热1p c 。

反应堆热工水力

第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。

传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。

核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆水作为冷却剂慢化剂的优缺点：轻水作为冷却剂缺点是沸点低，优点具有优良热传输性能，且价格便宜。

描述反应堆性能的参数反应堆热功率[MWh]：反应堆堆芯内生产的总热量电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率电厂净效率[%]：电厂电功率输出/反应堆热功率容量因子[%]：某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总装量燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量燃料富集度[%]：易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量本章主要内容1.压水堆的主要特征2 沸水堆和重水堆的主要特征3 热工水力学分析的目的与任务（这个可以忽略）第二章（本章可以覆盖部分计算题）热力学第一定律：热力系内物质的能量可以传递，其形式可以转换，在转换和传递过程中总能量保持不变。

热力学第二定律（永动机不可能制成）：不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化；不可能从单一热源取热，并使之完全转变为有用功而不产生其它影响；不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。

最基本的状态参数：压力（压强Pa，atm，bar，at）比体积（m3/kg）温度内能：系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和，U焓：热力学中表示物质系统一个状态参数–H，数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。

大学精品课件：核反应堆热工分析(热工部分)

核科学与技术学院
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
核科学与技术学院
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

核反应堆热工分析复习

第一部分名词解释第二章堆的热源及其分布1、衰变热: 对反应堆而言, 衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。

第三章裂变能近似分布: 总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R射线能量 13是缓发B和R射线能量同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。

第四章堆芯功率分布和因素: 径向贝塞尔函数轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第五章堆的传热过程2、积分热导率: 把对温度的积分作为一个整体看待, 称之为积分热导率。

3、燃料元件的导热: 指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。

4、换热过程：指燃料元件包壳外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。

5、自然对流: 指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动, 而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。

6、大容积沸腾: 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。

7、流动沸腾: 也称为对流沸腾, 通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。

8、沸腾曲线: 壁面过热度（）和热流密度的关系曲线通常称为沸腾曲线。

9、ONB点：即沸腾起始点, 大容积沸腾中开始产生气泡的点。

10、CHF点: 即临界热流密度或烧毁热流密度, 是热流密度上升达到最大的点。

Critical heat flux11、DNB点: 即偏离核态沸腾规律点, 是在烧毁点附件表现为q上升缓慢的核态沸腾的转折点H。

Departure from nuclear boiling12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增, 导致受热面的温度骤升。

达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。

13、快速烧毁: 由于受热面上逸出的气泡数量太多, 以至阻碍了液体的补充, 于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层, 从而使传热性能恶化, 加热面的温度骤升；14、慢速烧毁: 高含汽量下, 当冷却剂的流型为环状流时, 如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化, 液体层就会被破坏, 从而导致沸腾临界。

反应堆热工重点

第一章工程热力学基本知识内能：内能是热力系统本身具有的能量，他包括分子运动的动能和因为分子间相互吸引和排斥所产生的位能焓：物理意义是工质的内能和推动功之和定义式为pv u h +=熵：熵是描述热力过程可逆性的物理量，熵的变化表示工质与外界有换热发生不平衡过程一定是不可逆的热力学第一定律：流入系统的能量—流出系统的能量=系统能量的增加量vdph q pdv u q -=+= 饱和温度（压力）：当液体表面汽化和液化达到动态平衡时，汽液两相温度相同，此时温度为饱和温度，压力为饱和压力汽化潜热：单位质量的饱和水从汽化开始到完全汽化为干饱和蒸汽所吸收的热量为汽化潜热热力学第二定律：克劳修斯表述：热不能自发的不付代价的从低温物体传递给高温物体开尔文-普朗克说法：任何发动机都不能只从单一热源吸热并把它连续不断的转化为功电厂使用朗肯循环而不适用卡诺循环的原因：1.卡诺循环工作在湿蒸汽区，对汽轮机的工作不利2.卡诺循环需要压缩汽液两相工质这样会产生气蚀现象3.卡诺循环单位工质做工能力差相同功率水平下需要更多工质第二章流体层流：流体运动时各质点作分层运动，流体质点在流层之间不发生混杂。

呈规则的层状流动紊流：流体各质点呈紊乱流动形态，流体各质点不保持在固定流层内运动有相互的交混层流和紊流的判断标准：2300Re Re =<下为层流10000Re Re =>上为紊流第三章传热学基本知识传热方法：热传导，热辐射，热对流热传导：温度较高的粒子与温度较低的粒子碰撞将能量传递给低温粒子，在宏观上的表现就为热传导热辐射：不是依靠物体的接触而是通过电磁波的辐射传递热量的方式热对流：流体中温度不同导致密度不同，密度的差异将导致工质微团的运动将热量传递出去传热公式：固体中的热传导公式：δT KFQ ∆= 圆通传热公式：)/ln(212r r T KL Q ∆∏= 平板传热公式：T hF Q ∆=对流换热的影响因素：1.流动产生的原因（自由流动还是受迫流动）2.流动形式（层流还是紊流）3.是否有相变产生4.流体的自身物理性质5.传热面的几何因素第四章反应堆的热源机分布反应堆的热源来源及大体分布：影响功率分布的因素：（稍微的解释一下）1.燃料装载对功率分布的影响使功率被展平2.控制棒的分布对功率的影响3.结构材料对功率的扰动4.水系和空泡对功率的影响反应堆热量的输出过程：强迫对流放热公式（D-B公式）注意使用条件沸腾临界：由于沸腾机理的变化使得传热系数陡降，导致逼问骤升分为DNB型和蒸干型DNB型临界沸腾（又叫做快速烧毁）：在沸腾曲线临界工况之后由于受热面上产生的气泡太多而使得液相的补充受到阻碍，传热恶化导致壁温骤升这一现象成为沸腾临界，从沸腾曲线上看由泡核沸腾进入到过度沸腾区，因此也叫做偏离泡核沸腾（DNB)这时对应的热流密度为临界热流密度高含气量下的临界沸腾：在流体环状流动时，由于沸腾使得液体层被破坏从而导致沸腾临界。

核反应堆热工分析——实验指导2

DNBR =
qDNB ,h ( z ) q( z )
=
q ⋅ FRN ⋅ FqE ⋅ ϕ ( z )
qDNB ,h ( z )
8. 计算热管中的压降单相流体的摩擦压降
L ρV 2 ΔPf = f ⋅ ⋅ De 2
= f⋅
n
L G 2υ ⋅ De 2
0.60
式中
⎛ μ ⎞ ⎛ 0.3164 ⎞ ⎛ μ w ⎞ ⋅⎜ f = f iso ⋅ ⎜ w ⎟ = ⎜ ⎜ μ f ⎟ ⎝ Re0.25 ⎟ ⎜ μf ⎟ ⎟ ⎠ ⎝ ⎠ ⎝ ⎠
式中： h( z ) 可以用 Nu =
h( z ) De = 0.023Re0.8 Pr 0.4 来求。 k ( z) Pr 0.4 ⋅ k ( z) De
所以， h( z ) = 0.023Re
0.8
式中： Re =
G ⋅ De
μ
=
Wh De ⋅ Ab μ
π ⎛ ⎞ 4 ⎜ S 2 − d cs 2 ⎟ 4A 4 ⎠ De = b = ⎝ U π d cs
流体的 k ( z ) 、 μ ( z ) 和 Pr 数根据流体的压力和温度由表查得。如果流体已经达到过冷沸腾，用 Jens-Lottes 公式：
⎛ q ⋅ FRN ⋅ ϕ ( z ) ⋅ FqE tw − ts = 25 ⎜ ⎜ 106 ⎝
⎞ ⎟ ⎟ ⎠
0.25
⋅e
⎛ p ⎞ −⎜ ⎟ ⎝ 6.2 ⎠
反应堆热工课程设计任务书
某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用 Zr-4 作燃料包壳材料。燃料组件作无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 P 堆芯输出热功率 Nt 冷却剂总流量 W 反应堆进口温度 t f in 堆芯高度 L 燃料组件数 m 燃料组件形式 n 0 × n 0 每个组件燃料棒数 n 燃料包壳外径 d cs 燃料包壳内径 d ci 燃料包壳厚度 δ c 燃料芯块直径 d u 燃料棒间距（栅距）s 两个组件间的水隙 δ 15.8MPa 1820MW 32100t/h 287℃ 3.66m 121 17×17 265 9.5mm 8.6mm 0.57mm 8.19mm 12.6mm 0.8mm 95%理论密度 5% 97.4% 1.35 1.5

核反应堆热工基础-第四章

（2）自然对流的传热系数自然对流是流体内部密度梯度引起的运动过程，其运动的强度取决于温度梯度的大小及流体运动空间的大小。在核工程中，自然对流传热对反应堆的正常冷却及事故分析都具有重要意义。例如自然循环沸水堆正常工况下的传热计算，压水堆、钠冷快堆的事故分析以及乏燃料贮存水池或运输容器中燃料元件的散热计算等，都会遇到自然对流传热问题。计算自然对流传热系数的公式可表示为如下形式：
2. 两相流的传热系数
（1）基本概念 • 多相流：多种物相在同一个系统内一起流动。多组分多相流单组分多相流
• • 沸腾：液体受热超过其饱和温度时，在液体内部和表面同时发生剧烈汽化的现象。欠热沸腾（过冷沸腾）：流体处于未饱和状态即流体温度低于饱和温度的沸腾现象。饱和沸腾：若液体的主体温度达到或超过饱和温度，气泡脱离壁面后会在液体中继续长大，直至冲出液体表面，这样的沸腾称为饱和沸腾。
在环状流情况下，含汽量较高，核心中蒸汽流速可能相当高，致使汽-液交界面上产生很大的扰动。在环状流区域内的传热系数可采用Chen推荐的公式：
h 0.08513 S
.79 0.45 0.49 0.24 0.75 0.25 K0 c ( T T ) p g f f w s c f .29 0.24 0.24 0.5 0 H f g
目前计算间隙总热传导系数的方法大致有三类： ①气隙导热模型 ②气隙导热和接触导热混合模型 ③经验数值
目前，国外设计轻水动力堆，一般是采用间隙传热系数的经验值，典型值取hg ＝5678 W ·m-2 ·℃-1 ，以此作为整个运行过程中可能出现的最低值。
3. 包壳中的温度降
包壳也可看作是一个没有热源的固体薄层，热量传递靠导热作用，适用于导热微分方程，解得

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：

反应堆工程第二讲

反应堆工程第二讲
（2009—2010学年第一学期）
主讲：杨波
1. 序言 2. 材料的分类 3. 核电厂主要部件用材 4. 快堆面临的材料问题
2
1. 序言
• 核反应堆用于发电是和平利用核能的重要手段。它的材料必须在高温、高压、强辐照及介质的腐蚀条件下工作。它所面临的条件比迄今为止我们所遇到的任何工程所面临的条件要复杂得多。
• 是指用于屏蔽放射线，中子或热量的材料。屏蔽放射线要用质量大、密度大的材料，如铅、重混凝土等；屏蔽中子要用轻质材料，如轻水、石蜡、石墨等；屏蔽热量要用空腔不锈钢弧形瓦或增大间距，增厚屏障层来达到。
20
3. 核电厂主要部件用材
燃料：
• 必须含有易裂变核素铀-235、铀-233或钚239。金属型燃料有金属铀和铀合金。陶瓷型燃料有UO2、MOX（UO2+PuO2）、 UC、UN。UO2是用途最广的动力堆燃料。
• 控制棒——碳化硼/304不锈钢（B4C /304SS） • 慢化剂，冷却剂——轻水（H2O） • 一回路水管——304不锈钢
• 蒸汽回路——304，316不锈钢
• 汽轮机——铬-钼钢
25
3.2 压水堆所用材料
• 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-
9
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2.1 包壳材料
• 指包裹核燃料的材料。包壳是燃料与冷却剂隔离的屏障；也是反应堆安全的第一道屏障。它的作用是防止燃料与冷却剂反应；防止裂变产物逃逸；保持燃料棒的完整性。
• 它的运行工况非常苛刻。要求材料具有小的中子吸收截面、高的导热系数、强度好、韧塑性好、耐腐蚀、抗辐照、热稳定性好等。

(完整版)反应堆工整理讲解

第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。

2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。

例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。

核素的表示AZX。

4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。

衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。

对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。

核反应堆工程概论第4章

慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料的核密度比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。
11
三、裂变产物中毒
由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大量的物质转换。特别是裂变产生的裂变产物。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影响。特别是各别裂变产物具有很大的中子吸收截面，典型的裂变产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸收裂变产物分为两类：寿命长的称为 “结渣”，寿命短的称为“中毒”。下面讨论135Xe的中毒效应。
6
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数：

反应性温度系数为负值对反应堆安全有利，反之不利。反应堆设计要尽可能做到各种工况下温度系数为负。
7
2.2、燃料的反应性温度系数
燃料的反应性温度系数：燃料核截面在中能区段存在很多的强共振峰。燃料温度对反应性的影响主要是因为共振吸收的变化。温度升高时共振峰值降低，但微观截面曲线下覆盖的面积保持不变，即所谓的共振峰展宽。最常见的反应堆中装有大量的238U，它有强烈的共振俘获吸收。温度升高时，共振峰展宽，落入共振峰内的中子增加，俘获吸收中子增加，降低了中子利用率。造成反应性下降。这一效应称为多普勒(Doppler)效应。 238U的多普勒反应性温度系数为负值。这对反应堆安全是非常重要的。
束
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8
2.3、慢化剂的反应性温度系数
慢化剂的反应性温度系数：慢化剂温度变化时影响慢化剂的慢化能力，主要途径如下：慢化剂密度变化。以水为例，温度升高慢化能力降低，能谱变硬。慢化剂温度变化引起中子温度变化。温度升高时能谱变硬。对于热中子反应堆来讲，一般情况下，能谱变硬时，反应性降低。因为能谱变硬时，燃料的共振吸收增加，裂变材料的裂变截面降低，中子泄漏也会有所增加。但这并非是绝对的。影响反应性有诸多因素。各种因素因为能谱的变化进而影响反应性的趋势不尽相同，要看最后的综合效果，也看反应堆的设计。有些强吸收体的中子截面呈 1/v 变化规律。能谱变硬时，吸收能力减弱，引起反应性增加。如果这种吸收作用在反应堆中占主导地位，则总的反应性温度系数就会是正的。

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；
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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》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。