反应堆热工水力学——绪论-PPT精选文档
核反应堆压水堆控制绪论课件
06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
核反应堆热工分析ppt(热工部分)
热量
裂变产物和
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：
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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）：
(keff 1) ( ) (0) exp l
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二
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 ，则：
I0 ( K0 r ) s I 0 ( K 0 R0 )
N s2 239U， 101 =825 2.28 103 0.88 1 0.2 exp 4.91 104 101 =1.98MW
N s2 239U ,3.6 103 0.34 MW
N s2 239U , 4.74 107 0 MW
二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
堆芯功率的分布
简化一：
简化二：
均匀裸堆
富集度相同 的燃料均匀 分布在整个 活性区内 活性区外面 没有反射层
进行理论分析时极其有用
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
目前绝大部分的堆都采用圆柱形堆芯，圆柱形堆芯的均匀裸堆，热中子 通量分布在高度方向上为余弦分布，半径方向上为零阶贝塞尔函数分布：
衰变功率的衰减
反应堆热工水力学课件 (一)
反应堆热工水力学课件 (一)
反应堆热工水力学是反应堆设计与运营过程中的重要部分。
反应堆热工水力学课件为学习该领域的人员提供了重要帮助。
反应堆热工水力学课件主要包括以下部分：
1. 反应堆的基本原理和运行原理。
反应堆是核能发电的基础，理解反应堆的基本原理对于研究反应堆热工水力学至关重要。
反应堆的运行原理包括燃料棒的装载、控制棒的控制、冷却剂的循环等。
2. 反应堆热工水力学的基本概念。
反应堆热工水力学是研究反应堆内部热工过程和冷却剂水力学性质的学科。
在反应堆内，核反应会产生大量热量，需要通过冷却剂来带走这些热量，同时要保证反应堆内的温度稳定。
3. 反应堆热工水力学的模型和计算方法。
热工水力学模型是研究反应堆内流体动力学、热传递过程和核燃料物理过程的数学模型。
为了更好地理解反应堆内部的运作情况，需要精确的模型和计算方法。
4. 安全分析与控制。
反应堆的安全性是核电站最关心的问题之一。
反应堆热工水力学课件会讲解反应堆的安全分析方法和控制措施，以保证反应堆的安全运行。
5. 实例分析。
在反应堆热工水力学课件中，实例分析是非常重要的一环。
通过对实例进行分析，学生们能够更好地理解所学内容，加深对领域的了解和掌握。
通过学习反应堆热工水力学课件，学生们不仅能够深入了解反应堆的
基本原理和运行机制，还能够掌握反应堆的安全分析方法及其控制措施。
这将有利于他们在未来的实践中更好地应用所学知识。
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。
(完整版)反应堆热工水力
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传热学
体积释热率qv：单位燃料体积所发出的热量；W/m3或W/cm3； 表面热流密度q：流过单位面积的热量； W/m2或W/cm2 线功率密度ql：单位燃料长度所发出的热量； W/m或W/cm；
例： 设燃料芯块半径ru=4.1mm，包壳外半径rc=4.7mm，燃料芯块的热导率
Ku=2W/（m·℃），包壳热导率Kc=5.4 W/（m·℃）[Kc已包括了间隙热阻的影响]
传热学
▪ 热辐射传热: 物体通过电磁波传热的方式称 做辐射，在常温下热辐射起的作用不大，在 高温时则起重要作用。
▪ 例如:在反应堆失水事故时堆芯裸露，燃料 元件温度升得很高时，就要考虑热辐射的作 用。
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燃料传递热量到冷却剂的过程
❖ 燃料元件内部（包括燃 料芯块、间隙和包壳） 的导热
❖ 包壳外表面与冷却剂之 间的传热（主要是单相 强迫对流传热），
▪ 设有一段长为ΔZ、直径为dcs的燃料元件棒，其燃料芯块
的直径为du，如果该小段燃料芯块的体积释热率qv,f是均
匀的，试写出在稳态工况下qv,f、线功率ql、元件表面热流
密度q和该段热功率Pth,ΔZ之间的关系
4
du
2
qV
,
f
dcs q ql
Pth,
传热学
例：某压水堆燃料元件热点处的燃料芯块的
热流密度；k是材料的热导率， W/(m·K)，它是物性量；是温度梯
核反应堆设计中的热工水力学研究
核反应堆设计中的热工水力学研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益重要的背景下，核反应堆作为一种高效、清洁的能源来源，受到了广泛的关注和研究。
而在核反应堆的设计中，热工水力学是一个至关重要的领域，它对于确保反应堆的安全、稳定和高效运行起着关键作用。
热工水力学主要研究核反应堆内的热量传递、流体流动以及与之相关的物理现象和过程。
简单来说，就是要弄清楚反应堆内部的热能如何产生、如何传递，以及冷却剂（通常是水）如何流动来带走这些热量。
在核反应堆中，燃料芯块会通过核裂变反应产生大量的热能。
如果这些热能不能及时有效地被带走，就会导致燃料温度过高，甚至可能引发堆芯熔毁等严重事故。
因此，设计合理的冷却系统，保证热量的快速、均匀传递，是核反应堆设计的首要任务之一。
冷却剂的流动特性是热工水力学研究的一个重要方面。
冷却剂在反应堆内的流动速度、压力分布、流动阻力等都会影响热量传递的效率。
为了优化冷却剂的流动，研究人员需要通过理论分析、实验研究和数值模拟等手段，深入了解流动规律，并据此设计合适的流道结构和管道布局。
传热过程也是热工水力学的核心研究内容之一。
在核反应堆中，热量主要通过热传导、热对流和热辐射三种方式传递。
其中，热传导是指热量在燃料芯块内部的传递；热对流则是指冷却剂通过流动带走燃料表面的热量；热辐射在高温下也会有一定的作用，但相对较小。
研究人员需要准确地计算和预测各种传热方式的贡献，以评估反应堆的热性能。
在核反应堆的设计中，热工水力学的研究还需要考虑许多复杂的因素。
例如，燃料元件的几何形状和排列方式会影响热量的产生和传递；反应堆的功率水平不同，热工水力学特性也会有所差异；运行工况的变化，如功率的升降、冷却剂流量的改变等，也会对反应堆的热工性能产生影响。
为了研究这些问题，科学家们采用了多种方法。
实验研究是其中的重要手段之一。
通过在实验装置中模拟核反应堆的运行条件，可以直接测量各种参数，获取真实的数据。
然而，实验研究往往受到成本高、周期长、条件受限等因素的制约。
反应堆热工水力第一章
计算中一般取95%理论密度下的值：
3）热导率
在燃料元件的传热计算中具有特别重要的意义。 导热性能的好坏将直接影响二氧化铀芯块的温度分布，而 温度则是决定二氧化铀的物理性能、机械性能的主要参数， 也是支配二氧化铀中裂变气体的释放、晶粒长大等动力学 过程的主要参数。 研究结果表明，除温度外，燃耗以及氧铀比等对热导率也 都有明显的影响。
上式的适用范围是：温度从0到2450℃，燃耗从0到 104MWd/tU。
其它密度下的热导率可以用马克斯韦尔-尤肯(MaxwellEuken) 关系式计算:
ε是燃料孔隙率（体积份额），β是由试验确定，对于 大于和等于90%理论密度的UO2，β=0.5，其它密度下， β=0.7。这样可以得到：
燃料孔隙率 燃料孔隙率是指燃料中空隙体积占芯块体积的份额； 所谓燃料的理论密度，是指孔隙率为零时燃料的密度； 二氧化铀密度的降低主要由于燃料存在孔隙。孔隙的存在， 不但减少了固体横截面的导热面积，而且由于边界面积的增 大而增加了散射作用。这两个效应均使热导率变小。 孔隙在燃料中总是存在的，因为燃料芯块在烧结过程中一定 会产生孔隙的。而且，为了容纳所产生的裂变产物，减少芯 块肿胀，也需要保留一定的孔隙。
2）密度
二氧化铀的理论密度是10.98g/cm3，但实际制造出来的二 氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值；
加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。 例如，振动密实的二氧化铀粉末，其密度可达理论密度的 82%~91%；烧结的二氧化铀燃料块的密度要高一些，可达理 论密度的88%~98%。
使用性能 一般工程材 料常用性能 堆 工艺性能
力学性能（强度、塑性、稳定性等） 物理性能（热、电、磁等） 化学性能（氧化、腐蚀等） 生物性能（相容性、自恢复性等） 加工性能（切削、锻造等） 铸造性能（适合锻造与否） 焊接性能（容易焊接与否） 热处理性能（可热处理强化） 辐照生长 辐照肿胀
热工水力学-第2章 反应堆热源
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.2 堆芯体积释热率
R f N5 f
R 其中： ——裂变率，1/（cm3·秒）
f——宏观裂变截面，1/㎝
f ——微观裂变截面，c㎡
N5 ——
U 235
92
核子密度，1/cm3
——中子通量，1/（c㎡·s）
反应堆热工水力学
裂射变线产能在 热物燃能衰料变，的元而r件沸内6 水转堆换长取为
过剩中子引 起的[n，r]反应
过非裂剩变中9反子6%应引。加起上的[n，约7
r]反应产物的β衰
有短有长
变和r衰变
在燃料元件内
大部分在慢化剂 内
堆内各处
大部分在燃料元 件内，小部分在 慢化剂内
堆内各处
堆内各处
总计
约200
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.1 反应堆热源 ➢输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为 反应堆设计的关键之一
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.1 反应堆热源
➢其中裂变产物衰变和俘获吸收产物衰变在停 堆后很长一段时间内仍继续释放。 ➢因此必须考虑停堆后对元件进行长期的冷却， 以及对乏燃料发热的足够重视。
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.1 反应堆热源 ➢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
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布
2.1.3堆芯和燃料元件功率量度表示法
➢ 堆芯平均比功率是设计反应堆的一项重要指标。
➢比功率大，表示堆芯装载较少的核燃料可以获得较 大的热功率。
反应堆热工水力学——绪论53页PPT
反应堆热工水力学——绪论
21、没有人陪你走一辈子，所以你要 适应孤 独，没 有人会 帮你一 辈子， 所以你 要奋斗 一生。 22、当眼泪流尽的时候，留下的应该 是坚强 。 23、要改变命运，首先改变自己。
24、勇气很有理由被当作人类德性之 首，因 为这种 德性保 证了所 有其余 的德性 。--温 斯顿． 丘吉尔 。 25、梯子的梯阶从来不是用来搁脚的 ，它只 是让人 们的脚 放上一 段时间 ，以便 让别一 只脚能 够再往 上登。
END
热工水力学-第3章 反应堆传热
三、反应堆传热
3.2 固体内热传导微分方程
➢3.2.1 直角坐标系热传导微分方程
有内热源导热基本方程
x 2 T 2 y 2 T 2 2 z T 2 q k v a 1 T
若对于有内热源稳态导热，则 x 2 T 2 y 2 T 2 2 zT 2q k v0
若对于无内热源稳态导热，则
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
堆内热量传输过程
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
轻水堆正常运行时 可不考虑辐射换热；
但是事故时，尤其 反应堆堆芯出现裸露 时，就必须考虑辐射 换热。
核燃料 包壳
反应堆热工水力学
间隙 热量
三、反应堆传热
3.1 反应堆热量的传输过程
R u e L 1 .8 6 0 1 .4 50 2 1 50
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
由此可以断定空气在平板上的流动属于层流边界层流动。 根据式（3-25）得速度边界层的厚度为
4R .60 x.5 x e44.6x 4ux0.54.64ux 0.5
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
由上式可得粘度：
d uN m 2 sm N 3 /m s体 功 积流量
dy 粘度（粘性系数）物理意义：两层流体间速度 梯度等于1时所产生的剪切应力。
❖μ ——动力黏度，Pa·s ❖ν ——运动黏度，m2/s
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
三
反应堆传热
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
➢热量传递的三种基本形式： 热传导、热对流和热辐射
反应堆工程CPIManu幻灯片PPT
局部压降〔形阻压降〕
一般只能由实验确定 提升压降和沿程摩擦压降均可忽略 局部压降的计算公式形式为：
v2
pc k 2
k 称为局部损失系数。
pc 1A A 1 2 22 v1 2ke2 v1 2
(a) 截p1面突p2然扩大pas pc
时将产由生于一A负1 的< 压A2降AA时，12，亦2上即式，AA右12流边体是静v负12压值力。将即有p所1 上< 升p2。。可见，流体在面积突扩 式中，ke =[1-(A1/A1A222)]2A为11截A2面突W然2 扩大的形阻系数
空泡份额〔Void(FA rafc tiA og n)〕 是z：流A g 动 系A 统f中，A 气相占据整个两相混合
pc
kc
v2
2
3.2 两相流体的流动压降
两相流动根底
✓ 反响堆中的两相过程
◘ 在BWR正常运行时，堆芯内的冷却剂是含汽的； ◘ PWR虽然在正常运行时堆的出口是不含汽的，但堆芯内最热通 道却允许饱和沸腾，其含汽量可达8％； ◘ 尤其在事故情况下，堆芯内冷却剂不仅可能含汽，而且可能变为 过热蒸汽； ◘ 严重事故； ◘
两相流动概念与参数 (a) 两相流动通道
A 表示流道横截面，其中，汽相占有的流 道截面为Ag，液相为Af。且有A = Ag + Af。
(b) 质量流量W与质量流速G 单位时间内流过任一截面的两相混合物的质量称为两相流体质量流量W
〔kg/s〕。 流道单位截面通过的质量流量称为质量流速或质量流密度G [kg/(m2 s)]
(b) 棒a束通0.1道166 3 b 7.3 4 10 6 ( 0 P /d )3 [ 1 .2(P 7 /d ) 3 2 1 ]4 [ 1 .1(P 2 /d ) 2 1 ]9 /2 对于三角形排列：
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2019/3/17
核科学与技术学院
9
Harbin Engineering University
稳压器结构
• 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，用于升高压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式 • 安全阀组：安装于稳压器顶部，
2019/3/17
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Harbin Engineering University
沸水堆
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沸水堆的特点
沸水堆以沸腾轻水为慢化剂和冷 却剂，在反应堆压力容器内直接 产生饱和蒸汽； 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都 具有结构紧凑、安全可靠、建造 费用低和负荷跟随能力强等优点， 使用低富集铀作燃料； 不需要蒸汽发生器，运行参数较 压水堆低； 具有很强的自然循环能力，一般 可达40-50%FP，甚至100%FP。
圈、销爪组件、驱动杆、单棒位置指示线 圈等；
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棒状燃料组件
• 燃料元件棒：由燃料芯块、燃料包
壳、压紧弹簧、上下端塞等主要部件组 成； 元件径向定位，加强元件棒刚性的弹性 构件，具备改善流动功能；
• 定位格架：支撑燃料元件，确保燃料 • 上、下管座：连接构件； • 控制棒导向管：为控制棒插入与提
由保护阀与隔离阀组成；
显示；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
2019/3/17
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反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
泵轴承、轴封水；
• 轴封组件：由三道串联的轴封组
成，位于泵轴的末端，保证正常运 行期间从冷却剂系统沿泵轴向安全 壳的泄漏量基本为零； 装置、止推轴承的径向轴承、油提 升系统；
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压水堆反应堆内部结构
• 反应堆堆芯：反应堆的核心部件，包
括燃料组件、控制棒组件、堆芯相关组件 等；
部支撑构件；
• 堆内构件：堆芯下部支撑构件、堆芯上
• 反应堆压力容器：容器及密封结构； • 控制棒驱动机构：压力外壳、操作线
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2019/3/17
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沸水堆核电站原理流程
核科学与技术学院
沸水反应堆结构
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常用反应堆堆型介绍
• • • • • 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)
2019/3/17
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பைடு நூலகம்
压水堆
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压水堆的特点
• 水兼做慢化剂和冷却剂，冷却剂在 堆芯不沸腾； • 采用U-235富集度为3％-4%的UO2 陶瓷燃料； • 一、二回路之间相互隔离，二回路 不需要屏蔽； • 结构紧凑、堆芯体积小、功率密度 大，平均燃耗较深、建设周期短、 基建费用低； • 一回路压力15.5MPa、二回路压力 6～7MPa； • 反应堆具有自稳自调特性，安全性 较好
• 电动机部分：惰性飞轮、防逆转 • 支撑系统和相关仪表；
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蒸汽发生器
• 主要部件：蒸发段和汽水分离段； • 换热器类型：间壁式换热器，一回 • 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；
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考核方式
• • • • 期末采用闭卷考试 日常考勤 作业 课堂表现
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本节课主要内容
• 常用反应堆堆型介绍
• 第四代反应堆简介
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反应堆热工水力学
王建军
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Harbin Engineering University
主要内容和要求
• • • • • • • 反应堆堆型及设计要点 典型压水反应堆热源、分布及计算 典型压水反应堆传热过程 典型压水反应堆水力特性 稳态热工分析 堆芯瞬态热工分析 热工分析程序类型及其简介
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Harbin Engineering University
常用反应堆堆型介绍
• • • • • 压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled Reactor) 钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 水位控制及相关测量：水位测量
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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-In-Cd/SS）； • 长期反应性控制用硼酸； • 传热管——600，690，800合金；