压水堆核电站基础:第三章 热工水力学基础知识

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反应堆热工水力20个知识点

反应堆热工水力20个知识点

一.需要掌握的基本概念1.堆内热源的由来和分布特点。

2.体积释热率基本概念和计算方法?3.有限圆柱形反应堆.无干扰.均匀裸堆条件下的功率分布规律?4.影响堆芯功率分布的因素主要有哪些?5.控制棒中的热源来源是什么?6.热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么?7.反应堆停堆后的功率由哪几部分组成?有何特点。

.8.以铀-235作为燃料的压水堆,每次裂变释放出来的总能量约为多少?在大型压水堆的设计中,往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几?9与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比,现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么?10.什么是积分热导率?为什么要引入积分热导率?11.棒状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。

12.板状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。

13.什么是沸腾临界,沸腾临界可以分为哪两种?14.在垂直加热蒸发管中,一般公认的两相流流型主要有哪几种?15.在压水堆燃料元件的传热计算中,影响包壳外表面最高温度ks∙max的主要因素有哪些?用错合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度?16.气隙传热有哪两种基本模型?各适用于何种条件?17.压水堆主回路中的总压降由哪几部分组成?对于闭合回路,系统中哪项压降为零。

18.对于单相流,确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么?19.什么是流动的亚稳态现象?20.什么叫均匀流模型?其基本假设有哪些?分离流模型基本假设有哪些?21.什么叫自然循环?自然循环对核电厂的安全运行有什么意义?导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些?22.什么是质量含气率.空泡份额及容积含气率?23.什么是两相流动不稳定性?两相流动不稳定性有什么危害?24.什么是水动力学流动不稳定性?水动力学流动不稳定性发生条件是什么?25.缓解或消除管间脉动的方法有哪些?26.已知一段均匀加热稳定流动水平管道,进口为过冷水,出口为两相混合物,导出总压降与流量之间的关系。

核电厂热工水力学3

核电厂热工水力学3

中 国 实 验 快 堆
剩余中子引起的裂变功率 在停堆后,剩余中子引起的裂 变功率可分为如下两种情况:在 停堆后极短的时间(秒)内,剩 余中子功率主要是瞬发中子引起 的裂变功率;在停堆后较长时间 (1—30秒)内,剩余中子功率 主要是缓发中子引起的裂变功率。
(2)裂变产物衰变功率
裂变产物放射性(和射线)衰变热在停堆后很长时间内是停堆后 功率的主要部分。一般说来,裂变产物衰变功率与停堆前裂变产物 的总产额以及这些产物在停堆后衰变程度有关。前者主要取决于堆 的初始功率并与此功率下运行的时间有关。 (3)中子俘获产物衰变功率 中子俘获产物衰变功率是指燃料内俘获中子后的产物和的放射性 衰变热。
中 国 实 验 快 堆
2 控制棒对功率分布的影响 控制棒由顶部插入。在寿期初期,局部插入的控 制棒使中子注量率及功率峰值移向堆芯底部。在 寿期末期,由于控制棒提出,堆芯顶部燃耗较低 的燃料使中子注量率及功率峰值移向堆芯顶部。 同时,如图2-5中所看到的,功率的峰值与平均 值之比会比未受扰动时的要高。
中 国 实 验 快 堆
1.2堆芯体积释热率
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
1.3堆芯和燃料元件的功率强度表示法
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
1.4堆芯内释热率的分布
有限圆柱体均匀裸堆中子注量率分布
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
3 水隙和空泡对功率分布的影响
水隙指控制棒提出后留下的空间,水隙中的水起慢化作 用,从而提高了局部热中子注量率和功率。现在采用挤 水棒和控制棒采用长而细的方式避免峰值。 压水堆堆芯最热区可能产生蒸汽,蒸汽泡的存在会使反 应性下降,从而使空泡区域的中子注量率及其功率相应 降低。在反应堆瞬态工况和事故工况下,冷却剂的比焓 大大高于其正常值,这种空泡效应更加显著。由于产生 蒸汽空泡会使功率降低,所以可减轻某些事故的严重性 。

(完整版)第三章压水堆核电站

(完整版)第三章压水堆核电站

2020/8/18
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一、厂址选择
(3)水源和水文条件:一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛:通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛:二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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(1)一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量,需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2.厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50% 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后,每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室,每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠, 每条排水渠有一个独立的虹吸井、,循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1.核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大,电厂就不宜建在城镇居 民中心附近;如果废水放射性排故量很大,电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学随着工业的发展,电力需求也在不断地增长。

为了满足电力需求,许多国家和地区开始重视核能的开发和利用。

核电站作为一种新型的发电方式,具有高效、干净、可靠、可持续等优点,但同时也带来了许多技术和环境难题。

核电站作为一个庞大的能源系统,其运行涉及到多个领域的学科,其中热工水力学是其中不可或缺的一个学科。

这篇文章将介绍核电站热工水力学相关的知识。

热工水力学基础流体力学核电站的热能是通过水和蒸汽传递来实现的,因此流体力学在核电站热能传递中扮演了至关重要的角色。

流体力学研究的对象是液体、气体等连续介质的运动规律,包括流体的流动、变形、流速、压强等,液体的黏滞力以及黏滞力对于流体流动的影响等内容。

在核电站中,流体力学主要用于描述污水处理、冷却水系统、压气系统和聚集转移装置等方面的问题。

例如,在核电站中,需要将汽轮机的排汽通过冷却水塔冷却降温,因此需要对冷却水塔进行流体力学的分析和计算。

此外,在核电站的压气系统中,压缩空气在输送过程中需要经过管道,因此需要通过流体力学的分析计算管道的内径和空气流量等参数。

热学热学是研究物体温度和热量传递规律的学科,包括热力学和热传导。

在核电站中,热学主要用于描述核能转化为热能的过程,以及核电站的热量传递问题。

具体来说,核反应堆内部的燃料元件的燃烧反应会释放大量热能,这些热能会通过燃料元件、冷却剂和外壳等组成的传热系统传递出去,通过蒸汽抽气系统带动汽轮机运转,最终产生电能。

因此,热学在核电站设计和运行等方面都扮演着重要的角色。

材料学核电站中使用的燃料元件、管道、阀门等部件需要具备较高的耐高温、耐压、耐腐蚀等性能,因此材料学对于核电站的设计和运行也具有不可或缺的重要性。

材料学的研究对象是各种材料的物理化学性质,包括材料的物理性质、力学性质、化学性质、热学性质等。

在核电站中,材料学的应用主要涉及到燃料元件、管道、泵、阀门等部件的材料选择和质量控制等方面。

例如,在燃料元件的设计中需要考虑材料的耐辐照性和高温性能等因素,而在压载水反应堆中,压载水中的氧化物离子容易导致材料的腐蚀和脆化,因此需要通过材料学的知识来选择和优化材料,以保证核电站的安全和可靠性。

大学精品课件:核反应堆热工分析(压水堆结构概述)

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;
核科学与技术学院
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

热工水力学

热工水力学

六段 + 一点 ①OA 段:单相自然对流传热;未生成气泡 ②AB 段:泡核沸腾起始阶段;少量气泡生成,快速脱离加热面;传热主要通过自然对流及气 泡脱离搅动 ③BC 段:泡核沸腾;大量气泡生成,快速脱离加热面;传热主要通过气泡带走的汽化潜热及 对流体的搅动 ④) C 点:偏离泡核沸腾点(DNB) ;大量气泡生成并连成汽膜;传热完全靠经汽膜的导热 发生沸腾危机,对应热流密度为临界热流密度 CHF ⑤CD 段:过渡沸腾(部分膜态沸腾);气泡周期地连成汽膜或破灭;传热完全靠汽膜导热 ⑥DE 段:稳定膜态沸腾;气泡连成汽膜;传热靠汽膜导热+辐射传热,h 比泡核沸腾小得多 ⑦) EF 段:膜态沸腾加辐射传热工况;气泡连成汽膜;辐射传热占主导 ⑷流型:单相流:层流和湍流;两相流用:相分布→流型(泡状流、弹状流、环状流和滴状流等) ①绝热流道中垂直向上流动的流型(泡状流、弹状流、搅拌流、环状流、液束环状流) ②绝热流道中水平流动的流型:泡状流、塞状流、分层流、波状流、弹状流、环状流 泡状流:液相是连续相,汽相以气泡的形式弥散在液相中,两相同时沿通道流动。 (多发

c
Rc
平板形燃料: Tc
5 停堆后的释热组成、变化特点
组成:①燃料棒内储存的显热 ②剩余中子引起的裂变产生的热量 ③裂变碎片的衰变热量 ④中子俘获产物的衰变热量 变化特点:停堆 1h 内的剩余功率由停堆前功率决定:主要由①②组成; 停堆 1h 以后的剩余功率由反应堆运行时间决定:裂变产物是否已经达到平衡。
第三章 核动力装置传热学基础
1 导热基本定律、导热微分方程的基本形式
⑴傅里叶定律
热流量 A
dt dt (W) ,热流密度 q (W/m2) A dx dx
⑵导热微分方程的基本形式 圆柱形的拉普拉斯算子

热工水力学

热工水力学

第一章二、比较成熟的动力堆型有那些,他们各有什么特点?三、反应堆热工分析主要包括那些内容?第二章二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却?停堆后的热源由哪几部分组成,他们各具有什么特点?原因:在反应堆停堆后,其功率并不是立刻降为零,而是按照一个负的周期迅速地衰减,周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。

当反应堆由于事故或正常停堆后,堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止,但还是有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中,因此,在反应堆停堆后,还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却,以便排除这些热量防止损坏燃料元件。

热量来源:燃料棒内储存的显热,剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。

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;假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆,这意味着裂变产物已经达到平衡,这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%,而后迅速衰减。

三、以压水堆为例,说明停堆后的功率约占停堆前堆功率的百分数。

大约在停堆后多久,剩余裂变可以忽略?假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆,这意味着裂变产物已经达到平衡,这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%,而后迅速衰减。

压水堆经过长期运行后停堆,其衰变热随时间的变化见下表,可以知道,一年后剩余裂变可以忽略。

第三章一、各种形状的燃料元件导热计算二、单相对流换热计算沸腾形式详细图表分析,请参考P37四、何谓沸腾临界?压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁?为什么?而在事故工况下又怎样?沸腾临界的特点:由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降,导致受热面的温度骤升。

临界热流密度:达到沸腾临界时的热流密度。

沸腾临界一般和发生沸腾临界时的流型有着密切的关系。

沸腾临界根据流动工况的不同通常分为两类:1.过冷或低含汽量下的沸腾临界;2.高含汽量下的沸腾临界;常见的核燃料:六、如何选取包壳材料?有哪些常见的包壳材料。

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学

O/U
1.686 1.80 1.90 2.00 2.02 2.05 2.15 3
Christen sen测定
2560 2800 2745 2520 2400
Lambert 2535 2681 2740 2790 2560 2360 2360 ,Bare测 定
➢热导率
二氧化铀的热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重 要的意义。因为导热性能的好坏将直接影响二氧化铀芯 块内整体温度的分布,而温度则是决定二氧化的铀物理 性能、机械性能的主要参量,也是支配二氧化铀中裂变 气体释放、晶粒长大等动力学过程的主要参量。 实验研究表明,二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温 度。 此外,燃料的密度、燃耗和氧铀原子比等对热导率也都 有明显的影响。 二氧化铀的热导率随燃耗的加深会不断变小。
程度
UO2陶瓷燃料
被制成烧结的圆柱形燃料小块(称为燃料芯
块) ➢ 优点:熔点高、深燃耗、高温和辐照稳
定性好;在压水堆正常运行条件下对水
的抗腐蚀性能好 ➢ 缺点:导热性能比较差
含UO2弥散体的燃料
➢ 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料 (热导率高、耐辐照、耐腐蚀和高温稳
定性好)的基体中。 ➢ 基体材料:锆合金、不锈钢等 ➢ 缺点:基体材料所占百分比大,必须使
按冷却剂、慢化剂分类 轻水堆(压水堆,沸水堆) 重水堆 石墨气冷堆 石墨水冷堆 钠冷堆
按核燃料在堆内分布形式分类 均匀堆:核燃料、慢化剂、冷却剂均匀混 合在一起 非均匀堆:绝大多数堆型
4.2压水堆结构组成
堆芯横截面图
压 水 堆 纵 剖 面 图
核燃料组件
采用无盒、带指形控制 组件的棒束型燃料组件。
包壳的主要热物性
密度 熔点 比定压热容 热导率 热膨胀系数

03热工水力基础知识

03热工水力基础知识
P3=2S(tB-t2)
在稳定工况中,上述三个传热过程的热流量应该相等,所以P1=P2=P3。
一般来说,蒸汽发生器传热管壁厚度与传热面积S相比很小,所以可以认为A面与B面的面积S都是相同的,这样上述三个式子可简化为:
P=kS(t1—t2)
其中k称为传热系数:
例3.2:若每台蒸汽发生器设计的有效传热面积为5435 m2,传热系数k=6.6 kW/m2℃。在100%功率运行时,一回路输出的热功率为2907 MW,一回路平均温度310℃。求在100%功率运行时,蒸汽发生器的蒸汽压力是多少?(注:RCP系统有三条回路,即有三台蒸汽发生器。)
在蒸汽发生器内,热量的传递按下面次序从冷却剂传到二回路水(参见图3.3):
(1)冷却剂向传热管内表面A的传热,这种传热是对流换热方式。单位时间的传热量为:
P1=1S(t1-tA)
(2)传热管传热,这种传热是金属内的热传导方式。其单位时间的传热量为:
(3)传热管外表面B向给水传热,这种传热也是对流换热方式。其单位时间的传热量:
表3.2质量为1公斤流体的总机械能
位置势能
压力势能
动能
总机械能
1点
gH1
2点
gH2
因为无摩擦流体与外界没有能量交换,那么流体内任一点的总机械能都相等,即W1=W2,其变化的仅是三种能量(位置势能、压力势能和动能)的相互转换。
总机械能的普遍表达式可写为:
也可将各项机械能表示成压力形式:
5.有摩擦的流动
根据热传输公式,单位时间冷却剂输送的热量为:
P=GmCpt
因为Δt=ΔH/Cp,其中ΔH为堆芯(或蒸汽发生器)进、出冷却剂的焓升(或焓降),所以输送的热量又可以表达为:
P=GmH
3.蒸汽发生器的传热

核电站320教材 水力学基础知识

核电站320教材 水力学基础知识

水力学基础知识1.3.1 运动流体的机械能运动流体的总机械能可表示如下:对于如图1.10所示的运动流体,假设流体的质量为1kg ,流体在1和2两个点的总机械能如表1.4所示。

图1.10 运动的流体表1.4 单位质量流体的总机械能流体1点和2点总机械能的差值为:)()(1)(211212212212H H g P P V V W W -+-+-=-ρ(1-2) 有三种不同的情况: (1) W 2-W 1=0流体在1点和2点之间自由流动,无摩擦,与外界无能量交换。

此时流体内各点总机械能保持恒定,只是不同形式的机械能相互转换。

(2) W 2-W 1 > 02点的总机械能大于1点,在1点和2点之间流体吸收能量,如水泵对流体做功。

(3) W 2-W 1 <0流体在1、2点之间损失能量,例如涡轮机对外做功或压头损失。

1.流动流体机械能的其它几种表示方法12(1) 以流体压力表示把式(1-2)右端乘以密度ρ ,得到:)()()(212122122H H g P P V V -+-+-ρρ 它的量纲是压力,于是转换为压力表达形式。

对于与外界无能量交换、无摩擦的流动,则有:0)()()(212122122=-+-+-H H g P P V V ρρ 即1121222222gH P V gH P V ρρρρ++=++其中 和表示流体在1点和2点运动所产生的动压力;P 1和P 2表示1点和2点的静压力;ρgH 1和ρgH 2表示由于流体的高度而产生的静压力。

(2) 以液柱高度表示若将上式除以ρg ,则变成如下形式:这样,所有压力(包括动压力、静压力和高度产生的压力)均用在管道中流动液体的液柱高度表示,也称压头。

2.压头损失实际上各种流体都是有粘性的,考虑了液体粘性的流体称为实际流体。

由于有粘性,液体在流动过程中,液滴相互之间以及液体与管道之间就会产生摩擦,导致能量的损耗;当流体流道有起伏变化,也会引起机械能损失。

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学
核电厂热工水力学
1.3常用的泡核沸腾(包括欠热和饱和泡核沸腾)传热关系式
1.Jens—Lottes 关系式
TW
TS
25( q )0.25 exp( p / 6.2) 106
(3-27)
实验条件:上升水流动,质量流密度 G 111.05104 kg/(m2
s),水温度 Tf 115-340℃;压力 p 0.7 17.2 MPa;管内 径 D 3.63 5.74mm;热流密度 q 直到12.5106 W/m2。该式只
直接计算出泡核沸腾开始点的壁温 TW,ONB ,然后再由方程(3
-29)计算出发生
ONB
时的流体平均温度
T ONB b

根据热平衡关系可以求出泡核沸腾开始点的位置 zONB (见 图 3-7):
qPh zONB GL AcpL (TbONB Tf ,in )
(3-33)
解得 zONB 为
zONB
GL AcpL (TbONB Tf .in ) qPh 核电厂热工水力学
(2)Thom:
(3-30)
TW
TS
q 22.65(106
)0.5
exp(
p
/
8.7)
(3)Bergles—Rohsenow:
(3-31)
0.489 p0.0234
q
TW
TS
0.556
15515
p1.156
(3-32)
式中,TW 为壁面温度,K 或℃;Tb 是流体平均温度,K 或℃;
q 是壁面热流密度,W/m2; hL0 是单相液体对流传热系数,
堆芯传热
核电厂热工水力学
1流动沸腾传热
流动沸腾是指液体有宏观运动的系统内的沸 腾,加热面上汽泡生长受到液体流动方向上 的附加作用,使壁面的泡化过程特性发生变 化。液体运动可以是由外力强制作用引起的 强迫流动,也可以是由流体密度差造成的自 然对流。流动沸腾常伴随着各种汽—液两相 运动,所以它比池内沸腾复杂。

压水堆核电厂[可修改版ppt]

压水堆核电厂[可修改版ppt]
➢ 常规岛:利用蒸汽发电的部分(包括汽轮发电机系 统)。
▪ 燃料
➢ 核电站使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。
▪ 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水 反应堆核电站。
▪ 工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆 内进行裂变并释放出大量热能;高压下的 循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内 生成蒸汽,推动发电机旋转。
▪ 目前,世界上已商业运行的核电站堆型,如压水 堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖
堆型,主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出 来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率 也只有1~2%,但在快堆中,铀-238原则上都能 转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗, 快堆可将铀资源的利用率提高到60~70%。
慢化剂
▪ 慢化剂,又称中子减速剂。在一般情况下,可裂 变核发射出的中子的飞行速度比被其它可裂变核 的捕获的中子速度要快,因此为了产生链式反应, 就必须要将中子的飞行速度降下来,这时就会使 用中子减速剂
▪ 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低 的吸收截面。
▪ 石墨中的碳元素,以及水中的氢元素都能起到慢 化作用。
▪ 链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时,裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时,还将平均地产生两个以上的新的裂变中子,并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下,这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变,如此不断继续下 去,这种反应过程称为链式裂变反应。
通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
▪ 轻水(H2O)
➢ 轻水是含氢物质,慢化能力大,价格低廉,但吸收截 面较大,对金属有腐蚀作用,易发生辐照分解。
▪ 重水(氘,D2O)

完整版反应堆热工水力

完整版反应堆热工水力
? 冷却剂的输热
导热、传热
? 导热传热:傅里叶定 律
? 描述: q=- k▽T
? 对流换热:牛顿冷却定律 ? 描述: q=h(Tc-Tf)
q : 是单位时间内通过单位等温面积 ? 式中q是包壳表面热流密度, 沿温度降低的方向所传递的热量, W/m2;Tc 是包壳外表面温度,
W/m2,它是一个向量,并称之为 热流密度;k是材料的热导率, W/(m·K),它是物性量;是温度梯
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传热学
? 热对流:随着流体不同部分的 相对位移 ,把热量 从一处带到另一处的现象,称为热对流,所以 热对流与流体的流动有关。
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传热学
?对流传热:实际上,常会遇到 导热和热对流两种基本
方式同时出现,而形成一种较复杂的热传递过程, 称为 对流传热 或对流换热。
? 如:流体在管道内流动,当流体和管道内壁温度不同 时,它们之间必然会发生热量传递,紧贴管壁处总 有一薄层流体作层流流动,其中垂直于壁面的方向 上仅有分子能量的传递,即只存在导热,而层流薄 层以外的区域,热量的传递主要依靠对流。
以上公式均为解微分方程得到的
传热学
理论最大释热率:当燃料元件包壳外表面与冷却剂之间的对流传热系数为无限大
(即h→∞)时,燃料元件所能达到的释热率。
t0 ? tu
?
q ?u 2ku
对无内热源的平板形燃料芯块:
tu
?
tcs
?
?c q
ku
2、对无内热源圆筒壁:
热阻: 3、圆柱表面对流:
热阻:
R2 ?
1 ln
2? kc L
d cs du
R3? 1 ? d cs hL
?u 为平板燃料芯块的半厚度
总热阻: R总=R1+R2+R3 Q= ql L= (T0-Tf)/ R总

反应堆热工水力复习要点整理

反应堆热工水力复习要点整理

反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数:(1)压力(MPa):一回路工作压力15.5MPa(2)温度(℃):冷却剂进口温度296.4,冷却剂出口温度327.6,慢化剂平均温度310(3)燃料(UO2):浓缩度1.8%-2.4%第二章1、裂变能分布:在压水动力堆的设计中,通常取燃料元件的释热量占总释热量的97.4%,而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。

2、功率影响因素:(1)燃料布置(2)控制棒(3)水隙及空泡:水隙会引起附加慢化作用,使该处中子通量上升,因而使水隙周围元件的功率升高,从而增大了功率分布的不均匀程度。

3、控制棒中的热源:吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因(n,α)或(n,γ)反应所产生热量的全部或一部分。

4、慢化剂中的热源:慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、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。

5、结构材料的热源:几乎完全是吸收来自堆芯的各种γ辐射。

6、停堆后功率:反应堆停堆后,其功率并不是立刻降为零,而是按照一个负的周期迅速地衰减,周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。

当反应堆由于事故或正常停堆后,堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止,但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。

这些热量一部分来自燃料棒内储存的显热,热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。

因此,在反应堆停堆后,还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却,以便排除这些热量防止损坏燃料元件。

7、衰变功率:裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。

第三章1、热传导微分方程:)c κ/(ρα))W/(m /W 1p 32⋅=⋅--∂∂⋅=+∇C m q t q t o v v热导率()体积释热率(κτακ2、圆柱体燃料元件芯块温度场:忽略轴向导热,可以推得:0122=++uvq dr dt r dr t d κ 或者由物理意义,可以写出(中心温度变化率为零):H r q drdtrH v u 22ππκ⋅=⋅⋅ 最后可以解得:密度,线功率体积释热率,表面热流:,,412420l v ulu u u u v u q q q q r q r q t t πκκκ===-3、平板形燃料元件芯块温度场:忽略轴向导热,可以推得:uv q dx td κ-=22 最后可以解得:平板半厚度-==-u u uu u v u q q t t δκδκδ22204、平板形包壳温度场: 由傅里叶定律有:dxdt q cκ-= 解得:包壳厚度-=-c cccs ci qt t δδκ5、圆壁形包壳温度场: 由傅里叶定律有:drdt rLQ c πκ2-= 最后解得:cics c l ci cs c l ci cs c cs ci d d q r r q r r LQ t t ln 2ln 2ln2πκπκπκ===- 6、单相对流换热公式:膜温差-∆∆⋅=f f hF Q θθ7、强迫对流换热:圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:管道直径和特征长度冷却取加热取静止流体导热系数---======d n hd Nu a v c v d d Nu p n3.0,4.0Pr Re Pr Re 023.08.0λλλμνμρν8、沸腾曲线(参考书P37图3-9)壁面过热度sat sw t t t ∆=-(饱和温度)和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。

20171107 热工水力 复习整理

20171107 热工水力 复习整理

第一章(20171107)核燃料铀-235、铀-233和钚-239这三种核素可以在各种不同能量的中子作用下产生裂变反应,通常把它们称为易裂变核素。

自然界中存在的易裂变核素只有铀-235一种。

含有易裂变核素,能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。

钍-232和铀-238,这两种核素在能量低于其裂变阈能的中子作用下不能产生裂变反应,但在俘获中子后能转变为易裂变核素铀-233和钚-239,故被称为可转换核素(也叫可裂变核素)。

目前在核反应堆中使用的易裂变核素主要是铀-235。

可转换核素本身虽不易裂变,但在俘获中子后能转变为易裂变核素,从而补充易裂变核素的消耗。

在反应堆内它们或者与裂变燃料混合使用,或者在包裹层中单独使用。

因而称它们为广义的核燃料。

*重点:三种易裂变核素:铀-235、铀-233和钚-239。

两种可裂变核素:钍-232和铀-238。

核燃料:含有易裂变核素,能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。

1.2.1.1 目前压水堆使用的燃料主要有以下两类:1.UO2陶瓷燃料2.含UO2弥散体的燃料*重点:两类核燃料:UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。

1.2.1.2 二氧化铀燃料的主要热物性1.密度:二氧化铀的理论密度是10.98×103 kg/m32.熔点:氧铀原子比为2的二氧化铀的熔点最高。

随氧铀原子比值的减小或增加,二氧化铀的熔点会下降。

当O/U=2时,Christensen测定:2800℃。

3.热导率:二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温度。

图1.2-1未经辐照的二氧化铀的热导率随温度的变化图1.2-1示出了一些研究者所提供的未经辐照的二氧化铀的热导率。

从各条曲线的变化趋势来看,可以粗略的认为,温度低于1600℃以下,二氧化铀的热导率随温度的升高而减小;超过1600℃,二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。

*重点:二氧化铀的理论密度10.98×103kg/m3、熔点2800℃、热导率:温度低于1600℃以下,二氧化铀的热导率随温度的升高而减小;超过1600℃,二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。

热工水力分析第三章

热工水力分析第三章

第三章核燃料元件的导热3.1 核燃料、包壳材料的选择和物性3.1.1 核燃料核燃料是可在核反应堆中通过核裂变使用核能的材料。

核燃料可以分为可裂变材料和可转换材料两大类。

可裂变材料可以在各种不同能量中子的作用下发生裂变反应,自然界存在的可裂变材料只有铀-235一种。

可转换材料在能量低于裂变阈能的中子作用下不能发生裂变反应,但在俘获高能中子后能转变成可裂变材料。

钍-232和铀-238是可转换材料。

可用作核燃料的元素不多,铀-233、铀-235、钚-239和钚-241的热中子裂变截面较大,其中铀-233、铀-235、钚-239已被用作核燃料。

在核燃料中只有铀-235是存在于天然铀矿中的核燃料,在天然铀中,大量存在的是铀-238,占约99.28%,铀-235质量分数大约占0.714%,其余的约为0.006%的是铀-234。

正是由于钍-232可转换成铀-233,铀-238可以转换成钚-239,而钚-239可以作为核燃料,才是的1/3的核燃料可最终燃烧。

绝大部分热中子反应堆的核燃料物质都有其包壳材料,用包壳材料包装和密封的核燃料通常称为燃料元件。

根据不同形状可分为棒状燃料和板状燃料等。

包壳材料可以防止冷却剂腐蚀燃料并能阻止高放射性物质的泄露,还起着保持核燃料几何形状及位置的作用。

根据反应堆中不同的使用形式,可以把核燃料分为两类:一类是固体和燃料,另一类是液体核燃料。

固体核燃料按其物理化学形态的不同又可分为金属型(包括合金)、陶瓷型和弥散体型。

液体核燃料是核燃料与某种液体载体的均匀混合物,可以采用的液体载体有水溶液、低熔点的熔盐,以及液态金属,它们与核燃料混合后就组成不同成分的液体核燃料。

与固体核燃料相比,使用液体核燃料有系统简单,能够连续操作,以及具有较大的负温度系数而带来的固有安全性等许多独特的优点。

但是,液体核燃料还有许多技术问题,诸如对结构材料的腐蚀、液体载体的辐照稳定性以及材料的后处理工艺等问题,需要进一步解决,因此它还没有达到工业应用的程度。

压水堆核电站基础知识

压水堆核电站基础知识

压水堆核电站基础知识反应堆物理(试用教材)2003年10月29日目录第一章核能与反应堆 (1)1.1 核能的特点 (1)1.2核反应堆与核电厂动力系统 (3)1.2.1 核电厂动力系统简介 (3)1.2.2 反应堆及其分类 (3)第二章原子核物理基础和中子物理学 (5)2.1 物质的组成 (5)2.1.1 原子核的组成 (5)2.1.2 同位素 (5)2.2 核衰变 (7)2.2.1 衰变类型 (7)2.2.2 衰变率 (8)2.3 质量与能量的关系 (9)2.3.1 质量亏损 (9)2.3.2 质能定律 (10)2.4 中子与物质的相互作用 (11)2.4.1 概述 (11)2.4.2 中子与物质核的相互作用机理 (12)2.4.3 中子反应截面 (13)2.5 核裂变过程 (16)2.5.1 核裂变机理 (16)2.5.2 裂变截面 (17)2.5.3 裂变产物 (19)2.5.4 裂变中子 (20)2.5.5 反应堆的热功率 (22)2.5.6 衰变热 (25)复习题 (26)第三章反应堆稳态物理 (27)3.1 中子循环和四因子公式 (27)3.1.1 中子循环 (27)3.1.2 四因子公式和临界条件 (29)3.2 单速中子的扩散 (30)3.2.1 概述 (30)3.2.2 斐克定律 (30)3.2.3 中子泄漏的计算 (31)3.2.4 中子扩散方程 (32)3.2.5 扩散方程的边界条件 (33)3.2.6 点源产生的单速中子扩散 (34)3.2.7 热中子扩散长度 (34)3.3 中子的慢化 (35)3.3.1 慢化的物理机制 (35)3.3.2 弹性碰撞理论 (36)3.3.4 中子年龄的统计意义 (42)3.3.5 徙动面积 (43)3.3.6 慢化剂的性质 (43)3.4 均匀裸堆 (44)3.4.1 一群扩散方程 (44)3.4.2 平板裸堆 (45)3.4.3 有限高圆柱形均匀裸堆 (46)3.4.4 一群临界方程与临界条件 (47)3.4.5 中子通量密度分布不均匀系数 (50)3.4.6 中子通量密度分布的展平 (50)3.4.7 二群扩散方程和二群临界方程 (52)3.5 有反射层的均匀堆 (54)3.5.1 反射层性质 (54)3.5.2 反射层节省 (54)3.5.3 反射层对中子通量分布的影响 (55)复习题 (56)第四章反应堆动力学 (57)4.1 中子动力学基础 (57)4.1.1 瞬发中子 (57)4.1.2 缓发中子效应 (60)4.1.3 反应性的定义和单位 (62)4.1.4 反应堆周期 (63)4.2 点堆动力学 (65)4.2.1 基本方程 (65)4.2.2 方程的讨论 (66)4.3 小反应性阶跃变化时点堆动力学特征 (66)4.3.1 有外源的稳定态 (66)4.3.2 小反应性阶跃变化时的中子密度响应 (69)4.3.3 倒时公式 (72)4.3.4 瞬发临界 (73)复习题 (74)第五章反应性的变化和控制 (75)5.1 反应性的温度效应 (75)5.1.1 反应性温度系数及其对反应堆稳定性的影响 (75)5.1.2 燃料反应性温度系数的性质及其影响因素 (77)5.1.3 慢化剂反应性温度系数及其影响因素 (80)5.1.4 空泡系数 (85)5.1.5 功率系数与功率亏损 (85)为正的问题 (90)5.1.6 关于在BOL时m5.2 裂变产物的中毒 (93)5.2.1 毒物对反应性的影响 (93)5.2.2 135Xe的中毒 (94)5.3 燃料的燃耗效应 (102)5.3.1物理过程 (102)5.3.2 燃耗深度 (103)5.3.3 反应性随燃耗深度的变化 (103)5.4 反应性控制 (104)5.4.1反应性控制任务 (105)5.4.2 反应性控制中所用的几个物理量 (105)5.4.3 反应性控制原理 (106)5.5 控制棒控制 (107)5.5.1 控制棒控制特点 (107)5.5.2 控制棒材料 (107)5.5.3 控制棒价值 (108)5.6 化学补偿控制 (111)5.6.1 控制特点 (111)5.6.2 硼酸浓度的计算 (111)5.7 可燃毒物控制 (113)5.7.1 控制特点 (113)5.7.2 可燃毒物材料 (113)复习题 (114)第六章核燃料管理 (115)6.1 核燃料循环概述 (115)6.2 堆芯燃料管理 (115)6.2.1 绪言 (115)6.2.2 换料方式概述 (115)6.2.3 压水堆装料换料布置方式 (116)6.3 堆芯装换料的佳化研究 (118)复习题 (120)缩写索引 (121)第一章 核能与反应堆随着人类社会的不断进步,世界能量消耗的增长是很快的。

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系统与设备(3)
3
235U每次裂变释放的能量(单位:MeV)
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168(84) 极短 5(2.5) 中 7(3.5) 长
裂变产物的β射线 7(3.5) 短
裂变产物的γ射线
6(3) 长
非裂变反应(n,γ) 7(3.5) 放出的β、γ射线
总计 系统与设备(3)
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸,
系统与设备(必3) 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
13
热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是:
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积,m2;σ0 为黑体辐射常 数,ε 为物体的黑度,T为表面的绝对温度,K
为了提高整个电厂的循环效率,需要提高二回路蒸 汽的温度和压力,从而必须提高一回路冷却剂的温 度,因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
系统与设备(3)
7
燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程,包括:
系统与设备(3)
10
从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 (千焦/米2 •小时),称为热负荷;
Ts为包壳壁面温度,Tf为冷却剂主体温度; α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关,一般由实验确定。
200
有长 有短
释放能量的位置 几乎全在燃料内 大部分在慢化剂中 堆芯、反射层、热
屏蔽层 燃料、慢化剂和冷
却剂 堆芯、反射层、热
屏蔽层 堆内各处
4
热源的特点
裂变能的绝大部分(90%)是在燃料元件内转换 成热能的。约5%的总裂变能是在慢化剂中转换成 热能的。余下不到5%的总裂变能是在反射层、热 屏蔽等部件中转换成热能的。在大型反应堆中,一 般取燃料元件的释热量占堆总释放量的97.4%。
系统与设备(3)
11
Dittus-Boelter关系式
对流传热系数由实验确定,在反应堆分析中最常用的 公式是Dittus-Boelter关系式:
Nu = 0.023 Pr0.4 Re0.8
Nu为努谢尔数,Re雷诺数,Pr普朗特数。 Nu=αd/λ,d流道当量直径, λ 为流体导热系
数;d=4S/Z,S为流动面积,Z为流动的湿周 Re=vd/µ, µ为流体的动粘系数,v是平均流速 Pr= µC/ λ ,C为流体的比热
从核燃料芯块内产生的热量传到芯块表 面,这是有热源下的固体导热过程;
芯块与包壳之间的气隙的接触传热,将热 量传到包壳内表面;
通过导热将热量从包壳内表面传到包壳外 表面;
通过对流放热,热量由包壳外表面传给冷 却剂。
系统与设备(3)
8
燃料元件内的导热过程
热量从物体中温度较高部分向较低部分传递的过程为热 传导。热传导不发生物质宏观位移,只有分子的相互作 用。
系统与设备(3)
12
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为:
T中心 − Tf
=
q′ 2 π rF
rF 2λ
f
+1 αG
+ tc λc
+
α
(
rF rF +
tc
)
q′为线功率密度,r为燃料元件芯块的半径,
λf为燃料元件的导热系数,λc为包壳的导热系 数,
tc为包壳厚度, α为包壳表面与冷却剂的放热系数,αG为燃料与
压水堆核电站基础
压水堆核电站基础
第三章 热工水力学基础知识
核反应堆热工的主要特点
必须考虑放射性辐照对冷却剂、固体材料的 导热性能和结构性能的影响
在堆芯材料选择上,除了考虑材料的机械强 度外,还必须考虑对中子的吸收和慢化性 能,以及辐照对材料性能的影响
反应堆单位体积发出的功率比常规动力设备 单位体积发出的功率高得多,并且功率增长 的速率快。
堆内热源及其分布不仅与空间有关,且和时间有关。
停堆后,仍然有热源,约有6%的功率水平,然后 逐渐衰减。此时堆内的释热率与运行时的热源分布 是不同的。停堆1小时后,燃料元件内的释热率只 有运行时的1%,而反射层和热屏蔽的释热率却是 此处运行时的10%。
系统与设备(3)
5
热源的空间分布
对于单种裂变材料均匀装载的有限圆柱形热中子反应
堆,体积热源可以粗略写为(原点取在堆芯中心):
q
'''
=
q0
J
0
(2.405
r R
)cos π z H
R为堆芯有效半径,H为有效高度。
最大功率密度与平均功率密度之比称为功率峰值因子。 对于圆柱裸堆,此值为3.64。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布,压水堆一般分三区配置不同富集度燃料,高富集 度的新燃料在最外区。
假设燃料内发热沿径向和轴向是均匀分布的,并只考虑 径向导热。由傅里叶导热定律:
q = −λ dt (千焦耳 / 米2 ⋅小时) dr
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量(千焦/ 米2 •小时),称为热负荷;
dt/dr称为温度梯度,λ为导热系数(千瓦/米•℃)
物理意义是:单位时间通过传热面积导出的热量与传热 表面积的大小及温度梯度成正比,比例系数为λ,称为 导热系数。
系统与设备(3)
9
热阻
由傅里叶导热定律:
Q = −λF dt dx
Q表示单位时间通过该层的导热量;
λ为导热系数,单位:瓦/(米•℃) T1 Q
在λ不随温度变化,则可以积分
Q = λF ∆t
T2 δ
δ
δ为平板厚度,∆t为平板两边的温度
差,
Q=
∆t δ
ห้องสมุดไป่ตู้
λF δ
在形式上类似欧姆定律I=U/R, λF 称为热阻。
控制棒对功率分布的影响。
系统与设备(3)
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式,即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。
UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯,将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器, 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。
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