核反应堆热工分析ppt(热工部分)

核科学与技术学院反应堆热工水力学堆内释热核科学与技术学院1.核反应堆热工分析的任务1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经济：降低造价，减少燃料装载量，提高冷却剂温度以及电厂热力循环效率要求Text可靠性：其他特殊要求：比如一体化堆芯对结构紧凑的要求等一核科学与技术学院内容BECDA分析燃料元件内的温度分布冷却剂的流动和传热特性预测在各种运行工况下反应堆的热力参数各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程2.核反应堆热工分析的内容1一核科学与技术学院1.核裂变产生能量及其分布二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核科学与技术学院不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取200fEMeV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1.核裂变产生能量及其分布二核科学与技术学院2.堆芯功率的分布及其影响因素二vaffqFEN释热率单位体积的释热率裂变率单位时间，单位体积燃料内，发生的裂变次数ffRN热功率整个堆芯的热功率131.60210caffcNFENV计入位于堆芯之外的反射层、热屏蔽等的释热量热功率13/1.60210tcaffcNNFENV正比堆内热源的分布函数和中子通量的分布函数相同核科学与技术学院堆芯功率的分布均匀裸堆进行理论分析时极其有用活性区外面没有反射层富集度相同的燃料均匀分布在整个活性区内简化一：简化二：2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院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：00eRe(,)(2.405)cosRrzrzJL外推半径：eR0.71trRRR外推高度：Re21.42RRRtrLLLL堆芯的释热率分布堆芯最大体积释热率,max0eRe(,)(2.405)cosRvvrzqrzqJL,max0vaffqFEN2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院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二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的因素均匀装载燃料方案：分区装载燃料方案：目前的核电厂普遍采用的方案布置特点：沿堆芯径向分区装载不同富集度的燃料，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2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的因素三区分批装料时的归一化功率分布图：通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的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控制棒对径向功率分布的影响2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的因素控制棒对反应堆的轴向功率分布也有很大的影响控制棒对轴向功率分布的影响2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的因素分类停堆棒停堆棒通常在堆芯的外面，只有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2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的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克服办法：采用棒束型控制棒组件2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒燃料布置水隙及空泡影响功率分布的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克服办法：采用棒束型控制棒组件空泡的存在将导致堆芯反应性下降沸水堆控制棒由堆底部向上插入堆芯的原因能减轻某些事故的严重性的原因2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆的是一样的非均匀堆中的燃料元件自屏效应，使得元件内的中子通量和它周围慢化剂内的中子通量分布会有较大差异2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院非均匀堆栅阵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：00()AIKr若燃料棒表面处的热中子通量为，则在处，s0rRs，则：00000()()sIKrIKR2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院燃料元件的自屏因子F为：seF对于棒状燃料元件：00000100()2()KRIKRFIKR采用富集铀且燃料棒的尺寸比较细的情况，F的范围为1.0～1.1精确的F值要根据逃脱几率的方法求解2.堆芯功率的分布及其影响因素二核科学与技术学院控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布三慢化剂控制棒结构材料材料：硼、镉、铪等，压水堆一般采用银-铟-镉合金或碳化硼控制棒的热源：吸收堆芯的辐射：用屏蔽设计的方法计算控制棒本身吸收中子的(n,)或(n,)反应在芯棒和包壳之间充以某种气体（如氦气）以改善控制棒的工艺性能和传热性能核科学与技术学院停堆后的功率四在反应堆停堆后，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。核科学与技术学院停堆后的功率四热量燃料棒内储存的显热剩余中子引起的裂变裂变产物和中子俘获产物的衰变核科学与技术学院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：停堆后的功率四核科学与技术学院停堆后的功率四核科学与技术学院剩余裂变功率的衰减停堆后时间非常短（0.1s内）：(1)()(0)expeffkl停堆时间较长：()()(0)expexpl停堆时间较长且反应性变化较大：11660()(0)AexpAexpAexp/l停堆后的功率四核科学与技术学院剩余裂变功率的衰减对于恒定功率下运行很长时间的轻水慢化堆，在停堆时如果引入的负反应性的绝对值大于4%，则其相对裂变功率的变化为：()/(0)0.15exp0.1NN只适用于轻水堆且用U-235作燃料的反应堆停堆后的功率四核科学与技术学院衰变功率的衰减裂变产物的衰变功率：方法一：根据裂变产物的种类及其所产生的射线的能谱编制的计算机程序来计算裂变产物的衰变热，较复杂，不作介绍方法二：把裂变产物作为一个整体处理，根据实际测量得到的结果，整理成半经验公式通常用于计算裂变产物衰变的半经验公式为：10()/(0)()()200aasANN停堆后的功率四核科学与技术学院衰变功率的衰减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：34236()2.2810(1)exp(4.9110)(0)2.1910(1)exp(3.1410)sNcNc若是低富集度铀作为燃料的压水堆，可取c=0.6,a=0.2上式忽略了其他俘获产物对衰变功率的贡献，通常间计算结果再乘以系数1.1停堆后的功率四核科学与技术学院例题：某个以铀为燃料的反应堆，在825MW的热功率下运行了1.5年之后停堆，试求（1）在下述时刻裂变产物的衰变功率：刚停堆，停堆后1小时，停堆后1年；（2）如果反应堆的转换系数C=0.88，那么在上述时刻U-239和Np-239的衰变功率各是多少？核科学与技术学院解：已知825NMW（0）701.5=4.7410s年110s33.610s73.1610s（1）刚停堆时的衰变功率可由最短时间估算；停堆1小时约为；停堆1年约为，于是由s10=0200aaNAN12s1120=0200200aaNAAN可知1=12.05A1=0.0639a2=53.18A2=0.3350a1s11057.7NMW3s13.61011.5NMW7s13.16100.132NMW刚停堆时代入上式得同理核科学与技术学院s23436=2.28101exp4.91102.19101exp3.41100NccN（2）由下式可知2391341s210=8252.28100.8810.2exp4.911010=1.98MWNU，2393s2,3.6100.34NUMW2397s2,4.74100NUMWU-239的半衰期为23.5min2393s2,3.6101.88NNpMW2397s2,4.74100NNpMW2391s2,101.91NNpMW核科学与技术学院停堆后的冷却五核科学与技术学院停堆后的冷却五核科学与技术学院反应堆热工水力学堆内传热核科学与技术学院导热对流换热输热研究目的：在保证反应堆安全的前提下，尽可能地提高堆芯单位体积的热功率、冷却剂的温度等，以提高核动力的经济性热量输出过程：核科学与技术学院导热热传导微分方程定义：依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的能量，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过程本章重点核科学与技术学院热传导微分方程不同坐标下的表达形式：oyzx直角坐标圆柱坐标球坐标2t核科学与技术学院包壳外表面与冷却剂之间的传热包壳外表面与冷却剂之间的传热是指通过单相对流、热辐射或沸腾等传热模式把热量从包壳外表面传递给冷却剂的过程。对流换热这里单相对流传热是指固体表面与流动流体之间直接接触时的热交换过程。在这种传热过程中，除了存在流体的导热之外，其主要作用的是由流体位移所产生的热对流。此外，流体的物理性质和流道几何结构也对单相对流传热有重要影响。单相对流传热可分为强迫对流和自然对流，层流和湍流传热。通常用牛顿冷却定律来描述单相对流传热：核科学与技术学院或式中，q是表面热流密度，W/m2；Tc是包壳外表面温度（Tw是固体表面温度），℃或K；Tf是在流通截面上流体（冷却剂）主流温度，℃或K；h是对流传热系数，W/(m2·℃)或W/(m2·K)。h与热导率k不同，k是物性量，而h是过程量，它与流体的运动和传热过程有关。例如，单相水在圆管内作强迫对流定型湍流传热时，上式可以写成：cfqhTTwfqhTTwfqhTT核科学与技术学院在紧贴管壁附近，有一层厚度为Δy的流体薄层做层流流动，流体的大部分径向温差降落在此层内，称此层为热边界层。在热边界层内，垂直于壁面方向所传递的热量主要靠流体的导热，因此有：fkhywfqhTT0wfffyTTTqkkyy式中，kf是流体的热导率，W/(m·℃)或W/(m·K)。由上式可见，h与流体热导率kf成正比，与热边界层（又称流体膜）厚度Δy成反比。而Δy主要取决于流体的运动，一般来说，水的流速越高，Δy越小，则对流传热系数h越大。核科学与技术学院热辐射是物