核反應堆熱工基礎-第三章課件

1、核反應堆熱工基礎核反應堆熱工基礎教師：劉曉輝成都理工大學核技術與自動化工程學院1. 堆芯內(nèi)熱源的空間分布堆芯內(nèi)熱源的空間分布（1）裂變能放出形式）裂變能放出形式第三章第三章 反應堆熱源及其分布反應堆熱源及其分布第第1節(jié)節(jié) 裂變能的分配和轉化裂變能的分配和轉化（2）堆芯內(nèi)熱源總體分布）堆芯內(nèi)熱源總體分布 式中：式中：qv堆芯內(nèi)單位體積的釋熱率，堆芯內(nèi)單位體積的釋熱率，W m-3， J m-3 s-1; Ef單次裂變釋放的有效裂變能，一般取單次裂變釋放的有效裂變能，一般取200MeV； N235堆芯單位體積內(nèi)堆芯單位體積內(nèi)235U原子核數(shù)量，原子核數(shù)量， m-3 ； f235U的微觀裂變截面，的微

2、觀裂變截面， m2 ； 堆芯內(nèi)中子通量密度，堆芯內(nèi)中子通量密度，m-2 s-1; Ft能量單位換算系數(shù)，能量單位換算系數(shù)，1MeV=1.602 10-13 J ;式中：式中：qv，max堆芯中心點單位體積的釋熱率，堆芯中心點單位體積的釋熱率，W m-3; R圓柱堆半徑；圓柱堆半徑； H圓柱堆高度。圓柱堆高度。tffFNEq235v)cos()405. 2(,0max,zHrRJqzrqVV）（2. 燃料芯塊的釋熱燃料芯塊的釋熱式中：式中：FU芯塊釋熱占堆芯全部釋熱的份額，一般取芯塊釋熱占堆芯全部釋熱的份額，一般取97.4%; 芯塊內(nèi)中子通量密度，芯塊內(nèi)中子通量密度，m-2 s-1。例題：反應堆

3、堆芯某UO2芯塊處，中子通量密度為11013 m-2 s-1；芯塊密度為11.0g cm-3， 235U的微觀裂變截面為538 barn，燃料富集度為3%。估算該燃料芯塊的單位體積的釋熱率。tffFNEFq235Uv3. 結構部件和慢化劑的釋熱結構部件和慢化劑的釋熱（1）堆芯結構材料內(nèi)的釋熱）堆芯結構材料內(nèi)的釋熱釋熱原因：吸收燃料放出的釋熱原因：吸收燃料放出的射線射線釋熱位置：燃料包殼、定位格架、控制棒導向管釋熱位置：燃料包殼、定位格架、控制棒導向管式中：式中：qV均勻化處理后堆芯均勻化處理后堆芯r處的體積釋熱率；處的體積釋熱率； 目標結構材料的密度；目標結構材料的密度； 堆芯內(nèi)所有材料（包括

4、冷卻劑、慢化劑）的平均堆芯內(nèi)所有材料（包括冷卻劑、慢化劑）的平均密度。密度。Vqrq105. 0v）（2）控制棒內(nèi)的釋熱）控制棒內(nèi)的釋熱 釋熱原因：吸收燃料放出的釋熱原因：吸收燃料放出的射線；控制棒材料和中射線；控制棒材料和中子發(fā)生吸收反應。子發(fā)生吸收反應。吸收吸收射線的釋熱射線的釋熱式中：式中：qV均勻化處理后堆芯均勻化處理后堆芯r處的體積釋熱率；處的體積釋熱率； 控制棒的密度；控制棒的密度； 堆芯內(nèi)所有材料（包括冷卻劑、慢化劑）的平均堆芯內(nèi)所有材料（包括冷卻劑、慢化劑）的平均密度。密度。Vqrq105. 0v）（發(fā)生（發(fā)生（n,）反應的釋熱）反應的釋熱式中：式中：N控制棒材料的原子核密度，

5、控制棒材料的原子核密度， m-3 ； E（n,）反應釋放的能量，）反應釋放的能量，MeV； dEEErENFrqnt）（）（,)(,發(fā)生（發(fā)生（n, ）反應的釋熱）反應的釋熱式中：式中：a(r,E)r處控制棒材料對能量為處控制棒材料對能量為E的的 光子的能量吸收光子的能量吸收系數(shù)，系數(shù)， m-1 ； (r,E)控制棒內(nèi)控制棒內(nèi)r處，能量為處，能量為E的的 光子的注量率，光子的注量率， m-2 s-1； E E 光子的能量，光子的能量，MeV。dEEErErFrqat）（）（,),(（3）慢化劑內(nèi)的釋熱）慢化劑內(nèi)的釋熱 釋熱原因：吸收燃料放出的釋熱原因：吸收燃料放出的射線；對裂變中子的慢射線；對

6、裂變中子的慢化。化。式中：式中：m m慢化劑的密度；慢化劑的密度； f快中子通量密度；快中子通量密度； E 中子每次散射時的平均能量損失。中子每次散射時的平均能量損失。EFqrqfstmV105. 0v）（4）堆芯外結構部件的釋熱）堆芯外結構部件的釋熱 釋熱原因：吸收燃料放出的釋熱原因：吸收燃料放出的射線；與泄漏的中子發(fā)射線；與泄漏的中子發(fā)生核反應。生核反應。停堆后的釋熱主要包括兩部分：停堆后的釋熱主要包括兩部分： 剩余裂變功率剩余裂變功率緩發(fā)中子引起的裂變產(chǎn)生緩發(fā)中子引起的裂變產(chǎn)生 衰變功率衰變功率裂變產(chǎn)物和中子俘獲產(chǎn)物的放裂變產(chǎn)物和中子俘獲產(chǎn)物的放 射性衰變產(chǎn)生射性衰變產(chǎn)生p 停堆后釋熱功

7、率大小與停堆前功率值和停堆前運停堆后釋熱功率大小與停堆前功率值和停堆前運行時間有關，它還是時間的函數(shù)。行時間有關，它還是時間的函數(shù)。第第2節(jié)節(jié) 停堆后的釋熱停堆后的釋熱1.剩余裂變功率剩余裂變功率（1）停堆引入的負反應性?。┩６岩氲呢摲磻孕∈街校菏街校?t)(t)停堆后停堆后t時刻中子通量密度；時刻中子通量密度； 緩發(fā)中子總份額；緩發(fā)中子總份額； 單群緩發(fā)中子的衰變常數(shù)，約為單群緩發(fā)中子的衰變常數(shù)，約為0.08s-1； 每代中子時間，數(shù)量級為每代中子時間，數(shù)量級為10-3s； 引入的反應性，引入的反應性，；1)0()(- 1）（tteet61ii161)(iii（2）停堆引入的負反應性較大

8、）停堆引入的負反應性較大式中：式中：A0、 A1、 A6為待定常數(shù)；為待定常數(shù)； i第第i群緩發(fā)中子的衰變常數(shù)；群緩發(fā)中子的衰變常數(shù)；ttteAeAeAt61610)0()( （3）剩余裂變功率）剩余裂變功率對于以恒定功率長期持續(xù)運行的輕水反應堆，以對于以恒定功率長期持續(xù)運行的輕水反應堆，以235U作燃料，當引入的負反應性大于作燃料，當引入的負反應性大于4%時，剩余裂變功時，剩余裂變功率為率為式中：式中：P(t)(t)停堆后停堆后t時刻的功率；時刻的功率； P(0)(0)停堆時的功率（穩(wěn)定運行功率）。停堆時的功率（穩(wěn)定運行功率）。 對重水堆有對重水堆有te)P(P(t)1 . 015. 00t

9、e)P(P(t)06. 015. 002.衰變功率衰變功率（1）裂變產(chǎn)物衰變功率）裂變產(chǎn)物衰變功率 如果使用如果使用235U作燃料的反應堆在停堆前以功率作燃料的反應堆在停堆前以功率P(0)連連續(xù)運行了續(xù)運行了t0秒，則停堆后秒，則停堆后t時刻的衰變功率為時刻的衰變功率為式中：式中：A、a值與停堆后時間有關。值與停堆后時間有關。)(2000,00aastttA)P(t)(tP（2）中子俘獲產(chǎn)物的衰變功率）中子俘獲產(chǎn)物的衰變功率 在天然鈾或低濃縮鈾作為燃料的反應堆內(nèi)，在天然鈾或低濃縮鈾作為燃料的反應堆內(nèi)， 238U吸吸收中子后產(chǎn)生的收中子后產(chǎn)生的239U和由它衰變成的和由它衰變成的239Np所放出

10、的所放出的、輻射是中子俘獲產(chǎn)物衰變功率的主要來源，這些貢獻可輻射是中子俘獲產(chǎn)物衰變功率的主要來源，這些貢獻可分別按下式計算：分別按下式計算：ttUfUaeec)P(t)(tP4042352352391091. 41091. 4,30U)1 (1028. 20,)1 ()()1 (100 . 71017. 20,60646042352352391041. 31041. 31091. 41041. 31091. 43,30NptttttUfUaeeeeec)P(t)(tP如果使用如果使用235U作燃料的為作燃料的為式中：式中：P239U( (t0,t),t)反應堆在停堆前以功率反應堆在停堆前以功率

11、P(0)連續(xù)連續(xù)運行了運行了t0秒，則停堆后秒，則停堆后t時刻時刻239U的衰變功率；的衰變功率； P239Np( (t0,t),t)239Np的衰變功率；的衰變功率； c轉換比，壓水堆轉換比，壓水堆c0.50.6； a,235U235U的有效微觀裂變截面；的有效微觀裂變截面； f,235U235U的有效微觀裂變截面；的有效微觀裂變截面； a,235U/ f,235U 1.2。 堆芯內(nèi)結構材料應能在保證反應堆安全的同時滿堆芯內(nèi)結構材料應能在保證反應堆安全的同時滿足反應堆經(jīng)濟性的要求。從安全角度出發(fā)，由于材料足反應堆經(jīng)濟性的要求。從安全角度出發(fā)，由于材料的使用條件極其苛刻，就要求材料具有較高的抗

12、動載的使用條件極其苛刻，就要求材料具有較高的抗動載荷能力（例如熱應力、強振動、高輻射等）。在實際荷能力（例如熱應力、強振動、高輻射等）。在實際工程中，選擇堆芯材料要考慮的因素很多，諸如強度、工程中，選擇堆芯材料要考慮的因素很多，諸如強度、塑性、工藝性、熱應力、交變應力作用下的抗疲勞性、塑性、工藝性、熱應力、交變應力作用下的抗疲勞性、輻照穩(wěn)定性、腐蝕穩(wěn)定性、導熱性、各種材料之間的輻照穩(wěn)定性、腐蝕穩(wěn)定性、導熱性、各種材料之間的相容性以及對中子的吸收截面等。相容性以及對中子的吸收截面等。第第3節(jié)節(jié) 反應堆內(nèi)結構材料反應堆內(nèi)結構材料堆芯內(nèi)結構材料包括：堆芯內(nèi)結構材料包括：（1）燃料元件用材料（可以分為

13、燃料芯塊材料、燃料）燃料元件用材料（可以分為燃料芯塊材料、燃料包殼材料、燃料組件和部件材料、導向管材料等）包殼材料、燃料組件和部件材料、導向管材料等）（2）慢化劑）慢化劑（3）冷卻劑）冷卻劑（4）反射層）反射層（5）控制材料（包括熱中子吸收材料及控制棒材料、）控制材料（包括熱中子吸收材料及控制棒材料、控制棒包殼材料、控制棒構件、液體控制材料等）控制棒包殼材料、控制棒構件、液體控制材料等）（6）屏蔽材料）屏蔽材料（7）反應堆容器材料）反應堆容器材料1. 核燃料核燃料（1）可用作核燃料的易裂變核素：）可用作核燃料的易裂變核素： 233U、 235U、 239Pu、 241Pu。 適合作小型核武器和

14、氫彈引爆材料的裂變核素：適合作小型核武器和氫彈引爆材料的裂變核素： 242Am、 245Cm、 247Cm、 249Cf、 251Cf。（2）選擇核燃料時首先要考慮的是對中子的裂變截面，）選擇核燃料時首先要考慮的是對中子的裂變截面，裂變截面越大越好；其次要考慮的是燃料密度，通常裂變截面越大越好；其次要考慮的是燃料密度，通常希望燃料密度要大一些；此外、還應考慮，組成燃料希望燃料密度要大一些；此外、還應考慮，組成燃料元件的物質是否容易獲得，加工制造和后處理是否困元件的物質是否容易獲得，加工制造和后處理是否困難，以及耐腐蝕、耐高溫、耐輻照的性能如何等等。難，以及耐腐蝕、耐高溫、耐輻照的性能如何等等。

15、綜合考慮這些因素，目前的商用核電廠大多數(shù)采用化綜合考慮這些因素，目前的商用核電廠大多數(shù)采用化合物形式的陶瓷體燃料，用得最廣的是合物形式的陶瓷體燃料，用得最廣的是UO2。（3）UO2的性質的性質l 密度密度理論密度理論密度0為為10.96 g/cm3；工程計算常用密度為工程計算常用密度為95% 0= 10.41 g/cm3；l 熔點熔點 UO2的熔點隨的熔點隨O/U比和微量雜質而變化，由于比和微量雜質而變化，由于UO2在高溫在高溫下會析出氧，下會析出氧， O/U比在加熱過程中要發(fā)生變化，因此比在加熱過程中要發(fā)生變化，因此UO2的真的真正熔點難以測定。但大體在正熔點難以測定。但大體在2800左右，

16、本書取未經(jīng)輻照的左右，本書取未經(jīng)輻照的UO2的熔點為（的熔點為（280015）。 燃料芯塊被輻照后，隨著固相裂變產(chǎn)物的積累和燃料芯塊被輻照后，隨著固相裂變產(chǎn)物的積累和O/U比的比的變化，燃料的熔點會有所下降。根據(jù)總結的反應堆運行經(jīng)驗，變化，燃料的熔點會有所下降。根據(jù)總結的反應堆運行經(jīng)驗，燃耗深度每增加燃耗深度每增加104 MWd/t(U)，其熔點下降大約，其熔點下降大約32 。例如，。例如，燃耗深度達燃耗深度達50000 MWd/t(U)的燃料，熔點為的燃料，熔點為2800-532=2640。 l 熱導率熱導率 燃料導熱性能的好壞將直接影響芯塊內(nèi)的溫度分布和芯塊燃料導熱性能的好壞將直接影響芯塊

17、內(nèi)的溫度分布和芯塊中心的最高溫度。影響中心的最高溫度。影響UO2熱導率的主要因素有溫度、密度、熱導率的主要因素有溫度、密度、燃耗深度和氧鈾比。燃耗深度和氧鈾比。l 定壓比熱容定壓比熱容定壓比熱咨定壓比熱咨cp，可以表達為溫度的函數(shù)。，可以表達為溫度的函數(shù)。l 線膨脹系數(shù)線膨脹系數(shù) 在在1000以下的體膨脹系數(shù)大約為以下的體膨脹系數(shù)大約為110-5-1。在大于。在大于1000的時候，可以取的時候，可以取1.310-5-1。2. 包殼材料包殼材料（1）包殼的作用）包殼的作用 防止燃料芯塊受到冷卻劑的化學腐蝕，防止燃料防止燃料芯塊受到冷卻劑的化學腐蝕，防止燃料芯塊的機械沖刷，減少裂變氣體向外釋放，保留裂變碎芯塊的機械沖刷，減少裂變氣體向外釋放，保留裂變碎片。片。 （2）包殼材料的選擇）包殼材料的選擇 中子吸收截面要小，熱導率要大，抗腐蝕性能、抗中子吸收截面要小，熱導率要大，抗腐蝕性能、抗輻照性能、加工性能和機械性能好。輻照性能、加工性能和機械性能好。 目前，在壓水堆中廣泛應用的是鋯合金包殼，快目前，在壓水堆中廣泛應用的是鋯合金包殼，快堆用不銹鋼和鎳基合金，高溫氣冷準則采用石墨作為包堆用不銹鋼和鎳基合金，高溫氣冷準則采用石墨作為包殼材料。殼材