反應堆熱工第二章-1

反應堆熱工水力學第二章王建軍wang-jianjun@0451825696552023/2/11核科學與技術學院主要內容2.1核裂變產生的能量及其分布2.2堆芯功率分布及其影響因素2.3控制棒、慢化劑和結構材料中熱量的產生及其分布2.4反應堆停堆后的功率釋放2023/2/12核科學與技術學院主要知識點（1）掌握計算堆芯熱功率的方法掌握堆芯內釋熱率的分布情況（典型）掌握影響堆芯內功率分布因素理解堆芯內其他釋熱產生和分布原理了解其他釋熱計算方法2023/2/13核科學與技術學院主要知識點（2）掌握反應堆停堆后功率變化規(guī)律掌握反應堆停堆后功率組成及特點了解反應堆停堆后功率計算方法2023/2/14核科學與技術學院反應堆的熱源及其分布一、

核裂變產生的能量及其在堆芯內的分布熱源來自于可裂變核素的裂變能量每次裂變放出的總能量平均約為200MeV包括緩發(fā)中子的能量，未計及中微子及反中微子的能量所產生熱源的分布與堆型、燃料型式及運行時間等因素有關2023/2/15核科學與技術學院裂變能的近似分配裂變能絕大部分在燃料元件內轉變?yōu)闊崮軣岫逊蓊~90%壓水動力反應堆97.4%沸水反應堆96%2023/2/16核科學與技術學院不同核素釋放裂變能值（重水堆）2023/2/17核科學與技術學院二、

堆芯功率分布及其影響因素裂變率：2023/2/18核科學與技術學院體積釋熱率：

體積釋熱率是單位時間、單位體積內釋放的熱能的度量，也稱為功率密度。要注意的是，體積釋熱率指的是已經轉化為熱能的能量，并不是在該體積單元內釋放出的全部能量，因為有些能量會在別的地方轉化為熱能，甚至有的能量根本就無法轉化為熱能加以利用。2023/2/19核科學與技術學院堆芯內釋熱率的分布均勻裸堆釋熱率分布：2023/2/110核科學與技術學院2023/2/111核科學與技術學院影響堆芯功率分布的因素-12023/2/112核科學與技術學院影響堆芯功率分布的因素-22023/2/113核科學與技術學院2023/2/114核科學與技術學院影響堆芯功率分布的因素-3結構材料的吸收效應水隙和空泡效應2023/2/115核科學與技術學院影響堆芯功率分布的因素-42023/2/116核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院17三、控制棒、慢化劑和結構材料中

熱量的產生和分布控制棒中的熱源及其分布；慢化劑的熱源及其分布；結構材料中的熱源及分布；2023/2/117核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院18

控制棒中的熱源及其分布

材料： 硼、鎘、鉿等，壓水堆一般采用銀-銦-鎘合金或碳化硼控制棒熱源： 1）吸收堆芯的γ輻射的熱量；

2）吸收本身中子因（n,α）或（n,γ）反應所產生的全部或部分熱量；2023/2/118核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院19計算方法：

1、吸收γ射線而釋熱的熱源：與堆芯的結構、控制棒本身的結構、控制棒材料的性質以及控制棒在堆芯所處的位置有關，可用屏蔽設計的方法來進行計算。

2、因（n,α）或（n,γ）反應而釋熱的熱源：

1）算出控制棒在單位時間內俘獲的中子數(shù)n（中子/s）釋放出1KJ能量的裂變數(shù)控制棒對中子的吸收系數(shù)，即每次裂變被控制棒吸收的中子數(shù)（中子/裂變）2023/2/119核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院20 2）首先根據(jù)控制棒所使用的材料判斷控制棒俘獲中子所產生的反應是還是

反應：由于粒子的射程短，其能量主要為控制棒本身所吸收。

功率：假設放出的粒子的能量為2023/2/120核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院21

反應，射線能譜具有一個范圍，取能譜平均值為，產生的量子數(shù)為，自吸收系數(shù)a（由于的穿透能力強，控制棒本身只能吸收射線的一部分能量），

這一部分功率：MeV/skW2023/2/121核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院22對于由m種不同的吸收材料組成的控制棒，且每種材料吸收中子所產生的反應類型和放出的能量不同，則控制棒因吸收中子所產生的總釋熱量：第i中材料所吸收的中子數(shù)占控制棒吸收中子總數(shù)的份額

第i中材料每吸收一個中子所產生的能量

為第i種材料的自吸收系數(shù)，視吸收中子后所產生的反應而定，若為反應，則可取為12023/2/122核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院23慢化劑中的熱源及其分布熱量組成：裂變中子的慢化、吸收裂變產物放出的粒子的一部分能量、吸收各種射線的能量。裂變中子的大部分動能都在初始幾次的碰撞中失去，因此由它產生的熱源的分布將取決于快中子的平均自由程。

1）當反應堆內快中子的平均自由程很短時（例如以輕水作為慢化劑的反應堆），慢化劑中熱源的分布大致與中子通量的分布相同；

2）如果平均自由程長，則其熱源的分布就接近于均勻分布。2023/2/123核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院24慢化劑中的體積釋熱率近似表示：均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率

慢化劑的平均密度，堆芯材料的平均密度

快中子宏觀彈性散射面積快中子通量

每次碰撞的平均熱量損失

2023/2/124核科學與技術學院2023/2/1核科學與技術學院25快中子的能量

n：快中子慢化成熱中子所需的平均碰撞次數(shù)，

：平均對數(shù)能量縮減

2023/2/125核科學與技術學院如果冷卻劑和慢化劑是同一種材料（例如水-水堆）則慢化劑的冷卻問題就可以合并在元件的冷卻問題中一起考慮；如果冷卻劑是液體而慢化劑是固體（例如水-石墨堆）則慢化劑的冷卻必須專門考慮2023/2/126核科學與技術學院結構材料中的熱源及其分布結構材料：包殼、元件盒、定位架、控制棒導向管等熱量來源：幾乎完全由于吸收來自堆芯的各種輻射計算：如果認為對射線的吸收正比于材料的質量。則可近似地用下式估算體積釋熱率：堆芯某一位置上的單位體積結構材料吸收射線所釋放的熱量在均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率

結構材料的密度

堆芯材料的平均密度

結構材料中的熱源還與結構材料本身的具體形狀和所處的部位有密切關系。2023/2/127核科學與技術學院四、反應堆運行過程中的簡單瞬態(tài)熱工分析反應堆停堆后的釋熱特點核特性的影響組成剩余裂變產生的功率裂變碎片的衰變功率中子俘獲產物的衰變功率2023/2/128核科學與技術學院2023/2/129核科學與技術學院對于某900MW電功率的反應堆，其額定熱功率為2895MW。其停堆后一段時間內反應堆的剩余功率如下：緊急停堆后2分鐘：約120MW1小時：約40MW1天：約16MW1月：約4MW1年：約0.8MW2023/2/130核科學與技術學院停堆后反應堆釋熱功率表達式2023/2/131核科學與技術學院剩余裂變功率的特點及計算方法2023/2/132核科學與技術學院裂變產物衰變功率2023/2/