核電廠熱工水力學1

核反應堆熱工水力學

1.反應堆及電站介紹12.堆芯材料及熱源（工程熱力學）2

3.堆芯傳熱7

4.堆芯水力9

5.反應堆設計26.復習27.考試1總計241.1解釋題目

核原子核核素

反應核與中子結合后發(fā)生的裂變衰變等變化

堆pile-reactor，石墨堆砌-現(xiàn)代復雜裝置

熱傳熱學

工工程熱力學

水力流體力學1.2分說各學科核鈾-235钚239反應中子和核結合發(fā)生的變化

堆

能使裂變反應可控持續(xù)的整個裝置工程熱力學四個定律0平衡態(tài)定義1能量守恒（機械能和熱能的轉化）2熱能的傳遞方向3說明熵增即無序化過程是不可逆的

傳熱學主要是三種傳熱方式在不同情況下的過程熱傳導對流換熱輻射傳熱流體力學流體流動的規(guī)律質量守恒動量守恒能量守恒2.1核反應堆三種功能生產同位素生產堆中子射線的利用實驗堆熱能利用動力堆供熱堆2.2本學科內容堆內熱工水力3.1核電站的發(fā)展第一座反應堆費米1942.12美國建成第一座實驗核電站1951.12美國EBR點亮4個200瓦燈泡世界第一座核電站

1954.6蘇聯(lián)奧布靈斯克核電站5MW

我國第一座核電站1991.12秦山30MW壓水堆并網發(fā)電世界核電發(fā)展的幾個階段1954－1960試驗階段1961－1969實用化階段1969－1979：大發(fā)展階段1980－1999：低潮階段2000—現(xiàn)在：逐漸復蘇全球在建和運行中的核電機組從正在運行的核電機組數(shù)來看，運行機組數(shù)較多的有：美國104臺，法國58臺，日本53臺，英國35臺，俄羅斯29臺，德國20臺，烏克蘭16臺，韓國15臺，加拿大14臺，瑞典12臺，印度10臺。西歐和北美國家核電發(fā)展停滯衰退。亞洲和東歐的一些國家核電進一步發(fā)展。俄羅斯聯(lián)邦已有29座在役的核電機組和3座在建的核電機組，還計劃在圣彼得堡附近再建若干座1500MW的核電廠。中國、印度、韓國已經明確計劃要擴大核發(fā)電能力。中國運行的核電廠（18臺機組）秦山核電站7臺機組大亞灣2臺嶺澳4臺田灣2臺寧德1臺遼寧紅沿河1臺陽江1臺中國在建的核電廠（22臺機組）陽江一期3臺臺山2臺三門2臺方家山2臺福清4臺海南昌江2臺防城港一期2臺連云港2期兩臺石島灣1臺海陽2臺在我國現(xiàn)有的能源結構中，核電僅占2%，計劃占4%。3.2壓水堆核電站的原理和組成核島系統(tǒng)一回路系統(tǒng)有反應堆、主泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和連接管道。還有一些安全和輔助系統(tǒng)專設安全系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)和三廢處理系統(tǒng)。常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機系統(tǒng)、循環(huán)水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)3.3核電站主要廠房布置壓水堆安全殼內縱剖面圖4.1反應堆的原理與分類為了給中子減速，設置了慢化劑，為了控制中子生產數(shù)量設置了控制棒，為了冷卻設置了冷卻劑。按使用目的分類生產堆動力堆研究堆發(fā)電增值兩用堆按引起核裂變的中子能量分類快中子堆中子能量>1MeV中能中子堆0.1MeV>中子能量>0.1eV熱中子堆0.1eV>中子能量>0.0251eV按冷卻劑、慢化劑分類輕水堆（壓水堆，沸水堆）重水堆石墨氣冷堆石墨水冷堆鈉冷堆按核燃料在堆內分布形式分類均勻堆：核燃料、慢化劑、冷卻劑均勻混合在一起非均勻堆：絕大多數(shù)堆型4.2壓水堆結構組成堆芯橫截面圖壓水堆縱剖面圖核燃料組件采用無盒、帶指形控制組件的棒束型燃料組件。主要結構：棒束＋8個定位格架+上下管座棒束17×17=289=264+24+1正方形排列:264燃料棒24導向管1中子測量管燃料元件棒燃料芯塊、包殼、壓緊彈簧、上下端塞幾部分組成。每根棒有271塊燃料芯塊、包殼壁厚0.57mm。元件棒長3852mm、外徑9.5mm。芯塊區(qū)長3657.6mm。包殼與芯塊間隙0.17mm。元件棒內充2MPa氦氣。燃料芯塊由二氧化鈾粉末經冷壓，在1700度下燒結成圓柱陶瓷體。直徑8.19mm、高13.5mm?？刂瓢艚M件結構組成：24跟吸收劑棒＋星形架組件數(shù)目保證：卡棒準則，功率分布，彈棒事故吸收劑棒黑棒灰棒材料銀－銦－鎘不銹鋼結構：二者相似黑棒束控制組件：24根黑棒灰棒束控制組件：8根黑棒＋16根灰棒可燃毒物組件作用：用于第一燃料循環(huán)，降低硼濃度，保證慢化劑的負溫度系數(shù)可燃毒物材料：硼玻璃管（B2O3+SiO2）初裝料：48×12(棒)＋18×16(棒)+2×16=896第一次換料時全部卸出，換阻力塞組件阻力塞組件作用：結構與材料：304不銹鋼，短棒前述各種堆芯相關組件都含有中子源組件，只有阻力塞組件全部是阻力塞組件5.1核燃料熱物性核燃料：裂變燃料：鈾－235（自然界存在的唯一一種核燃料）鈾－233

钚－239

轉換燃料：釷－232

鈾－238轉換材料本身雖不易裂變，但在俘獲中子后能轉變?yōu)榱炎內剂希瑥亩a充裂變燃料的消耗。在反應堆內它們或者與裂變燃料混合使用，或者在包裹層中單獨使用核燃料的形態(tài)：固態(tài)：實際應用的核燃料（金屬型、彌散體型和陶瓷型）液態(tài)：還有許多技術問題需要解決，未達到工業(yè)應用的程度UO2陶瓷燃料被制成燒結的圓柱形燃料小塊（稱為燃料芯塊）優(yōu)點：熔點高、深燃耗、高溫和輻照穩(wěn)定性好；在壓水堆正常運行條件下對水的抗腐蝕性能好缺點：導熱性能比較差含UO2彌散體的燃料陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料（熱導率高、耐輻照、耐腐蝕和高溫穩(wěn)定性好）的基體中?；w材料：鋯合金、不銹鋼等缺點：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾（加濃鈾）密度二氧化鈾的理論密度是10.98g/cm3。但實際制造出來的二氧化鈾，由于存在孔隙，其密度小于這個數(shù)值。

加工方法不同，所得二氧化鈾制品的密度也不同。例如，振動密實的二氧化鈾粉末，其密度可達理論密度的82％—91％；燒結的二氧化鈾燃料的密度要高一些，可達理論密度的88％—91％。

熔點未經輻照的二氧化鈾熔點的比較精確的測定值是2805±15℃。輻照以后，隨著固相裂變產物的積累，二氧化鈾熔點會有所下降，燃耗越深，下降得越多。氧化鈾中氧和鈾的原子比（O/U）的改變，會影響其熔點的變化。氧鈾原子比為2的二氧化鈾的熔點最高。隨氧鈾原子比值的減小或增加，二氧化鈾的熔點會下降。O/U1.6861.8031.902.002.022.052.15Christensen測定25602800274525202400Lambert,Bare測定2535268127402790256023602360熱導率二氧化鈾的熱導率在燃料元件的傳熱計算中具有特別重要的意義。因為導熱性能的好壞將直接影響二氧化鈾芯塊內整體溫度的分布，而溫度則是決定二氧化的鈾物理性能、機械性能的主要參量，也是支配二氧化鈾中裂變氣體釋放、晶粒長大等動力學過程的主要參量。實驗研究表明，二氧化鈾的熱導率強烈地依賴于它的溫度。此外，燃料的密度、燃耗和氧鈾原子比等對熱導率也都有明顯的影響。二氧化鈾的熱導率隨燃耗的加深會不斷變小。未經輻照的二氧化鈾的熱導率隨溫度變化主要包殼材料對包殼材料的要求：中子吸收截面小導熱性能好耐高溫和抗腐蝕機械性能好等包殼材料：適合作水冷反應堆燃料包殼材料的主要是是鋯合金，即Zr-2和Zr-4合金。鋯合金長期和高溫水接觸會產生腐蝕。因此，在壓水堆穩(wěn)態(tài)熱工設計中，要求包殼外表面最高一般不超過350℃。包殼的主要熱物性密度熔點比定壓熱容熱導率熱膨脹系數(shù)冷卻劑對冷卻劑的要求：沸點高導熱性能好熱容量大熱穩(wěn)定性好無毒泵耗功低冷卻劑:適宜作動力堆的冷卻劑只有輕水、重水、液態(tài)金屬（鈉、鉀及它們的合金）、二氧化碳和氦氣等。輕水優(yōu)點：具有良好的導熱性能比熱