第4章-核反应堆热工学-核工程原理ppt课件.ppt
第4章核反应堆热工学,第4章 核反应堆热工学,4.1 核反应堆的释热 4.1.1 燃料的释热 4.1.2 堆内释热率分布 4.1.3 结构部件和慢化剂的释热 4.1.4 反应堆停堆后的释热4.2 核反应堆部件的热传导,4.1 核反应堆的释热,在反应堆活性区内，如果有足够的燃料料和足够高的燃料富集度，反应堆所能达到的中子通量是非常高的，堆内能够产生的核裂变数也是非常大的，即堆芯内产生的裂变功率可以非常大反应堆内裂变产生的热量必须及时排出。反应堆的重大事故都与堆内传热和冷却问题有关。,4.1.1 燃料的释热,核裂变产生的能量可分为以下三类：裂变瞬时产生的能量(裂变碎片的动能、新生裂变中子的动能、裂变时瞬发的射线能)；(86%)裂变后缓发的能量(裂变产物的衰变能和衰变能，以及缓发中子和中微子的能量)；(10.5%)过剩中子引起的(n，)反应，反应后产生的瞬发和缓发的衰变能和衰变能。(3.5%),（2）裂变能的空间分布,在反应堆内，裂变能的分布与时间和空间有关。裂变能在空间上的分布与裂变产生的位置和裂变后产物的射程有关。裂变能在堆内材料的分布，取决于裂变产物的特性，并与堆型及堆内材料的性质也有一定的关系。,（2）裂变能的空间分布,裂变碎片在燃料中的射程只有10-3厘米的数量级，可以认为，它们的能量都在燃料内转换为热能。在热堆中，裂变中子变为热中子的慢化长度，一般在几厘米到几十厘米之间。因此，裂变中子的能量绝大部分都交给了慢化剂，只有一小部分因非弹性散射而交给堆内其它结构材料。,（2）裂变能的空间分布,裂变产物等衰变发射的射线，大多数在堆内射程约1厘米，属于短射程粒子。其能量基本上也在燃料中转化为热能。,（2）裂变能的空间分布,射线穿透力很强，属长射程粒子。但是，大型压水堆内燃料密度大、数量多，对射线有显著的屏蔽作用。因而，大部分射线为燃料所吸收，也有部分射线为反应堆结构材料和慢化剂所吸收，射程更长的那部分射线，直接穿透压力壳，并且基本上在一次屏蔽中被吸收。,4.1.2 堆内释热率分布（1）体积释热率,在单位时间内，堆芯某点邻域的单位体积所释放的能量，称为该点的体积释热率，单位（瓦/厘米3或兆瓦/米3）。在非均匀堆中，通常需要分别计算不同材料的体积释热率。堆芯燃料内任意点的体积释热率，与该点邻域的易裂变核的密度及中子通量成正比。,4.1.2 堆内释热率分布（1）体积释热率,如果引起裂变反应的中子是单能的，则燃料的体积释热率可以写为：各参变量的含义：Rf是裂变反应率，RffF,裂变数/(厘米3秒);Ed是燃料中平均每次裂变所释放的能量，MeV；是中子通量，中子/(厘米2秒)；fF是燃料的宏观裂变截面，1/厘米。,实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是单能的，通常都有一定的能量分布，而且裂变截面和中子通量都是中子能量的函数。堆内某点r处燃料的体积释热率，可写成积分的形式：各参变量的含义：fF(E,r)函数是随中子能量E和空间位置r而变的燃料宏观裂变截面，1/厘米；(E,r)是随中子能量E和空间位置r而变的、单位能量间隔内的中子通量，中子/(厘米2秒兆电子伏)。,对热堆，为简化计算，可以认为裂变都是由热中子引起的，这时堆内微观裂变截面可用平均微观裂变截面计算。这样，堆芯内某一点燃料的体积释热率与可裂变核的密度N和中子通量成正比。对于均匀堆，可裂变核的密度在堆芯内是常数，不随堆芯的位置变化，这时堆芯内的功率分布只取决于中子通量分布。,（2）堆芯功率分布不均匀性 由于堆芯内的中子通量不是均匀分布的，因此，堆芯内的体积释热率也不是均匀分布。堆内某点的功率与该点的中子通量和燃料核密度的乘积（N）成正比，因而，堆内宏观功率分布取决于中子通量及核燃料的分布。对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子通量分布。,影响堆芯功率分布的主要因素 燃料装载的影响 在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值，使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功率输出。为克服这一缺点，目前大型反应堆中通常采用堆芯燃料分区装载的方法。,反射层的影响 在反应堆堆芯周围一般都设有反射层。使用反射层可以改善堆芯径向的中子通量分布不均匀性，从而改善堆芯径向的功率分布，同时减轻了中子对反应堆压力容器的辐照损伤。,控制棒的影响 在反应堆中，为了控制反应性的变化，实现停堆，必须布置控制棒。而从轴向功率分布的角度来看，控制棒的插入对功率分布会带来不利影响。,控制棒的影响 在反应堆中，为了控制反应性的变化，实现停堆，必须布置控制棒。而从轴向功率分布的角度来看，控制棒的插入对功率分布会带来不利影响。,结构材料、水隙和空泡的影响 反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起中子通量局部降低。在热堆内，水是慢化剂，因此在有水隙的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙会引起局部热中子峰值。在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。,燃料元件自屏蔽效应的影响 均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动力堆几乎都是非均匀的。,4.1.3 结构部件和慢化剂的释热,反应堆的结构材料总体上可由两部分组成：一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外围的厚壁构件。,4.1.3 结构部件和慢化剂的释热,（1）结构部件的释热 堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的射线引起的。根据裂变能的分布比率，每次裂变时的总射线能约占可回收能量的10.5%，如忽略射线在堆芯内的衰减，并认为结构材料对射线的吸收正比于材料的密度，则堆芯内结构材料某处射线的体积释热率为：,4.1.3 结构部件和慢化剂的释热,（1）结构部件的释热 qv,是在堆芯特定区域内，某结构材料因吸收射线引起的体积释热率(瓦/厘米3)；qv,t是该区域内总的体积释热率(瓦/厘米3)；是某结构材料的密度(克/厘米3)；a是堆芯结构材料的平均密度(克/厘米3)。,在堆芯外的热屏蔽和压力容器的一侧，如果存在一个源强为Si的射线源，具有给定能级的射线未经碰撞而贯穿时，第i群的能量密度变化规律为：,射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量，因此，在x处材料吸收射线产生的体积释热率为：,如果反应堆中的源发射几种不同能级的射线，那么未经碰撞的射线所形成的总释热率是各个能级的射线所形成的释热率之和，则：,材料的康普顿散射会发出二次射线，因此实际的释热率比上述方程计算的要大，大的部分释热率用积累因子B来考虑。在反应堆内，为了减少射线对压力容器的辐照损伤，在压力容器和堆芯之间设有热屏蔽。则存在热屏蔽的情况下，释热率为：,（2）控制棒内的释热 在反应堆运行过程中控制棒会释热，其热源是控制棒吸收射线和吸收中子后的(n,)和(n,)反应。因此，控制棒的释热计算一般分成吸收射线产生的释热和吸收中子产生的释热。,(n,)反应引起的释热：,(n,)反应引起的释热：,（3）慢化剂的释热 在热堆内，慢化剂的主要作用是慢化中子，中子在慢化过程中将其动能传递给慢化剂。因此，慢化剂会产生热量，慢化剂释热的另一个热源是吸收射线的能量，则：,其中,4.1.4 反应堆停堆后的释热,反应堆运行一段时间停堆以后，其功率并不会立刻降到零，而是在开始时以很快的速度下降，在达到一定数值后，就以较慢的速度下降。反应堆在停堆以后继续产生的功率虽然只有稳态功率的百分之几，但是其绝对值却仍然是一个不小的数字。,4.1.4 反应堆停堆后的释热,所以，在反应堆停堆以后，还必须继续对堆芯进行冷却，以便带走这些热量。一般来说，反应堆都设有专门的余热排出系统，以便对停堆后的堆芯进行冷却。反应堆停堆后释出功率的大小对事故工况下反应堆的安全影响极大。,（1）反应堆停堆后的功率主要组成 剩余裂变功率 在反应堆刚停堆时，堆内的缓发中子在短时间内还会引起裂变。裂变时瞬间放出的功率大小与堆芯内的中子密度成正比。裂变产物的衰变功率 中子俘获产物的衰变功率 在用天然铀或低浓铀做燃料的反应堆中，对中子俘获产物衰变功率贡献最大的是238U吸收中子后产生的239U和由它衰变成的239Np的，辐射。,（2）停堆后保证堆芯安全的措施,反应堆停堆后，仍然存在比较大的衰变功率，特别是刚一停堆的短时间内，堆内仍然具有很大的释热能力。为此，在失去主泵动力的情况下，动力反应堆一般都有多重的冷却措施，以保证堆芯的安全。,（2）停堆后保证堆芯安全的措施,这些措施有：利用堆芯余热排出系统或堆芯应急冷却系统；增加主循环泵的转动惯量；利用自然循环冷却堆芯，现代压水堆设计都在努力提高反应堆的自然循环能力，以便在失去主循环泵动力时排出堆内热量。,总结,核反应堆的释热 燃料的释热、堆内释热率分布、结构部件和慢化剂的释热、反应堆停堆后的释热核反应堆部件的热传导 棒状元件的热传导、板状元件的传热、球形元件的传热、热屏蔽的传热、积分热导率,
