反应堆热工第二章-1

1、2022-7-1核科学与技术学院1反应堆热工水力学第二章 王建军wang-0451825696552022-7-1核科学与技术学院2主要内容 2.1 核裂变产生的能量及其分布核裂变产生的能量及其分布 2.2 堆芯功率分布及其影响因素堆芯功率分布及其影响因素 2.3 控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生及其分布生及其分布 2.4 反应堆停堆后的功率释放反应堆停堆后的功率释放2022-7-1核科学与技术学院3主要知识点（1） 掌握掌握计算堆芯热功率的方法计算堆芯热功率的方法 掌握掌握堆芯内释热率的分布情况（典型）堆芯内释热率的分布情况（典型） 掌握掌握影响堆芯内功

2、率分布因素影响堆芯内功率分布因素 理解理解堆芯内其他释热产生和分布原理堆芯内其他释热产生和分布原理 了解了解其他释热计算方法其他释热计算方法2022-7-1核科学与技术学院4主要知识点（2） 掌握掌握反应堆停堆后功率变化规律反应堆停堆后功率变化规律 掌握掌握反应堆停堆后功率组成及特点反应堆停堆后功率组成及特点 了解了解反应堆停堆后功率计算方法反应堆停堆后功率计算方法2022-7-1核科学与技术学院5反应堆的热源及其分布 一、一、 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布热源热源来自于可裂变核素的来自于可裂变核素的裂变能量裂变能量每次裂变放出的总能量每次裂变放出的总能

3、量平均平均约为约为200MeV包括包括缓发中子缓发中子的能量，未计及中微子及反中微子的能量的能量，未计及中微子及反中微子的能量所产生所产生热源热源的分布与的分布与堆型堆型、燃料型式燃料型式及及运行时间运行时间等因素有关等因素有关2022-7-1核科学与技术学院6裂变能的近似分配l裂变能绝大部裂变能绝大部分在燃料元件内分在燃料元件内转变为热能转变为热能l热堆份额热堆份额90%l压水动力反应压水动力反应堆堆97.4%l沸水反应堆沸水反应堆96%2022-7-1核科学与技术学院7不同核素释放裂变能值（重水堆）2022-7-1核科学与技术学院8二、二、 堆芯功率分布及其影响因素堆芯功率分布及其影响因素

4、裂变率：裂变率：2022-7-1核科学与技术学院9体积释热率：体积释热率： 体积释热率是体积释热率是单位时间单位时间、单位体积单位体积内释放内释放的的热能热能的度量，也称为的度量，也称为功率密度功率密度。要注意的。要注意的是，体积释热率指的是是，体积释热率指的是已经转化为热能的能已经转化为热能的能量量，并不是在该体积单元内释放出的全部能，并不是在该体积单元内释放出的全部能量，因为有些能量会在别的地方转化为热能，量，因为有些能量会在别的地方转化为热能，甚至有的能量根本就无法转化为热能加以利甚至有的能量根本就无法转化为热能加以利用。用。3(/)vaffqF E NMev cm s 2022-7-1

5、核科学与技术学院10堆芯内释热率的分布 均匀裸堆释热率分布：均匀裸堆释热率分布：2022-7-1核科学与技术学院112022-7-1核科学与技术学院12影响堆芯功率分布的因素-12022-7-1核科学与技术学院13影响堆芯功率分布的因素-22022-7-1核科学与技术学院142022-7-1核科学与技术学院15影响堆芯功率分布的因素-3 结构材料的吸收效应结构材料的吸收效应 水隙和空泡效应水隙和空泡效应2022-7-1核科学与技术学院16影响堆芯功率分布的因素-42022-7-1核科学与技术学院172022-7-1核科学与技术学院17三、控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布 控制棒中的热

6、源及其分布；控制棒中的热源及其分布； 慢化剂的热源及其分布；慢化剂的热源及其分布； 结构材料中的热源及分布；结构材料中的热源及分布；2022-7-1核科学与技术学院182022-7-1核科学与技术学院18控制棒中的热源及其分布 材料：材料：硼硼、镉、铪等，压水堆一般采用银、镉、铪等，压水堆一般采用银- -铟铟- -镉合金或碳化硼镉合金或碳化硼 控制棒热源：控制棒热源： 1 1）吸收堆芯的）吸收堆芯的辐射的热量；辐射的热量； 2 2）吸收本身中子因（）吸收本身中子因（n,n,）或（）或（n, n, ）反应所产）反应所产生的全部或部分热量；生的全部或部分热量；2022-7-1核科学与技术学院192

7、022-7-1核科学与技术学院19 计算方法：计算方法：1 1、吸收、吸收射线而释热的热源：与堆芯的结构、控制棒本身射线而释热的热源：与堆芯的结构、控制棒本身的结构、控制棒材料的性质以及控制棒在堆芯所处的位置有的结构、控制棒材料的性质以及控制棒在堆芯所处的位置有关，可用关，可用屏蔽设计的方法屏蔽设计的方法来进行计算。来进行计算。2 2、因（、因（n,n,）或（）或（n, n, ）反应而释热的热源：）反应而释热的热源：1 1）算出控制棒在单位时间内俘获的中子数）算出控制棒在单位时间内俘获的中子数n n（中子（中子/s/s）etkN 1310121. 3n) s/(中子释放出1KJ能量的裂变数 控

8、制棒对中子的吸收系数，即每次裂变被控制棒吸收的中子数（中子/裂变）2022-7-1核科学与技术学院202022-7-1核科学与技术学院202）首先根据控制棒所使用的材料判断控制棒俘获中）首先根据控制棒所使用的材料判断控制棒俘获中子所产生的反应是子所产生的反应是 还是还是 反应：由于反应：由于 粒子的射程短，其能量主要为粒子的射程短，其能量主要为控制棒本身所吸收。控制棒本身所吸收。 功率：功率：),(n),(n),(n136.242 100.01teteNnENkNk)kW() s /eV(M假设放出的 粒子的能量为MeVE22022-7-1核科学与技术学院212022-7-1核科学与技术学院2

9、1 反应，反应， 射线能谱具有一个范围，取能谱平均值为射线能谱具有一个范围，取能谱平均值为 ，产生的产生的 量子数为量子数为 ，自吸收系数，自吸收系数a（由于（由于 的穿透能力强，的穿透能力强，控制棒本身只能吸收控制棒本身只能吸收 射线的一部分能量），射线的一部分能量），这一部分功率：这一部分功率：),(nE)(Ev1333.121 10()5.0 10()teteNNk E v EaNk E v EaMeV/skW2022-7-1核科学与技术学院222022-7-1核科学与技术学院22 对于由对于由m种不同的吸收材料组成的控制棒，且每种材种不同的吸收材料组成的控制棒，且每种材料吸收中子所产生

10、的反应类型和放出的能量不同，则控制料吸收中子所产生的反应类型和放出的能量不同，则控制棒因吸收中子所产生的总释热量：棒因吸收中子所产生的总释热量：131313.121 105.0 10mcateiiiimteiiiiNNkE aNkE a) s /eV(M)kW(第i中材料所吸收的中子数占控制棒吸收中子总数的份额 第第i中材料每吸收一个中子所产生的能量中材料每吸收一个中子所产生的能量)(MeV 为第i种材料的自吸收系数，视吸收中子后所产生的反应而定，若为 反应，则 可取为1 ),(nia2022-7-1核科学与技术学院232022-7-1核科学与技术学院23慢化剂中的热源及其分布 热量组成热量组

11、成 ：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的粒子：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的粒子的一部分能量、吸收各种射线的能量。的一部分能量、吸收各种射线的能量。 裂变中子的大部分动能都在初始几次的碰撞中失去，因此裂变中子的大部分动能都在初始几次的碰撞中失去，因此由它产生的热源的分布将取决于快中子的平均自由程。由它产生的热源的分布将取决于快中子的平均自由程。 1）当反应堆内快中子的平均自由程很短时（例如以）当反应堆内快中子的平均自由程很短时（例如以轻水作为慢化剂的反应堆），慢化剂中热源的分布大致与轻水作为慢化剂的反应堆），慢化剂中热源的分布大致与中子通量的分布相同；中子通量的分布相同； 2）如果平均自由

12、程长，则其热源的分布就接近于均）如果平均自由程长，则其热源的分布就接近于均匀分布。匀分布。2022-7-1核科学与技术学院242022-7-1核科学与技术学院24 慢化剂中的体积释热率近似表示：慢化剂中的体积释热率近似表示：13,0.10(1.602 10)()mv mvfSqqE均匀化处理后堆芯某一位置上的体积释热率 vq慢化剂的平均密度， 堆芯材料的平均密度 mS快中子宏观弹性散射面积 1()cm3(/)W cm3( /)g cmf快中子通量 2/()cms中子E每次碰撞的平均热量损失 (eV)M2022-7-1核科学与技术学院252022-7-1核科学与技术学院25fantEEEfaE快

13、中子的能量 (eV)Mn：快中子慢化成热中子所需的平均碰撞次数， fatln(/)EEn：平均对数能量缩减 2022-7-1核科学与技术学院26 如果冷却剂和慢化剂是同一种材料（例如水如果冷却剂和慢化剂是同一种材料（例如水-水水堆）则慢化剂的冷却问题就可以合并在元件的堆）则慢化剂的冷却问题就可以合并在元件的冷却问题中一起考虑；冷却问题中一起考虑； 如果冷却剂是液体而慢化剂是固体（例如水如果冷却剂是液体而慢化剂是固体（例如水-石石墨堆）则慢化剂的冷却必须专门考虑墨堆）则慢化剂的冷却必须专门考虑 2022-7-1核科学与技术学院27结构材料中的热源及其分布 结构材料结构材料 ：包壳、元件盒、定位架

14、、控制棒导向管等：包壳、元件盒、定位架、控制棒导向管等 热量来源：几乎完全由于吸收来自堆芯的各种热量来源：几乎完全由于吸收来自堆芯的各种 辐射辐射 计算：如果认为计算：如果认为 对射线的吸收正比于材料的质量。则对射线的吸收正比于材料的质量。则可近似地用下式估算体积释热率可近似地用下式估算体积释热率 ：,0.10vvqq堆芯某一位置上的单位体积结构材料吸收 射线所释放的热量 3(/)W cm在均匀化处理后堆芯某一位置上的体积释热率 结构材料的密度 堆芯材料的平均密度 结构材料中的热源还与结构材料本身的具体形状和所处的部位有密切关系。2022-7-1核科学与技术学院28四、四、 反应堆运行过程中的

15、简单瞬态热工分析反应堆运行过程中的简单瞬态热工分析反应堆停堆后的释热特点反应堆停堆后的释热特点核特性的影响核特性的影响组成组成剩余裂变产生的功率剩余裂变产生的功率裂变碎片的衰变功率裂变碎片的衰变功率中子俘获产物的衰变功率中子俘获产物的衰变功率2022-7-1核科学与技术学院292022-7-1核科学与技术学院30 对于某对于某900MW电功率的反应堆，其额定热功电功率的反应堆，其额定热功率为率为2895MW。其停堆后一段时间内反应堆。其停堆后一段时间内反应堆的剩余功率如下：的剩余功率如下： 紧急停堆后紧急停堆后 2分钟：分钟： 约约 120MW 1小时：小时： 约约 40MW 1天：天： 约约

16、 16MW 1月：月： 约约 4MW 1年：年： 约约 0.8MW2022-7-1核科学与技术学院31 停堆后反应堆释热功率表达式停堆后反应堆释热功率表达式)0()()0()()0()0(1)0()(NNnnNNNNss2022-7-1核科学与技术学院32 剩余裂变功率的特点及计算方法剩余裂变功率的特点及计算方法 0112266expexpexp.exp000.15exp0.10ppiinAAAAnlnnlAnn 单群点堆模型求解得：其中：和分别表示停堆前和停堆后 时刻得中子密度； 为瞬发中子平均寿命；为第i组缓发中子先驱核衰变常数； 为待定常数。以恒定功率长期运行的轻水堆，引入反应性的绝对值不大于4时，估算：2022-7-1核科学与技术学院33 裂变产物衰变功率裂变产物衰变功率 21110010120,0200,1,02000,200ssaasNMNNMMNNNAA 运行了无限长时间： 运行了有限长时间： 解析式：2022-7-1核科学与技术学院34 中子俘获反应衰变功率特点中子俘获反应衰变功率特点中子俘获产物主要指中子俘获产物主要指U-238俘获中子生成俘获中子生成U-239