




版权说明:本文档由用户提供并上传,收益归属内容提供方,若内容存在侵权,请进行举报或认领
文档简介
《反应堆原理》12第六章栅格的非均匀效应燃料慢化剂燃料慢化剂正方形栅格六角形栅格平板栅格反应堆堆芯栅格结构:将燃料制成块状,按一定几何形式放置在慢化剂中组成栅格的基本结构称为栅元①快中子在栅格内的分布燃料慢化剂燃料②热中子在栅格内的分布燃料慢化剂燃料3第六章栅格的非均匀效应空间自屏效应:燃料块外层燃料核对内层燃料核起屏蔽作用,使内层燃料核未能充分有效的吸收热中子。空间自屏效应会导致热中子利用系数(f)减小。燃料慢化剂燃料空间屏蔽效应会减少燃料对共振中子的吸收,增加逃脱共振几率(p)四因子公式由于栅格的块结构所引起的效应,以及由其所产生的各种参数的变化。非均匀效应:③共振中子在栅格内的分布σa(6.67eV):7000b世界上第一座反应堆:天然铀—石墨非均匀堆4第六章栅格的非均匀效应σa1σa2Φ(E)当温度升高时,共振吸收会增大,能量自屏效应减弱。E0Φ(E)1/E共振峰内中子通量密度的畸变无共振峰有共振峰当中子截面呈共振峰形状时,在共振能量附近,中子通量密度出现很大凹陷,这种现象称之为能量自屏效应。能量自屏效应使共振吸收减少1.能量自屏效应温度对共振吸收的影响5第六章栅格的非均匀效应2.空间自屏效应多普勒展宽效应多普勒展宽前多普勒展宽后当燃料温度升高时,由于多普勒展宽,能量自屏和空间自屏效应减弱,都将使共振吸收增大,从而使有效增殖因数和反应性变小。当温度升高时,共振吸收会增大,空间自屏效应减弱。6第六章栅格的非均匀效应栅格的几何参数主要指燃料块的厚度、半径和栅距栅格几何参数的改变,将改变燃料和慢化剂的体积比(如VH2O/VUO2或NH/NU),从而改变反应堆的增殖因数VH2O/VUO2p,fpfVH2O/VUO2k∞欠慢化栅格过分慢化栅格最佳栅格:在给定燃料富集度和慢化剂材料情况下,存在着使栅格无限增殖因数达到极大值或临界体积为极小的栅格几何参数。从安全角度考虑,实际压水堆的VH2O/VUO2
值选在欠慢化区。栅格几何参数的选择7第六章栅格的非均匀效应VH2O/VUO2k∞不含可溶硼含可溶硼不同硼浓度时铀水栅格的k∞与VH2O/VUO2的关系欠慢化过分慢化对于给定结构的堆芯,通常设定一个最大允许硼浓度的限制,要求在最大的可溶硼浓度下,反应堆仍保持为欠慢化栅格。8第七章反应性随时间的变化X衰变俘获吸收衰变裂变核素X的产生和消失核燃料中核素的燃耗方程核素产生链线性化处理:ABCEABDEABCDE9第七章反应性随时间的变化某个核素i的燃耗方程:衰变常数10第七章反应性随时间的变化裂变产物对反应性的影响:裂变产物中毒F、M、P分别表示燃料、慢化剂、裂变产物11第七章反应性随时间的变化1.02.03.04.0000.080.160.24中子能量/eV吸收截面/106b135Xe的吸收截面与中子能量的关系
135Xe对热中子的吸收截面非常大,约3*106b
135Xe中毒12第七章反应性随时间的变化裂变135I135Xe135CsγIγXeλIλXe(n,
γ)13第七章反应性随时间的变化停堆时间运行时间tItmaxtftptΡex(t)Ρex(0)NXe(t)NXe(0)停堆前后,135Xe浓度和剩余反应性随时间的变化关系tI:碘坑时间tp:允许停堆时间tf:强迫停堆时间14第七章反应性随时间的变化NXe(t)ϕ1ϕ2ϕ1ϕ2Ρex(t)Ρex(t)NXe(t)NI(t)NI(t)运行时间t运行时间t功率变化前后,I和Xe浓度及剩余反应性随时间变化示意图15第七章反应性随时间的变化
149Sm中毒149Pm149Sm54h150Sm(n,γ)40800bβ-裂变γPm=0.0113149Sm裂变产物链16第七章反应性随时间的变化t/h0100200NSm(t)/a.u.01002000100200300启动停堆再启动反应堆启动、停堆和再启动时149Sm的浓度随时间的变化17第七章反应性随时间的变化任意时刻t,堆芯中没有任何控制毒物时的反应性称为该反应堆t时刻的剩余反应性或后备反应性堆芯寿期表示一个新装料堆芯从开始运行到剩余反应性降到0时反应堆满功率运行的时间剩余反应性与堆芯寿期18第七章反应性随时间的变化燃耗深度的表示方法:①②③燃耗深度燃耗深度是装入堆芯的单位重量核燃料所产生的总能量的一种度量,也是燃料贫化程度的一种度量。19第七章反应性随时间的变化从堆芯中卸出的燃料所达到的燃耗深度称为卸料燃耗深度从反应堆卸下的一批燃料,通常使用平均卸料燃耗深度来表示这批燃料的燃耗状态。平均卸料燃耗深度直接关系到核电站的经济性,它是动力反应堆设计的重要指标之一最大的允许卸料燃耗深度主要是受燃料元件的材料性能的限制。燃料元件的材料性能主要是指燃料元件在辐照和高温工况下的稳定性20第七章反应性随时间的变化提高平均卸料燃耗深度的措施:①采用不同富集度的核燃料进行分区装料;②采用化学补偿液和可燃毒物来提高过剩反应性和展平功率分布;③选取在高温、高辐照条件下稳定性好较好的二氧化铀和碳化铀来做燃料元件芯块;④选取适当的芯块密度,以利于裂变气体释放和防止密集化效应;⑤选用稳定性较好,吸收截面较小的材料(如锆合金)做燃料包壳;⑥改进燃料元件加工工艺,提高加工精度等。
21第七章反应性随时间的变化通过转换物质产生易裂变同位素的过程叫做转换转换比转换比CR:反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生的新的易裂变材料的原子数22第七章反应性随时间的变化若反应堆无需再添加新的易裂变物质若反应堆可增殖出易裂变物质供其它反应堆使用对于轻水堆23倍增时间增殖增益G:系统中每消耗一个易裂变同位素的原子核所得到的净增加的易裂变同位素核数倍增时间:由于增殖,反应堆内易裂变同位素的数量比初始装载量增加一倍所需的时间,通常以年为单位第七章反应性随时间的变化24第七章反应性随时间的变化①简单倍增时间将反应堆净增殖产生的易裂变同位素不断从反应堆中取出并贮存,直到贮存的易裂变同位素等于初始裂变材料的装载量所需的时间②指数倍增时间将反应堆净增殖产生的易裂变同位素不断从反应堆中取出并及时装入其它反应堆加以利用,如此直到易裂变同位素等于初始裂变材料的装载量2倍所需的时间25第八章温度效应与反应堆控制1.反应性温度系数及其对反应堆稳定性的影响单位温度变化所引起的反应性变化称为反应性的温度系数(αT)不同温度系数下,引入一个阶跃正反应性之后,反应堆功率随时间的变化26第八章温度效应与反应堆控制2.燃料温度系数由单位燃料温度变化引起的反应性变化称为燃料温度系数属于瞬发温度系数。σa(E)E238U的共振吸收燃料的温度系数主要是由核燃料共振吸收的多普勒效应引起的燃料温度系数27第八章温度效应与反应堆控制E0Φ(E)1/E无共振峰有共振峰能量自屏效应空间自屏效应燃料慢化剂燃料温度升高使核燃料有效共振吸收增加,逃脱共振俘获概率减小,有效增殖因数下降,因此产生负温度效应28第八章温度效应与反应堆控制3.慢化剂温度系数由单位慢化剂温度变化引起的反应性变化称为慢化剂温度系数,慢化剂温度系数属于缓发温度系数。总之温度升高,慢化剂密度较小时,引起两个相反的效应正效应:负效应:29第八章温度效应与反应堆控制慢化剂温度系数与单位体积内慢化剂与燃料的核密度比值有关k∞VH2O/VU2O293K573K欠慢化区过慢化区30第八章温度效应与反应堆控制VH2O/VUO2k∞不含可溶硼含可溶硼不同硼浓度时铀水栅格的k∞与VH2O/VUO2的关系欠慢化过分慢化对于给定结构的堆芯,通常设定一个最大允许硼浓度的限制,要求在最大的可溶硼浓度下,反应堆仍保持为欠慢化栅格。31第八章温度效应与反应堆控制4.其它反应性系数空泡份额(x):冷却剂中所含的蒸汽泡的体积百分数空泡系数:冷却剂的空泡份额变化百分之一所引起的反应性变化当出现空泡或空泡份额增大时,Ⅰ冷却剂的有害中子吸收减少Ⅱ中子泄露增加Ⅲ慢化能力变小,能谱变硬①空泡系数正效应负效应正效应或负效应保证空泡系数必须为负值32第八章温度效应与反应堆控制反应性系数沸水堆压水堆重水堆高温气冷堆钠冷快堆燃料温度系数10-5/K-4~-1-4~-1-2~-1-7-0.1~0.25慢化剂温度系数10-5/K-50~-8-50~-8-7~-31.0空泡系数10-5/K-200~100000-12~20几种堆型的反应性系数33第八章温度效应与反应堆控制②功率系数功率系数:单位功率变化所引起的反应性变化压水堆功率系数与相对功率关系34第八章温度效应与反应堆控制5.反应性控制中所用的几个物理量①剩余反应性剩余反应性ρex
:堆芯中没有任何控制毒物时的反应性控制毒物包括控制棒、可燃毒物和化学补偿毒物等剩余反应性的大小与反应堆的运行时间和状态有关②控制毒物价值控制毒物价值Δρi
:某一控制毒物投入堆芯所引起的反应性变化量35第八章温度效应与反应堆控制③停堆深度停堆深度ρs
:当全部控制毒物都投入堆芯时,反应堆所达到的负反应性停堆深度也与反应堆运行时间和状态有关,反应堆在热态和平衡氙中毒时应有足够大的停堆深度卡棒准则:即使一根反应性最大的控制棒被卡在完全抽出的位置时,堆芯有效增殖因数仍低于临界值(k=0.99)④总被控反应性总被控反应性Δρ
:剩余反应性与停堆深度之和36第八章温度效应与反应堆控制6.反应性控制的任务反应堆控制设计的主要任务:①控制反应堆的剩余反应性,满足反应堆长期运行的需要;②通过控制毒物适当的空间分布和最佳的提棒程序,使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布;③外界负荷变化时,能调节反应堆功率;④反应堆出现事故时,能迅速安全地停堆。37第八章温度效应与反应堆控制按控制毒物在调解过程中的作用和要求,反应堆控制可分为:①紧急控制当反应堆需要紧急停堆时,要求反应堆的控制系统能迅速地引入一个大的负反应性,快速停堆,并达到一定停堆深度②功率调节当外界负荷或堆芯温度发生变化时,反应堆的控制系统必须引入一个适当的反应性,以满足反应堆功率调节的需要③补偿控制剩余反应性随时间变化时,为保持反应堆临界,必须逐渐从堆芯中移出控制毒物38第八章温度效应与反应堆控制7.反应性控制的方式单能中子扩散方程①改变堆内中子吸收在堆芯中加入或提出控制毒物以改变堆内中子的吸收控制毒物包括:控制棒、可燃毒物和可溶性毒物②改变中子慢化性能在谱移反应堆中(重水-轻水混合慢化反应堆),通过改变重水和轻水的比例,以改变中子能谱,从而改变反应性39第八章温度效应与反应堆控制③改变燃料的含量在用燃料来做控制棒或作控制棒的跟随体的情况下,当控制棒移动时,除了改变堆内中子吸收之外,还改变堆内燃料含量,从而改变反应性④改变中子泄漏小型快中子反应堆中,可以通过移动反射层的方法,改变中子的泄漏,从而改变反应性目前反应堆采用的三种主要控制方式:控制棒控制、可燃毒物控制、化学补偿控制40第八章温度效应与反应堆控制控制棒:速度快、扰动大、需驱动、占栅格可燃毒物:不可调、无需驱动、不占栅格可溶硼:均匀、速度慢、不占栅格、影响温度系数控制方式总价值控制棒7000pcm可燃毒物8000pcm可溶硼17000pcm41第八章温度效应与反应堆控制8.控制棒的价值控制棒的价值:某控制棒插入(拔出)堆芯时,使得堆芯的反应性的减少量(增加量)①控制棒的积分价值②控制棒的微分价值当控制棒从一初始参考位置插入到某一高度时,所引入的反应性称为这个高度上的控制棒积分价值。控制棒在堆芯不同高度处移动单位距离所引起的反应性变化。42第八章温度效应与反应堆控制①控制棒的积分价值②控制棒的微分价值控制棒组高度/cm控制棒组高度/cm控制棒积分价值/PCM控制棒微分价值/PCM反应堆中调节棒的调节带一般都选择在堆芯的轴向中间区段,此时调节棒移动时所引起的价值与它插入深度呈线性关系。43第八章温度效应与反应堆控制9.控制棒间的干涉效应控制棒1控制棒2控制棒插入堆芯后对径向中子通量密度分布的影响44第八章温度效应与反应堆控制控制棒离开堆中心轴的距离/m控制棒的价值两根对称偏心控制棒的干涉效应两根偏心控制棒同时插入时的价值单根偏心控制棒插入时价值的两倍45第八章温度效应与反应堆控制10.控制棒插入不同深度对堆芯功率分布的影响堆芯寿期初(BOL)堆芯寿期末(EOL)zzϕϕ控制棒的插入深度对轴向中子通量密度分布的影响46第八章温度效应与反应堆控制2.可燃毒物的布置及其对反应性的影响①均匀布置情况47第八章温度效应与反应堆控制②可燃毒物的非均匀布置反应堆运行时间tϕt=0t1>0t2>t1t—∞NpΣ48可燃毒物对有效增殖因数的影响1—可燃毒物非均匀分布2—可燃毒物均匀分布3—无可燃毒物第八章温度效应与反应堆控制49可燃毒物的合理配置:理想状态:可燃毒物消耗释放的正反应性正好等于燃料燃耗引起的反应性损失,有效增殖因数不变要求:①既要有足够的补偿能力,又不要过补偿,堆芯寿期末不要残留②能展平堆芯中子通量密度分布可燃毒物的合理配置是堆芯燃料管理的一大任务,也是当前研究热点第八章温度效应与反应堆控制50第九章核反应堆动力学与热工学一.缓发中子的作用中子靶核初碎片1初碎片2瞬发中子10-15sγ射线
10-11sβ-β-β-β-β-缓发中子(数十秒)10-2s瞬发中子与缓发中子:51第九章核反应堆动力学与热工学反应堆周期:反应堆内中子密度变化e倍所需要的时间。52第九章核反应堆动力学与热工学假设所有裂变中子都是瞬发的:反应堆周期:思考:当有效增殖因数增加0.1%,功率的变化?53第九章核反应堆动力学与热工学短周期的功率上升很难控制对于压水堆,当有效增殖因数增加0.1%54第九章核反应堆动力学与热工学组半衰期Ti/s能量/keV份额βi先驱核平均寿命ti/s154~562500.00024778.64221~235600.00138531.5135~64300.0012228.6641.9~2.36200.0026453.2250.5~0.64200.0008320.71660.17~0.274300.0001690.258235U核热中子裂变时的缓发中子数据55第九章核反应堆动力学与热工学对于压水堆,当有效增殖因数增加0.1%缓发中子效应在研究反应堆瞬态过程和反应堆控制时是不可忽略的。反应堆控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。56第九章核反应堆动力学与热工学一个反应堆能产生多少功率,是受热工条件限制的,而不是受核方面的约束。反应堆的重大安全事故也都与堆内传热和冷却问题有关,如燃料包壳烧毁、燃料熔化等。反应堆能否及时有效的输出堆芯内由于核裂变产生的热量,既影响着反应堆的功率,也影响着反应堆的安全运行。二.反应堆的释热57第九章核反应堆动力学与热工学
1.燃料的释热核裂变产生的能量可分为以下三大类:
裂变瞬时产生的能量,它包括裂变碎片的动能、瞬发中子的动能、瞬发γ射线能等,占总裂变能的86%;裂变后缓发的能量,包括裂变产物的β和γ射线能,缓发中子和中微子的能量,占总裂变能的10.5%;过剩中子引起(n,γ)反应释放的能量,包括反应后产生的瞬发和缓发的β、γ射线能,占总裂变能的3.5%。58第九章核反应堆动力学与热工学在反应堆内,用体积释热率qv表示燃料内产生的热能:
——热中子通量密度式中,——热中子的平均微观裂变截面——可裂变核的密度——每次核裂变产生的能量——堆芯(燃料元件和慢化剂)的释热量
占堆总释热量的份额体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量,也称为功率密度。要注意的是,体积释热率指的是已经转化为热能的能量,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,甚至有的能量根本就无法转化为热能加以利用。59第九章核反应堆动力学与热工学
2.堆内释热率分布堆芯内的功率分布取决于中子通量密度分布——堆芯r处,能量为E的中子的宏观裂变截面——堆芯r处,能量为E的中子通量对热中子反应堆,假设裂变都是由热中子引起的,此时可用平均微观裂变计算。认为平均的微观裂变截面只与核燃料的类型相关,与空间位置无关。对均匀堆,可裂变核的密度在堆芯内为常数,不随位置变化。60第九章核反应堆动力学与热工学影响堆芯内功率分布的主要因素:①燃料装载的影响早期大多采用燃料富集度均一的燃料装载方式。目前,大型核电站反应堆中通常采用堆芯燃料分区装载的方法(一般装载三种或多种不同富集度)。61第九章核反应堆动力学与热工学②反射层的影响堆芯反射层0rΦ(r)裸堆与带有反射层反应堆的中子通量密度分布裸堆有反射层的反应堆62第九章核反应堆动力学与热工学③控制棒的影响改善中子通量在径向的分布,使功率分布更为均匀。63第九章核反应堆动力学与热工学然而,控制棒的插入对轴向功率分布会带来不利的影响64第九章核反应堆动力学与热工学④结构材料、水隙和空泡的影响结构材料的吸收效应
吸收中子,引起中子通量及功率局部降低。
影响程度与这些材料的中子吸收截面有关。65在沸水堆中,堆芯上部的含气量大于堆芯下部,所以堆芯下部的中子通量密度较高。因此,沸水堆的控制棒从堆底部向上插入堆芯,以利于通量的展平和提高控制棒的效率。沸水堆核电站示意图思考:为什么沸水堆的控制棒一般从堆底部向上插入堆芯???66第九章核反应堆动力学与热工学⑤燃料元件自屏蔽效应的影响67第九章核反应堆动力学与热工学三.反应堆停堆后的释热反应堆停堆后的功率主要包括:①剩余裂变功率:反应堆停堆后,堆内的缓发中子在短时间(几十秒)内还会引起裂变,释放能量。②裂变产物的衰变功率:裂变产物发生衰变,释放能量。③中子俘获产物的衰变功率:在天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中,主要是239U和239Np的β和γ辐射,释放能量。68压水堆停堆后功率的衰减(停堆前运行了无限长的时间)第九章核反应堆动力学与热工学69第十一章核安全与核事故相比普通电厂,核电厂在控制和运行操作方面,存在一些特殊的安全问题:压水堆核电厂是停堆定期换料的,在新堆或换新料后初期,堆芯有较大的剩余反应性,因此核电厂有可能发生比设计功率高的多的超功率事故;核燃料发生裂变反应释放核能的同时,也放出瞬发中子和瞬发γ射线。由于裂变产物的积累,以及堆内构件和压力容器等受中子辐照而活化,反应堆不管在运行中还是停闭后,都有很强的放射性;
1.核安全问题70第十一章核安全与核事故③核电厂反应堆停闭后,堆芯因缓发中子的裂变以及裂变产物的β
和
γ
辐射仍有很强的剩余发热,因此,反应堆停闭后不能立即停止冷却,否则会出现燃料元件因过热而烧毁的危险;④核电厂在运行过程中会产生气态、液态及固态放射性废物,它们的处理和贮存问题在火电厂中是不存在的。为了确保工作人员和居民的健康,经过处理的放射性废物向环境排放时,必须严格遵守国家的放射性防护规定,力求降低排放物的放射性水平。71第十一章核安全与核事故2.核反应堆的安全设计2.1纵深设防纵深设防通常是通过三级安全防线的设立来贯彻的要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措施,把发生事故的几率降到最小程度第一级安全性考虑第二级安全性考虑要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。一旦发生事故,该系统能对人身与设备进行安全保护,防止或减少事故的危害。72第十一章核安全与核事故第三级安全性考虑要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时,必须有另外的专设安全设施投入动作例如:应急堆芯冷却系统(ECCS),以防止失水事故下燃料的熔化以及裂变产物的释放根据三级安全性考虑的纵深设防原则,可以制定出一套通用的设计准则,并对核电站的各种部件、系统建立起设计、制造、试验、运行等各种安全规范73第十一章核安全与核事故2.2多重屏障为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸,所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的措施第一重屏障:燃料芯块裂变碎片射程很短(10-3cm)。除表面外,绝大部分裂变碎片包容在芯块之中裂变产物既有固态的也有气态的,气态裂变产物如碘、氪和氙等核素,一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出第一重屏障大约能留住98%以上的放射性裂变产物74第十一章核安全与核事故第二重屏障:燃料元件包壳燃料元件包壳可以防止气体裂变产物以及燃料芯块表面的裂变碎片进一步外逸正常运行时,仅有少量气态裂变产物穿过包壳扩散到冷却剂中;如包壳有缺陷或破裂,则将有较多的裂变产物进入冷却剂设计时,假定1%的包壳破裂,1%的裂变产物会从包壳逸出实际上正常运行时,据统计最多0.06%的包壳发生破裂75压水堆工作示意图第三重屏障:将反应堆冷却剂全部包容在内的一
温馨提示
- 1. 本站所有资源如无特殊说明,都需要本地电脑安装OFFICE2007和PDF阅读器。图纸软件为CAD,CAXA,PROE,UG,SolidWorks等.压缩文件请下载最新的WinRAR软件解压。
- 2. 本站的文档不包含任何第三方提供的附件图纸等,如果需要附件,请联系上传者。文件的所有权益归上传用户所有。
- 3. 本站RAR压缩包中若带图纸,网页内容里面会有图纸预览,若没有图纸预览就没有图纸。
- 4. 未经权益所有人同意不得将文件中的内容挪作商业或盈利用途。
- 5. 人人文库网仅提供信息存储空间,仅对用户上传内容的表现方式做保护处理,对用户上传分享的文档内容本身不做任何修改或编辑,并不能对任何下载内容负责。
- 6. 下载文件中如有侵权或不适当内容,请与我们联系,我们立即纠正。
- 7. 本站不保证下载资源的准确性、安全性和完整性, 同时也不承担用户因使用这些下载资源对自己和他人造成任何形式的伤害或损失。
最新文档
- 单位交通安全课件
- 广东新高考一模数学试卷
- 河北省职业中专数学试卷
- 健康管理高血压课件教案
- 健康管理兼职讲课课件
- 2025年中国桐木树行业投资研究分析及发展前景预测报告
- 2025年中国文教体育用品行业市场竞争格局分析及投资方向研究报告
- 2024年中国天然气分布式能源行业市场调查报告
- 2025届甘肃省武威市武威十八中物理高一第二学期期末预测试题含解析
- 健康活动色彩的秘密课件
- 胸痛单元建设课件介绍
- 超市消防安全管理制度制度
- 酒店服务流程与空间布局优化
- DB11∕T 2380-2024 城市轨道交通工程盖挖法施工技术规程
- (2025)医疗护理员理论考试试题含答案
- 2025年贵州省中考英语真题含答案
- 建设工程法律培训
- 江苏省南通市2024-2025学年高二下学期6月期末质量监测政治试题(含答案)
- (高清版)DB31∕T 1427-2023 首席质量官评价规范
- 一级医院医保管理制度
- 2025年呼伦贝尔农垦集团有限公司招聘笔试参考题库含答案解析
评论
0/150
提交评论