反应堆热工第二章-1

反应堆热工水力学第二章王建军wang-jianjun@0451825696552023/2/11核科学与技术学院主要内容2.1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2.3控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生及其分布2.4反应堆停堆后的功率释放2023/2/12核科学与技术学院主要知识点（1）掌握计算堆芯热功率的方法掌握堆芯内释热率的分布情况（典型）掌握影响堆芯内功率分布因素理解堆芯内其他释热产生和分布原理了解其他释热计算方法2023/2/13核科学与技术学院主要知识点（2）掌握反应堆停堆后功率变化规律掌握反应堆停堆后功率组成及特点了解反应堆停堆后功率计算方法2023/2/14核科学与技术学院反应堆的热源及其分布一、

核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布热源来自于可裂变核素的裂变能量每次裂变放出的总能量平均约为200MeV包括缓发中子的能量，未计及中微子及反中微子的能量所产生热源的分布与堆型、燃料型式及运行时间等因素有关2023/2/15核科学与技术学院裂变能的近似分配裂变能绝大部分在燃料元件内转变为热能热堆份额90%压水动力反应堆97.4%沸水反应堆96%2023/2/16核科学与技术学院不同核素释放裂变能值（重水堆）2023/2/17核科学与技术学院二、

堆芯功率分布及其影响因素裂变率：2023/2/18核科学与技术学院体积释热率：

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。2023/2/19核科学与技术学院堆芯内释热率的分布均匀裸堆释热率分布：2023/2/110核科学与技术学院2023/2/111核科学与技术学院影响堆芯功率分布的因素-12023/2/112核科学与技术学院影响堆芯功率分布的因素-22023/2/113核科学与技术学院2023/2/114核科学与技术学院影响堆芯功率分布的因素-3结构材料的吸收效应水隙和空泡效应2023/2/115核科学与技术学院影响堆芯功率分布的因素-42023/2/116核科学与技术学院2023/2/1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；2023/2/117核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院18

控制棒中的热源及其分布

材料： 硼、镉、铪等，压水堆一般采用银-铟-镉合金或碳化硼控制棒热源： 1）吸收堆芯的γ辐射的热量；

2）吸收本身中子因（n,α）或（n,γ）反应所产生的全部或部分热量；2023/2/118核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院19计算方法：

1、吸收γ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关，可用屏蔽设计的方法来进行计算。

2、因（n,α）或（n,γ）反应而释热的热源：

1）算出控制棒在单位时间内俘获的中子数n（中子/s）释放出1KJ能量的裂变数控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）2023/2/119核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院20 2）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还是

反应：由于粒子的射程短，其能量主要为控制棒本身所吸收。

功率：假设放出的粒子的能量为2023/2/120核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院21

反应，射线能谱具有一个范围，取能谱平均值为，产生的量子数为，自吸收系数a（由于的穿透能力强，控制棒本身只能吸收射线的一部分能量），

这一部分功率：MeV/skW2023/2/121核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院22对于由m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：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i中材料每吸收一个中子所产生的能量

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12023/2/122核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院23慢化剂中的热源及其分布热量组成：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。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。

1）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中子通量的分布相同；

2）如果平均自由程长，则其热源的分布就接近于均匀分布。2023/2/123核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院24慢化剂中的体积释热率近似表示：均匀化处理后堆芯某一位置上的体积释热率

慢化剂的平均密度，堆芯材料的平均密度

快中子宏观弹性散射面积快中子通量

每次碰撞的平均热量损失

2023/2/124核科学与技术学院2023/2/1核科学与技术学院25快中子的能量

n：快中子慢化成热中子所需的平均碰撞次数，

：平均对数能量缩减

2023/2/125核科学与技术学院如果冷却剂和慢化剂是同一种材料（例如水-水堆）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；如果冷却剂是液体而慢化剂是固体（例如水-石墨堆）则慢化剂的冷却必须专门考虑2023/2/126核科学与技术学院结构材料中的热源及其分布结构材料：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辐射计算：如果认为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：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。2023/2/127核科学与技术学院四、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核特性的影响组成剩余裂变产生的功率裂变碎片的衰变功率中子俘获产物的衰变功率2023/2/128核科学与技术学院2023/2/129核科学与技术学院对于某900MW电功率的反应堆，其额定热功率为2895MW。其停堆后一段时间内反应堆的剩余功率如下：紧急停堆后2分钟：约120MW1小时：约40MW1天：约16MW1月：约4MW1年：约0.8MW2023/2/130核科学与技术学院停堆后反应堆释热功率表达式2023/2/131核科学与技术学院剩余裂变功率的特点及计算方法2023/2/132核科学与技术学院裂变产物衰变功率2023/2/