核电厂热工水力学1

核反应堆热工水力学

1.反应堆及电站介绍12.堆芯材料及热源（工程热力学）2

3.堆芯传热7

4.堆芯水力9

5.反应堆设计26.复习27.考试1总计241.1解释题目

核原子核核素

反应核与中子结合后发生的裂变衰变等变化

堆pile-reactor，石墨堆砌-现代复杂装置

热传热学

工工程热力学

水力流体力学1.2分说各学科核铀-235钚239反应中子和核结合发生的变化

堆

能使裂变反应可控持续的整个装置工程热力学四个定律0平衡态定义1能量守恒（机械能和热能的转化）2热能的传递方向3说明熵增即无序化过程是不可逆的

传热学主要是三种传热方式在不同情况下的过程热传导对流换热辐射传热流体力学流体流动的规律质量守恒动量守恒能量守恒2.1核反应堆三种功能生产同位素生产堆中子射线的利用实验堆热能利用动力堆供热堆2.2本学科内容堆内热工水力3.1核电站的发展第一座反应堆费米1942.12美国建成第一座实验核电站1951.12美国EBR点亮4个200瓦灯泡世界第一座核电站

1954.6苏联奥布灵斯克核电站5MW

我国第一座核电站1991.12秦山30MW压水堆并网发电世界核电发展的几个阶段1954－1960试验阶段1961－1969实用化阶段1969－1979：大发展阶段1980－1999：低潮阶段2000—现在：逐渐复苏全球在建和运行中的核电机组从正在运行的核电机组数来看，运行机组数较多的有：美国104台，法国58台，日本53台，英国35台，俄罗斯29台，德国20台，乌克兰16台，韩国15台，加拿大14台，瑞典12台，印度10台。西欧和北美国家核电发展停滞衰退。亚洲和东欧的一些国家核电进一步发展。俄罗斯联邦已有29座在役的核电机组和3座在建的核电机组，还计划在圣彼得堡附近再建若干座1500MW的核电厂。中国、印度、韩国已经明确计划要扩大核发电能力。中国运行的核电厂（18台机组）秦山核电站7台机组大亚湾2台岭澳4台田湾2台宁德1台辽宁红沿河1台阳江1台中国在建的核电厂（22台机组）阳江一期3台台山2台三门2台方家山2台福清4台海南昌江2台防城港一期2台连云港2期两台石岛湾1台海阳2台在我国现有的能源结构中，核电仅占2%，计划占4%。3.2压水堆核电站的原理和组成核岛系统一回路系统有反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和连接管道。还有一些安全和辅助系统专设安全系统、核辅助系统和三废处理系统。常规岛系统汽轮机系统、循环水系统和电气系统3.3核电站主要厂房布置压水堆安全壳内纵剖面图4.1反应堆的原理与分类为了给中子减速，设置了慢化剂，为了控制中子生产数量设置了控制棒，为了冷却设置了冷却剂。按使用目的分类生产堆动力堆研究堆发电增值两用堆按引起核裂变的中子能量分类快中子堆中子能量>1MeV中能中子堆0.1MeV>中子能量>0.1eV热中子堆0.1eV>中子能量>0.0251eV按冷却剂、慢化剂分类轻水堆（压水堆，沸水堆）重水堆石墨气冷堆石墨水冷堆钠冷堆按核燃料在堆内分布形式分类均匀堆：核燃料、慢化剂、冷却剂均匀混合在一起非均匀堆：绝大多数堆型4.2压水堆结构组成堆芯横截面图压水堆纵剖面图核燃料组件采用无盒、带指形控制组件的棒束型燃料组件。主要结构：棒束＋8个定位格架+上下管座棒束17×17=289=264+24+1正方形排列:264燃料棒24导向管1中子测量管燃料元件棒燃料芯块、包壳、压紧弹簧、上下端塞几部分组成。每根棒有271块燃料芯块、包壳壁厚0.57mm。元件棒长3852mm、外径9.5mm。芯块区长3657.6mm。包壳与芯块间隙0.17mm。元件棒内充2MPa氦气。燃料芯块由二氧化铀粉末经冷压，在1700度下烧结成圆柱陶瓷体。直径8.19mm、高13.5mm。控制棒组件结构组成：24跟吸收剂棒＋星形架组件数目保证：卡棒准则，功率分布，弹棒事故吸收剂棒黑棒灰棒材料银－铟－镉不锈钢结构：二者相似黑棒束控制组件：24根黑棒灰棒束控制组件：8根黑棒＋16根灰棒可燃毒物组件作用：用于第一燃料循环，降低硼浓度，保证慢化剂的负温度系数可燃毒物材料：硼玻璃管（B2O3+SiO2）初装料：48×12(棒)＋18×16(棒)+2×16=896第一次换料时全部卸出，换阻力塞组件阻力塞组件作用：结构与材料：304不锈钢，短棒前述各种堆芯相关组件都含有中子源组件，只有阻力塞组件全部是阻力塞组件5.1核燃料热物性核燃料：裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核燃料）铀－233

钚－239

转换燃料：钍－232

铀－238转换材料本身虽不易裂变，但在俘获中子后能转变为裂变燃料，从而补充裂变燃料的消耗。在反应堆内它们或者与裂变燃料混合使用，或者在包裹层中单独使用核燃料的形态：固态：实际应用的核燃料（金属型、弥散体型和陶瓷型）液态：还有许多技术问题需要解决，未达到工业应用的程度UO2陶瓷燃料被制成烧结的圆柱形燃料小块（称为燃料芯块）优点：熔点高、深燃耗、高温和辐照稳定性好；在压水堆正常运行条件下对水的抗腐蚀性能好缺点：导热性能比较差含UO2弥散体的燃料陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料（热导率高、耐辐照、耐腐蚀和高温稳定性好）的基体中。基体材料：锆合金、不锈钢等缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）密度二氧化铀的理论密度是10.98g/cm3。但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，其密度小于这个数值。

加工方法不同，所得二氧化铀制品的密度也不同。例如，振动密实的二氧化铀粉末，其密度可达理论密度的82％—91％；烧结的二氧化铀燃料的密度要高一些，可达理论密度的88％—91％。

熔点未经辐照的二氧化铀熔点的比较精确的测定值是2805±15℃。辐照以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。氧化铀中氧和铀的原子比（O/U）的改变，会影响其熔点的变化。氧铀原子比为2的二氧化铀的熔点最高。随氧铀原子比值的减小或增加，二氧化铀的熔点会下降。O/U1.6861.8031.902.002.022.052.15Christensen测定25602800274525202400Lambert,Bare测定2535268127402790256023602360热导率二氧化铀的热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重要的意义。因为导热性能的好坏将直接影响二氧化铀芯块内整体温度的分布，而温度则是决定二氧化的铀物理性能、机械性能的主要参量，也是支配二氧化铀中裂变气体释放、晶粒长大等动力学过程的主要参量。实验研究表明，二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温度。此外，燃料的密度、燃耗和氧铀原子比等对热导率也都有明显的影响。二氧化铀的热导率随燃耗的加深会不断变小。未经辐照的二氧化铀的热导率随温度变化主要包壳材料对包壳材料的要求：中子吸收截面小导热性能好耐高温和抗腐蚀机械性能好等包壳材料：适合作水冷反应堆燃料包壳材料的主要是是锆合金，即Zr-2和Zr-4合金。锆合金长期和高温水接触会产生腐蚀。因此，在压水堆稳态热工设计中，要求包壳外表面最高一般不超过350℃。包壳的主要热物性密度熔点比定压热容热导率热膨胀系数冷却剂对冷却剂的要求：沸点高导热性能好热容量大热稳定性好无毒泵耗功低冷却剂:适宜作动力堆的冷却剂只有轻水、重水、液态金属（鈉、钾及它们的合金）、二氧化碳和氦气等。轻水优点：具有良好的导热性能比热