反应堆热工第二章-1.ppt

1、2020/8/27,核科学与技术学院,1,反应堆热工水力学第二章,王建军,2020/8/27,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 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,2020/8/27,核科学与技术学院,3,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,2020/8/27,核科学与技术学院,4,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

2、及特点 了解反应堆停堆后功率计算方法,2020/8/27,核科学与技术学院,5,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,2020/8/27,核科学与技术学院,6,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%,2020/8/27,核科学与技术学院,7,不同核素释放裂变能值（重水堆）,2020/8/27,核科学与技术学院,8,二、

3、 堆芯功率分布及其影响因素,裂变率：,2020/8/27,核科学与技术学院,9,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。,2020/8/27,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：,2020/8/27,核科学与技术学院,11,2020/8/27,核科学与技术学院,12,影响堆芯功率分布的因素-1,2020/8/27,核科学与技术学院,13,影响堆芯功率分布的因素-2

4、,2020/8/27,核科学与技术学院,14,2020/8/27,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 水隙和空泡效应,2020/8/27,核科学与技术学院,16,影响堆芯功率分布的因素-4,2020/8/27,核科学与技术学院,17,2020/8/27,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；,2020/8/27,核科学与技术学院,18,2020/8/27,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

5、或碳化硼 控制棒热源： 1）吸收堆芯辐射的热量； 2）吸收中子,因（n,）或（n, ）反应所产生的全部或部分热量；,2020/8/27,核科学与技术学院,19,2020/8/27,核科学与技术学院,19,计算方法： 1、吸收射线而释热的热源：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,）或（n, ）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）,2020/8/27,核科学与技术学院,20,20

6、20/8/27,核科学与技术学院,20,2）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,2020/8/27,核科学与技术学院,21,2020/8/27,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/s,kW,2020/8/27,核科学与技术学院,22,2020/8/27,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

7、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1,2020/8/27,核科学与技术学院,23,2020/8/27,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

8、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。,2020/8/27,核科学与技术学院,24,2020/8/27,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,2020/8/27,核科学与技术学院,25,2020/8/27,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,2020/8/27,核科学与技术学院,26,如果

9、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,2020/8/27,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 ：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

10、状和所处的部位有密切关系。,2020/8/27,核科学与技术学院,28,四、 停堆后的功率 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,2020/8/27,核科学与技术学院,29,2020/8/27,核科学与技术学院,30,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 120MW 1小时： 约 40MW 1天： 约 16MW 1月： 约 4MW 1年： 约 0.8MW,2020/8/27,核科学与技术学院,31,停堆后反应堆释热功率表达式,2020/8/27,核科学与技术学院,32,剩余裂变功率的特点及计算方法,2020/8/27,核科学与技术学院,33,裂变产物衰变功率,20