核反应堆热工分析共85页
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第七章讲义核反应堆热工
1.2、包壳材料（1）
对包壳材料的要求：
具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要 弱。
具有良好的导热性能。 与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下， 包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化 学反应。 具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使 得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。 应有良好的抗腐蚀能力。 具有良好的辐照稳定性。 容易加工成形，成本低廉，便于后处理。
核燃料的形态： 固态：实际应用的核燃料 液态：未达到工业应用的程度
1.1、核燃料（2）
对固体核燃料的要求：
具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度 燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内
具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系 数小），使反应堆能达到高的功率密度
在高温下与包壳材料的相容性好 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 工艺性能好，制造成本低，便于后处理
1.2、包壳材料（2）
包壳材料： 锆合金：特点、物性（自修） 不锈钢和镍基合金
水堆中应用最普遍的是锆－2和锆－4合金 快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不 锈钢，有时也使用镍基合金。
1.3、冷却剂（1）
对冷却剂的要求：
中子吸收截面小，感生放射性弱。 具有良好的热物性（比热大、热导率大、熔点低、沸点高， 饱和蒸汽压低等），以便从较小的传热面积带走较多的热量。 粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小。 与燃料和结构材料相容性好。 良好的辐照稳定性和热稳定性。 慢化能力与反应堆类型相匹配。 成本低，使用方便，尽可能避免使用价格昂贵的材料。
二、反应堆热工分析的内容
1、堆芯材料和热物性 2、反应堆的热源 3、稳态热工分析 4、瞬态热工分析
核反应堆热工分析
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
影
响
燃料布置
功
率
分
控制棒
布
的
因 水隙及空泡
素
克服办法：采用棒束型控制棒组件
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
整个堆芯的 热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
R f N f 正比 Nc 1.60211010 Fa Ef N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa (qvVc )106 / Fa
106 E f N f Vc
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
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1 核裂变产生能量及其分布
裂变碎片的动能 约占总能量的 84%
裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能，少 量在慢化剂内释 放，通常取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
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1 核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取
Ef 200MeV
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 (K0r)
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在 s s，则：
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
课程设计报告( 20 13 -- 2014 年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：1111440306学生：佳指导教师：王胜飞设计周数：1周成绩：日期：2014 年 6 月19 日一、课程设计的目的与要求反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。
对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。
要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。
在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。
在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。
目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；（3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；（4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。
在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
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反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
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压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
核反应堆热工分析
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为
s ，则：
，则在
s
处， r
R0
I0 ( K0r ) s I 0 ( K 0 R0 )
2
堆芯功率的分布及其影响因素
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
2
堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化 作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的 功率，增大了功率分布的不均匀程度
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
克服办法：采用棒束型控制棒组件
2
1
核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为 取 E f 200MeV
堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不 相同 输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关 键
2
堆芯功率的分布及其影响因素
释热率
堆内热源的分 布函数和中子 单位体积的 通量的分布函 数相同 释热率
堆芯最大体积释热率
qv,max Fa E f N f 0
2
堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆中的中子通量分布
2
堆芯功率的分布及其影响因素
均匀装载燃料方案： 早期的压水堆采用此方案 优点：装卸料方便 缺点：功率分布过于不平均，平均燃耗低
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
影 响 功 率 分 布 的 因 素
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e
核反应堆热工分析02剖析
因 水隙及空泡 素
度的燃料，高富集度的装在最外区，低富 集度的在中心。
优点：堆芯功率分布得到展平，提高平均
燃耗
8
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢ 三区分批装料时的归一化功率分布图：
影
响
燃料布置
功
率
分
控制棒
布
的
因 水隙及空泡
素
通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高
9
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢ 非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 (K0r)
➢ 若燃料棒表面处的热中子通量为
s，则：
s
I0 (K0r) I0 (K0 R0 )
，则s在
r处，R0
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
11
2 堆芯功率的分布及其影响因素
影
响
燃料布置
功
率
分
分
控制棒
布
类
的
因 水隙及空泡
素
停堆棒通常在堆芯的外面，只有
停堆棒 在需要停堆的时候才迅速插入堆 芯
调节棒
调节棒是用于反应堆正常运行时 功率的调节
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢 化作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元 件的功率，增大了功率分布的不均匀程度
(r,
z)
0
J0
(2.405
r Re
)
cos
大学精品课件：核反应堆热工分析(热工部分)
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四 停堆后的功率
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出， 其后的冷却要求完全取决于衰变热
压水堆的衰变热：
Байду номын сангаас
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四 停堆后的功率
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四 停堆后的功率
剩余裂变功率的衰减
停堆后时间非常短（0.1s内）：
(
)
(0)
exp
(keff
(
)a
(
0 )a
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四 停堆后的功率
衰变功率的衰减
中子俘获产物的衰变功率： 若是用天然铀或低富集度铀作为反应堆燃料的中子俘获衰变功率为：
Ns2 ( ) 2.28103 c(1 ) exp(4.91104 )
N (0)
2.19103 c(1 ) exp(3.14106 )
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
影
响
燃料布置
功
克服办法：采用棒束型控制棒组件
率
分 布
控制棒 空泡的存在将导致堆芯反应性下降
的
因 水隙及空泡 素
沸水堆控制棒由堆底部向上插入堆芯的原因
Ef 200MeV
堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不相同 输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关键
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二 2.堆芯功率的分布及其影响因素
裂变率
释热率
热功率
核反应堆热工分析09..
第九章
堆芯稳态热工分析
反应堆热工设计的任务:
就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统。 在进行反应堆热工设计之前，由各专业讨论并初步确定的前提为：
根据所设 计堆的用 途和特殊 要求选定 堆型，确 定所用的 核燃料、 慢化剂、 冷却剂和 结构材料 的种类
反应堆的 热功率、 堆芯功率 分布不均 匀系数和 水铀比允 许的变化 范围
9
9.2.4 热管因子和热点因子的应用
乘积法：就是指把所有最不利的工程偏差都同时集中作用 在热管或热点上。 混和法：把工程误差分为非随机误差和随机误差两大类，先 分别计算各类误差，最后再把它们综合起来。
下面就根据前述工程热管因子及热点因子的计算方法，先分别计算 各分因子的值而后再综合成总的工程热管因子及工程热点因子
F
N H
hmax 热管最大焓升 ＝ 堆芯平均管焓升 h
6
9.2.2 工程热管因子和工程热点因子
由于工程上不可避免的误差，会使堆芯内燃料元件的热流密度、 冷却剂流量、冷却剂焓升以及燃料元件的温度等偏离名义值。 定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名义值的程度， 热流密度工程热点因子 FqE 和焓升工程热管因子 FE H
热管和热点对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。
5
堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因FqN 来 表示，有时也称热流密度核热管因子。
堆芯最大热流密度 qmax N N F ＝ FR FZ 堆芯平均热流密度 q
N q
热管和平均管中冷却剂焓升的比值，称为焓升核热管因子。 用 FN H 表示。
10
热流密度工程热点因子 FqE
FqE
qh,max qn,max
qn,max q qn,max
堆芯稳态热工分析
反应堆热工设计的任务:
就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统。 在进行反应堆热工设计之前，由各专业讨论并初步确定的前提为：
根据所设 计堆的用 途和特殊 要求选定 堆型，确 定所用的 核燃料、 慢化剂、 冷却剂和 结构材料 的种类
反应堆的 热功率、 堆芯功率 分布不均 匀系数和 水铀比允 许的变化 范围
9
9.2.4 热管因子和热点因子的应用
乘积法：就是指把所有最不利的工程偏差都同时集中作用 在热管或热点上。 混和法：把工程误差分为非随机误差和随机误差两大类，先 分别计算各类误差，最后再把它们综合起来。
下面就根据前述工程热管因子及热点因子的计算方法，先分别计算 各分因子的值而后再综合成总的工程热管因子及工程热点因子
F
N H
hmax 热管最大焓升 ＝ 堆芯平均管焓升 h
6
9.2.2 工程热管因子和工程热点因子
由于工程上不可避免的误差，会使堆芯内燃料元件的热流密度、 冷却剂流量、冷却剂焓升以及燃料元件的温度等偏离名义值。 定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名义值的程度， 热流密度工程热点因子 FqE 和焓升工程热管因子 FE H
热管和热点对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。
5
堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因FqN 来 表示，有时也称热流密度核热管因子。
堆芯最大热流密度 qmax N N F ＝ FR FZ 堆芯平均热流密度 q
N q
热管和平均管中冷却剂焓升的比值，称为焓升核热管因子。 用 FN H 表示。
10
热流密度工程热点因子 FqE
FqE
qh,max qn,max
qn,max q qn,max
核反应堆热工分析(热工部分)
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高
核科学与技术学院
二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
控制棒一般均匀布置在高中子通量的区域，既提高 控制棒的效率，又有利于径向中子通量的展平
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
核科学与技术学院
四
停堆后的功率
在反应堆停堆后，由于中子在很短一段时间内还会引起裂变，裂变产物的 衰变以及中子俘获产物的衰变还会持续很长时间，因而堆芯仍有一定的释 热率。这种现象称为停堆后的释热，与此相应的功率称为停堆后的剩余功 率。
核科学与技术学院
四
停堆后的功率
剩余中子引起的裂变 燃料棒内储存的显热
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e
r z ) cos Re LRe
R R R 0.71tr 外推高度： LRe LR 2LR LR 1.42tr
堆芯的释热率分布
r z qv (r , z ) qv ,max J 0 (2.405 ) cos Re LRe
二
1.核裂变4% 裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能，少 量在慢化剂内释 放 ， 通 常 取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
核科学与技术学院
二
1.核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取 E f 200 MeV
核科学与技术学院
反应堆热工水力学
堆内释热
核科学与技术学院
1 一
1.核反应堆热工分析的任务
安全：
稳定运行，能 适应瞬态稳态 变化，且保证 在一般事故工 况下堆芯不会 破坏，最严重 事故工况下也 要保证堆芯放 射性不泄漏
第四章 核反应堆热工学
2010.07
25
4.3 输热和单相对流传热
燃料包壳表面及冷却剂的轴向温度分布
Tf ( z) —— z 处冷却剂的温度； TS ( z ) —— z 处包壳表面的温度； Tm ( z) —— z 处燃料中心的温度； zm —— 燃料中心温度最高处； zC —— 包壳表面温度最高处。
2010.07
26
一侧表面的释热率 对于球状燃料，
QS qV FS F ——表面积
S ——半厚度
qV r 2 温度分布 T (r ) Tm 6U 4 3 Q R qV 表面的释热率 S 3
2010.07
19
上节回顾
反应堆热工学主要研究：
（1）反应堆燃料和结构材料的释热；
（2）燃料和包壳材料的热传导； （3）包壳与冷却剂的对流换热等。
M ——慢化剂密度
a ——堆芯材料平均密度
2010.07
12
4.1 核反应堆的释热
通过慢化中子释热
qV ,M ,n 1.6021013 (s F )E MW / m3
qV ,M ,n ——慢化剂通过慢化中子的体积释热率 s ——快中子的宏观弹性散射截面
F ——快中子通量密度
② 元件壁面与冷却剂之间的对流传热
③ 冷却剂将热量传到堆外的输热
2010.07
16
4.2 核反应堆部件的热传导
4.2.1 棒状元件的热传导 燃料元件横截面上的温度分布 对于棒状芯块，可采用一维稳态热传导方程，
qV 2T 1 T 0 2 r r r U qV r 2 解得，T (r ) Tm 4U Tm ——芯块中心温度
堆总释热量的份额
2010.07
22
上节回顾
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4.3 输热和单相对流传热
燃料包壳表面及冷却剂的轴向温度分布
Tf ( z) —— z 处冷却剂的温度； TS ( z ) —— z 处包壳表面的温度； Tm ( z) —— z 处燃料中心的温度； zm —— 燃料中心温度最高处； zC —— 包壳表面温度最高处。
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一侧表面的释热率 对于球状燃料，
QS qV FS F ——表面积
S ——半厚度
qV r 2 温度分布 T (r ) Tm 6U 4 3 Q R qV 表面的释热率 S 3
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上节回顾
反应堆热工学主要研究：
（1）反应堆燃料和结构材料的释热；
（2）燃料和包壳材料的热传导； （3）包壳与冷却剂的对流换热等。
M ——慢化剂密度
a ——堆芯材料平均密度
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4.1 核反应堆的释热
通过慢化中子释热
qV ,M ,n 1.6021013 (s F )E MW / m3
qV ,M ,n ——慢化剂通过慢化中子的体积释热率 s ——快中子的宏观弹性散射截面
F ——快中子通量密度
② 元件壁面与冷却剂之间的对流传热
③ 冷却剂将热量传到堆外的输热
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4.2 核反应堆部件的热传导
4.2.1 棒状元件的热传导 燃料元件横截面上的温度分布 对于棒状芯块，可采用一维稳态热传导方程，
qV 2T 1 T 0 2 r r r U qV r 2 解得，T (r ) Tm 4U Tm ——芯块中心温度
堆总释热量的份额
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上节回顾