核反应堆热工基础-第六章解析
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
反应堆热工水力学第六章 反应堆瞬态热工分析简介
返回第五章 反应堆稳态热工设计原理第六章 反应堆瞬态热工分析简介 (1)§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算........................................................................1 §6.2 瞬态工况燃料元件温度场计算....................................................................2 §6.3 基本方程组....................................................................................................3 §6.4 反应堆的安全问题........................................................................................4 §6.5 反应堆失流事故............................................................................................6 §6.6 冷却剂丧失事故.. (6)第六章 反应堆瞬态热工分析简介§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算0.11101001000100000.010.11.00图6-1 衰变功率裂变产物的衰变功率：对于稳定运行了很长时间的压水堆，停堆后裂变产物的衰变功率在许多人的实验结果上得出曲线图6-2，也可以表示为：其中：A=53.18 ，α=0.3350剩余裂变功率：裂变时瞬间放出的功率大小与堆芯的热中子密度成正比，可由中子动力学方程计算得到。
对于以恒定功率运行了很长时间的压水堆，如果引入的负反应性绝对值大于4%，则在剩余裂变功率其重要作用的期间内，可用下式估算：对于重水堆，中子俘获产物衰变功率：在用天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中，对中子俘获产物衰变功率贡献最大的是铀-238吸收中子后产生铀-239（T 1/2=23.5分）和由它衰变成的镎-239（ T 1/2=对于停堆前运行了很长时间的压水堆，C=0.6 ，α=0.2 ，由于忽略了其它俘获产物，还要乘1.1的安全系数。
《热工基础》第六章
由于水的压缩性很小，水泵消耗的功与汽轮机 作出的功相比甚小，可忽略不计， h4 h3 0
t
(h1 h2 ) (h4 h1 h4
h3 )
h1 h1
h2 h4
h1 h2 h1 h3
汽耗率 ：动力装置每输出1J功所消耗的蒸汽量
d 1 wnet
单位：kg/J
工程单位：kg/（kW·h)
汽油机：小型汽车，摩托
按燃料 柴油机： 中、大型汽车，火车，轮船， 移动电站
煤油机： 航空
按点燃方式： 点燃式、压燃式
按冲程数： 二冲程、四冲程
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第六章小结
(1) 掌握朗肯循环的工作过程。 (2) 了解朗肯循环效率的影响因素及提高循 环效率的途径。
17
1 kW·h = 3600 kJ
P130 例题6-1 1 kg/J = 3600 kg/(kWh)
7
3．蒸汽参数对朗肯循环热效率的影响
t
h1 h2 h1 h4
h1 h2 h1 h3
朗肯循环的热效率 与新蒸汽的温度t1(初温)、
压力p1(初压)以及乏汽的压力p2(终压)有关。
将朗肯循环折合成熵变相
第六章 动力装置循环
本章将分别介绍典型动力装置—— 蒸 汽动力装置的工作原理，对相应的理想工 作循环进行分析，了解循环效率的影响因 素，掌握提高循环效率的方法。
1
热能动力装置 ： 将热能转换为机械能的设备，也称为
热力发动机，简称热机。
动力装置循环（简称动力循环或热机循环）：
蒸汽动力装置循环: 以蒸汽为工质的热机工作循环（如蒸
4-5-6-1：水与水蒸气在锅炉 中的可逆定压加热过程；
1-2 ： 水 蒸 气 在 汽 轮 机 中 的 可逆绝热膨胀过程； 2-3 ： 乏 汽 在 冷 凝 器 中 的 定 压放热过程。
热工基础 第6章 循环
膨胀过程理想化为定熵膨胀过程；排气过程理想化为可逆定容冷却过程。
开口系统简化为闭口系统（进排气功相等，相互抵消）
7
§6-2 活塞式内燃机循环
三、混合加热理想循环
01 吸气 12 压缩 23 喷油、燃烧 34 燃烧 45 膨胀作功 50 排气
吸、排气线重合、忽略
压缩、膨胀1-2及4-5等熵过程
燃烧2-3等容吸热+3-4定压吸热
5
w12 w34 w45
1
0
v
Rg
1
T1
1
p2 p1
1
p3
v4
v3
Rg
1
T4
1
p5 p4
1
q1 q23 q34 cV T3 T2 c p T4 T3
§6-2 活塞式内燃机循环
2. 循环热效率
t
wnet q1
wnet qnet q1 q2
二、分析动力循环的方法
变温热源的可逆循环
T
任意循环a-b-c-d-a→等效卡诺循环A-B-C-D-A。
平均吸热温度： Tm，1
q1 sc sa
Tds
a-b-c
sc sa
T1 Tm1 A
a
b
B c
平均放热温度：
Tm，2
q2 sc sa
Tds
ad c
sc sa
Tm2 D
C
T2
d
任意循环的等效卡诺循环热效率：
1)
§6-2 活塞式内燃机循环
3. 循环热效率的影响因素及提高循环热效率的途径
t
1
1
k 1
(
k 1 1) k (
1)
上式说明： （1） 常 数 , 常 数 , t
第6章+反应堆动态热工分析
第六章反应堆动态热工分析6.1 瞬态过程反应堆功率计算衰变功率的衰减(除显热)。
6.2 动态工况下燃料元件温度场的计算6.3 基本方程组6.4 反应堆的安全问题反应堆的事故额外的反应性引入堆芯冷却能力不足正常运行的瞬态过程常见事故出现的可能性很小的事故 极限事故（设计基准事故）反应堆的安全保护:紧急停堆系统，要求接到停堆信号后投入运行的速度要快，在重大事故后有能力连续运行一定的时间，以去除堆芯的衰变热。
还要有足够的停堆深度，以保证在事故过程中堆芯始终处于次临界状态。
工程安全设施；安全壳密封装置；安全壳大气的降压设施；安全壳大气中去除放射性物质的设施；另外，为了保证安全保护系统能够随时投入工作，必须设置应急电源，一般都备有快速启动的柴油发电机组和蓄电池组。
专设安全系统除了用控制系统实现停堆保护外，专门装备的安全系统（即专设安全系统）发挥作用来限制事故的后果。
以压水堆的专设安全系统为例介绍：1.应急堆芯冷却系统（安全注射系统）当一回路系发生冷却剂丧失事故时，把足够的应急冷却水注入堆芯，以防止燃料过热。
分能动和非能动两类。
2. 辅助给水系统在二回路主给水流量丧失的情况下向蒸汽发生器二次侧供水，以维持蒸汽发生器的排热能力，冷却一回路。
3. 安全壳喷淋系统用喷淋水泵把含硼水送到安全壳的顶部，通过喷嘴向壳内空间喷淋，用以抑制一回路或二回路发生大破口事故时安全壳内压力上升过高，防止安全壳超压，喷淋水中可以加氢氧化钠，它有助于除去泄露的冷却剂中的放射性物质(主要是碘)。
4. 其他安全设施放射性去除系统、消氢系统和贯穿件密封装置等6.5 负荷丧失瞬态6.5 失流事故。
核反应堆物理分析第6章PPT共37页
31、只有永远躺在泥坑里的人，才不会再掉进坑里。——黑格尔 32、希望的灯一旦熄灭，生活刹那间变成了一片黑暗。——普列姆昌德 33、希望是人生的乳母。——科策布 34、形成天才的决定因素应该是勤奋。——郭沫若 35、学到很多东西的诀窍，就是一下子不要学很多。——洛克
核反应堆物理分析第6章
51、没有哪个社会可以制订一部永远 适用的 宪法， 甚至一 条永远 适用的 法律。 ——杰 斐逊 52、法律源于人的自卫本能。——英 格索尔
53、人们通常会发现，法律就是这样 一种的 网，触 犯法律 的人， 小的可 以穿网 而过， 大的可 以破网 而出， 只有中 等的才 会坠入 网中。 —护着我 们大家 ；它的 每一块 砖石都 垒在另 一块砖 石上。 ——高 尔斯华 绥 55、今天的法律未必明天仍是法律。 ——罗·伯顿
反应堆热工重点
第一章 工程热力学基本知识内能：内能是热力系统本身具有的能量，他包括分子运动的动能和因为分子间相互吸引和排斥所产生的位能焓：物理意义是工质的内能和推动功之和 定义式为pv u h +=熵：熵是描述热力过程可逆性的物理量，熵的变化表示工质与外界有换热发生不平衡过程一定是不可逆的热力学第一定律：流入系统的能量—流出系统的能量=系统能量的增加量vdph q pdv u q -=+= 饱和温度（压力）：当液体表面汽化和液化达到动态平衡时，汽液两相温度相同，此时温度为饱和温度，压力为饱和压力汽化潜热：单位质量的饱和水从汽化开始到完全汽化为干饱和蒸汽所吸收的热量为汽化潜热热力学第二定律：克劳修斯表述：热不能自发的不付代价的从低温物体传递给高温物体开尔文-普朗克说法：任何发动机都不能只从单一热源吸热并把它连续不断的转化为功电厂使用朗肯循环而不适用卡诺循环的原因：1.卡诺循环工作在湿蒸汽区，对汽轮机的工作不利2.卡诺循环需要压缩汽液两相工质这样会产生气蚀现象3.卡诺循环单位工质做工能力差相同功率水平下需要更多工质第二章 流体层流：流体运动时各质点作分层运动，流体质点在流层之间不发生混杂。
呈规则的层状流动紊流：流体各质点呈紊乱流动形态，流体各质点不保持在固定流层内运动有相互的交混层流和紊流的判断标准：2300Re Re =<下为层流10000Re Re =>上为紊流第三章传热学基本知识传热方法：热传导，热辐射，热对流热传导：温度较高的粒子与温度较低的粒子碰撞将能量传递给低温粒子，在宏观上的表现就为热传导 热辐射：不是依靠物体的接触而是通过电磁波的辐射传递热量的方式热对流：流体中温度不同导致密度不同，密度的差异将导致工质微团的运动将热量传递出去传热公式： 固体中的热传导公式：δT KFQ ∆= 圆通传热公式：)/ln(212r r T KL Q ∆∏= 平板传热公式：T hF Q ∆=对流换热的影响因素：1.流动产生的原因（自由流动还是受迫流动）2.流动形式（层流还是紊流）3.是否有相变产生4.流体的自身物理性质5.传热面的几何因素第四章反应堆的热源机分布反应堆的热源来源及大体分布：影响功率分布的因素：（稍微的解释一下）1.燃料装载对功率分布的影响使功率被展平2.控制棒的分布对功率的影响3.结构材料对功率的扰动4.水系和空泡对功率的影响反应堆热量的输出过程：强迫对流放热公式（D-B公式）注意使用条件沸腾临界：由于沸腾机理的变化使得传热系数陡降，导致逼问骤升分为DNB型和蒸干型DNB型临界沸腾（又叫做快速烧毁）：在沸腾曲线临界工况之后由于受热面上产生的气泡太多而使得液相的补充受到阻碍，传热恶化导致壁温骤升这一现象成为沸腾临界，从沸腾曲线上看由泡核沸腾进入到过度沸腾区，因此也叫做偏离泡核沸腾（DNB)这时对应的热流密度为临界热流密度高含气量下的临界沸腾：在流体环状流动时，由于沸腾使得液体层被破坏从而导致沸腾临界。
技术类《反应堆热工水力》第6章(反应堆分析程序介绍)
瞬态热工过程的全面分析，需要用到：反应堆冷却剂系统热工水力分析 程序（简称系统分析程序）、堆芯子通道分析程序、燃料元件行为分析 程序等，有时会用到物理-热工耦合程序。
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预测反应堆瞬态和小破口的现有程序
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预测反应堆瞬态和小破口的现有程序
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计算机程序的研制过程 • 一个完满的计算机系统程序的发展需要经历很长的过程。 • 首先是需要大量的单一效应实验和燃料性能实验做基础。 • 对编制好的系统程序还需安排模拟事故过程的整体实验来检验程序的预 计结果。 • 影响分析模型及其数值准确度有许多因素，如物理描述、流体物性、经 验关系式的准确度以及数值离散化问题等。当要把计算结果同实验数据 进行比较时，所有的误差都会合在一起，要把误差源分开，需要仔细的 研究，进行不确定性分析。 • 见下图所示开发系统程序的一般过程：
第6章 反应堆热工分析程序
主要内容
1. 核分析程序概况 2. Relap5程序 3. TRACE程序
2
第1部分 核分析程序概况
3
目前，已经研制很多的计算机分析程序——分析反应堆各种瞬态过程和 事故过程。
瞬态分析的作用： (1)揭示和预计反应堆瞬态工况—尤其是各种事故工况的演变过程，审 查关键参数的变化是否符合安全准则. (2)作为反应堆设计、评价和对各种瞬变及事故过程研究的手段.
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Thermal-hydraulics codes developed by the NRC:
Legacy tools that are no longer actively supported include the following thermal-hydraulics codes:
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教师：刘晓辉 成都理工大学 核技术与自动化工程学院
第六章 反应堆稳态热工设计
第1节 概述 1. 热工设计涉及面广：
堆物理设计 元件设计（燃料元件） 结构设计 控制系统设计 一回路系统设计 二回路系统设计
2. 反应堆热工设计所要解决的具体问题——
就是在堆型和为进行热工设计所必需的 条件已经确定的前提下，通过一系列的热工水 力计算和一二回路热工参数的最优选择，确定 在额定功率下为满足反应堆安全要求所必需的 堆芯燃料元件的总传热面积、燃料元件的几何 尺寸以及冷却剂的流速、温度和压力等，使堆 芯在热工方面具有较高的技术经济指标。
为了定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名 义值的程度，引入工程热管因子FEΔH和工程热点因子 FEq 。
FqE
堆芯热点最大热流密度 堆芯标称最大热流密度
qh,m a x qn,m a x
FNH
堆芯热通道最大焓升 堆芯标称最大焓升
H h,m ax H n,m ax
综合考虑核和工程两方面的因素后，热流密度 热点因子Fq和焓升热管因子（热通道因子）FΔH 为
第3节 临界热流密度与最小DNBR 1. 临界热流密度
在压水堆的热工设计中，不但允许堆芯冷却剂发 生过冷沸腾，而且还允许在少量冷却剂通道中发生饱 和沸腾，其目的在于在一定的系统压力下，提高堆芯 出口处的冷却剂温度，从而改善整个核电站的热效率。 但是，燃料元件表面与冷却剂间的放热强度并不随汽 泡的增加而单调上升，有时可能发生燃料元件表面的 沸腾临界，此时燃料元件表面与冷却剂间的传热急剧 恶化，导致燃料元件包壳烧毁。因此对于水堆中的沸 腾工况进行研究极为重要。
具体包括：
✓根据所设计的堆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 等的种类；
✓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；
✓燃料元件的形状、它在堆芯内的布置方式以及 栅距允许变化的范围；
✓二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；
✓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。
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 的程度，引进了一个修正因子，这个修正因子就称为 热管因子或热点因子。它们是用各有关的热工（或物 理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
通常把热管因子、热点因子分为两大类: 一类是核热管因子、 热点因子 一类是工程热管因子、热点因子
为了定量地表征热管和热点的工作条件，如果不 考虑堆芯中控制棒、水隙、空泡和堆芯周围反射层的 影响，堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热 点因子FNq来表示。反应堆早期，人为地把热点位于热 管内，故提出焓升核热管因子（热通道因子） FNΔH 。 即
当不考虑在堆芯进口处冷却剂流量分配的不均匀， 以及不考虑燃料元件的尺寸、性能等在加工、安装、 运行中的工程因素造成的偏差，单纯从核方面考虑— —核热通道、核热点。
在知道堆的功率、传热面积以及流量等条件以后， 确定堆芯内热工参数的平均值是比较容易的。但是堆 芯功率的输出不受热工参数平均值的限制，而是受堆 芯最恶劣的局部热工参数值的限制。而要得到局部的 热工参数却不是一件容易的事。
Fq
FqN FqE
qn,max qh,max qh,max
q qn,max
q
FH
FNH
FEH
Hn,max Hh,max H Hn,max
H h,m ax H
2. 工程热点因子和热管因子的计算
• 乘积法 在反应堆发展的早期，由于缺乏经验，为了确保堆的安全， 通常就把所有工程偏差看成是非随机性质的，因而在综合计 算影响热流量的各工程偏差时，保守地采用了将各个工程偏 差值相乘的方法，即所说的乘积法。
热工设计的过程：
方案设计
初步设计
施工设计
3. 热工设计准则的概念
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。
压水堆主要热工设计准则：
（1）燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗下的熔 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内构件能 得到充分冷却；在事故工况下能提供足够冷却剂以排出 堆芯余热；
（4）在稳态和可顶计的动态运行过程中，不允许发生 流动不稳定性。
偏离泡核沸腾比（DNBR）
用合适公式计算得到某 点的临界热流密度
DNBR
该点的实际热流密度
最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）——整个堆芯中 DNBR的最小值。
第2节 热通道因子和热点因子
1. 定义
热通道（热管）：堆芯内积分功率输出或焓升最大的 冷却剂通道（也就是发出功率最大的燃料元件所对应 的通道）。 热点：燃料元件表面热流密度最大或燃料元件线功率 密度最大的点。 平均管：一个具有设计的名义尺寸、平均的冷却剂流 量和平均释热率的假想通道，反映整个堆芯的平均特 性。
• 混合法 在这种方法中，是把燃料元件和冷却剂通道的加工、安装及 运行中产生的误差分成两大类，一类是非随机误差或系统误 差（乘积法）；另一类是随机误差或偶然误差（按误差分布 规律用相应公式计算）。
3. 降低热点因子和热管因子的方法
热管因子及热点因子的值是影响堆热工设计安全 性和技术经济指标的重要因素，因此必须设法降低总 的热管（点）因子的值。热管（点）因子是由核和工 程两方面不利因素造成的，因而要减小它们的数值必 须从这两方面着手。
降低核热管因子和热点因子：
✓ 沿堆芯径向装载不同浓缩度的核燃料； ✓ 在堆芯周围设置反射层； ✓ 固体可燃毒物的适当布置以及控制棒分组及棒位
的合理确定； ✓ 采用化学补充。
降低工程热管因子和热点因子：
✓ 合理控制有关部件的加工及安装误差； ✓ 精细进行结构设计和堆本体水力模拟实验； ✓ 改善下腔室冷却剂流量分配不均匀性； ✓ 加强相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混。
FqN
堆芯标称最大热流密度 堆芯平均热流密度
qn,max q
FNH
堆芯标称最大焓升 堆芯平均焓升
H n,max H
各种堆的核热管因子（未考虑局部峰）
堆芯的几何形状
核热点因子（功率峰因子）
球形 直角长方形 圆柱形 圆柱形(裸,径向通量展平) 圆柱形(有反射层) 游泳池式堆(水做反射层)
3.29 3.87 3.64 2.4~2.6 2.4 2.6