第2章+堆芯材料的选择和热物性

《核反应堆热工分析》期末复习要点第二章堆的热源及其分布1、裂变能的近似分配（16页）2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响）3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解）4、停堆后的功率（25页）5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页）6、衰变功率的衰减（27页）第三章堆的传热过程1、导热的概念（30页）2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1）3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页）4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页）5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26）6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页）7、过渡沸腾传热的定义（41页）8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点）9、热静效应（51页）10、燃料芯块的肿胀含义（52页）11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页）第四章堆内流体的流动过程及水力分析1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点）2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4）3、Blausius关系式及使用范围（88页）4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26）5、多相流的定义（99页）5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页）6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页）7、公式4-49的推导（103页）8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页）9、临界流的定义（123页）10、单相流体的临界流（124页）11、引起流动不稳定性的原因（133页）12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页）13、流量漂移的特点（134页）14、水动力稳定性准则（136页公式4-176）第五章 堆芯稳态热工分析1、热工设计准则（144页——145页）2、热管和热点的定义（154页）3、热流密度核热点因子Nq F 的计算式（155页公式5-26）4、焓升热管因子NH F ∆的计算式（155页）5、降低热管因子和热点因子的途径（157页）6、只有流动交混因子EH F ∆的值小于1，其他都大于1（158页）7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页）8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页）9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页）10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页）11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页）第六章 堆芯瞬态热工分析1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2）2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页）3、专设安全系统（220页，共3个）。

核反应堆设计中的材料选择研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益受到重视的背景下，核能作为一种高效、清洁的能源，其重要性愈发凸显。

而核反应堆作为核能利用的核心设备，其设计的科学性和安全性至关重要。

在核反应堆的设计中，材料的选择是一个关键环节，它直接关系到反应堆的性能、安全性和使用寿命。

首先，我们需要了解核反应堆内部的极端工作环境。

核反应堆内部存在着高温、高压、强辐射以及强烈的腐蚀等恶劣条件。

高温可能达到数百甚至上千摄氏度，高压则能达到数十甚至上百兆帕。

强辐射包括中子辐射和伽马射线辐射等，这会导致材料的原子结构发生变化，从而影响其性能。

此外，反应堆内的冷却剂和燃料等物质还会对材料产生强烈的腐蚀作用。

在这样恶劣的环境下，核反应堆材料需要具备一系列特殊的性能。

首先是良好的高温力学性能，包括高强度、高韧性和良好的抗蠕变能力。

这是因为在高温下，材料容易发生变形和断裂，如果材料的力学性能不足，可能会导致反应堆结构的破坏，引发严重的安全事故。

其次，材料需要有良好的抗辐射性能。

辐射会使材料产生缺陷，导致其性能下降，如硬度增加、延展性降低等。

因此，所选材料应能够在长时间的辐射环境中保持稳定的性能。

再者，耐腐蚀性也是必不可少的。

反应堆内的冷却剂和化学物质会对材料产生腐蚀作用，如果材料不耐腐蚀，就会影响反应堆的使用寿命和安全性。

在核反应堆中，常用的结构材料包括不锈钢、镍基合金和锆合金等。

不锈钢具有良好的力学性能和耐腐蚀性能，但其在高温和强辐射环境下的性能相对较差。

镍基合金则在高温和抗辐射方面表现出色，但价格较高。

锆合金在水冷反应堆中被广泛应用，因为它具有良好的耐腐蚀性和低的中子吸收截面。

除了结构材料，核反应堆中的燃料材料也是至关重要的。

目前，常用的核燃料包括铀、钚等。

铀是最常见的核燃料，其存在形式有天然铀和浓缩铀。

天然铀中铀 235 的含量较低，需要经过浓缩才能用于反应堆。

钚则通常是在反应堆中通过铀的转化产生的，它也可以作为核燃料使用。

核聚变反应堆的材料选择研究在追求清洁能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。

与传统的核裂变相比，核聚变具有燃料丰富、放射性废物少、安全性高等显著优势。

然而，要实现可控核聚变并将其应用于实际能源生产，面临着诸多技术挑战，其中材料的选择就是关键问题之一。

核聚变反应堆内部的环境极其恶劣，需要材料能够承受高温、高辐射、高压力以及强磁场等极端条件。

首先，高温是材料面临的首要挑战。

在核聚变反应中，等离子体的温度可高达数千万摄氏度，这要求反应堆内的结构材料具有极高的熔点和良好的高温稳定性。

目前，一些难熔金属如钨、钼等因其出色的耐高温性能而受到关注。

钨的熔点高达 3422 摄氏度，是所有金属中熔点最高的，但其在高温下的脆化问题需要解决。

钼的熔点也较高，并且具有较好的韧性，但在高温下容易氧化。

高辐射也是材料必须经受的考验。

核聚变过程中产生的高能中子和带电粒子会对材料的原子结构造成损伤，导致材料的性能逐渐劣化。

这种辐射损伤会引起材料的硬化、脆化、肿胀等问题，严重影响材料的使用寿命。

为了减轻辐射损伤，研究人员正在探索具有良好抗辐射性能的材料，如碳化硅、钨合金等。

碳化硅具有优异的热稳定性和抗辐射性能，但其脆性较大，限制了其在一些关键部位的应用。

高压力同样对材料提出了严格要求。

在核聚变反应堆中，等离子体的压力巨大，需要材料具备足够的强度和抗压能力。

高强度的金属材料如不锈钢、钛合金等在一定程度上能够满足要求，但它们在高温和辐射环境下的性能变化仍需进一步研究。

强磁场环境也给材料选择带来了困难。

超导材料在产生强磁场方面起着关键作用，但目前常用的超导材料如铌钛合金和铌锡合金在低温下的性能稳定性和机械强度还有待提高。

除了上述极端条件，材料还需要具备良好的热导率，以便有效地将热量传递出去，避免局部过热。

同时，材料的化学稳定性也至关重要，要能在复杂的化学环境中保持稳定，不与其他物质发生反应。

在核聚变反应堆的不同部位，对材料的要求也有所差异。

第一章绪论（简答）1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。

第二是工作压力可以降低。

为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。

5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3）●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率（750～850℃，热效率40％）●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。

转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀））●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大）●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化）●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％）●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性（简答）1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料选择•中子吸收截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料加工性能 •材料机械性能 •材料抗辐照性能只有很少材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

“核反应堆热工分析”课程教学大纲“核反应堆热工分析”课程教学大纲英文名称：Nuclear Reactors Thermal-Hydraulics课程编号：NUCL0008学时：68（含课内实验4学时）学分：4适用对象：核工程与核技术四年级先修课程：传热学，流体力学，工程热力学使用教材及参考书：教材：1、于平安等，核反应堆热工分析，上海交通大学出版社，2002.2，ISBN7-313-02868-7参考书：1、连培生，原子能工业，原子能出版社，2002.5，ISBN7-5022-2453-X2、[美]汤良孙，J.韦斯曼，压水反应堆热工分析，原子能出版社，1983.3一、课程性质、目的和任务性质：《核反应堆热工分析》是核工程与核技术专业本科生和核能科学与工程学科硕士生和博士生的专业基础课。

目的：通过本课程的学习，学生应能获得有关核反应堆热工分析的基础知识，并为以后进行科学研究和工程实践打下一定的理论基础。

任务：重点讲述核反应堆热工水力分析的基本理论和一些分析、计算方法。

在内容的选择和安排上，力求体系完整、由浅入深、循序渐进。

二、教学基本要求1.了解各种核反应堆的发展的基本概况及其结构；2.掌握各种核反应堆的所有材料的基本热物理性质；3.掌握核反应堆热工分析中用到的堆芯释热、传热、流体力学等方面的基本知识和计算原理；4.掌握核反应堆稳态热工设计原理，清楚单通道模型和子通道模型热工设计的大致步骤和计算方法；5.了解核反应堆瞬态热工水力分析中的基本模型和方程，了解核反应堆瞬态热工水力分析的基本方法和典型的核反应堆系统的事故及其分析。

三、教学内容及要求第一章：绪论1.核反应堆发展概况2.核反应堆堆型简介3.核反应堆热工分析的任务第二章：堆的热源及其分布1.核裂变产生的能量及其分布2.堆芯功率的分布及其影响因素3.控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布4.停堆后的功率第三章：堆的传热过程1．导热2．单相对流换热3．流动沸腾传热4．燃料元件的型式、结构及设计要求5．燃料元件材料的热物性6．燃料元件的温度分布7．包壳与芯块间的间隙传热及其随燃耗的变化8．燃料元件温度场的数值解法9．固体慢化剂和结构部件的冷却第四章：堆内流体的流动过程及水力分析1．单相流体的流动压降2．两相流体的流动压降3．自然循环4．冷却剂的喷放5．流动不稳定性第五章：堆芯稳态热工分析1．热工设计准则2．堆芯冷却剂流量分配3．热管因子和热点因子4．典型的临界热流密度关系式5．单通道模型的堆芯稳态热工分析6．子通道模型的堆芯稳态热工分析第六章：堆芯瞬态热工分析1．燃料元件瞬态过程温度场分析2．守恒方程3．反应堆的安全问题4．负荷丧失瞬态5．失流事故6．压水堆冷却剂丧失事故四、实践环节1．通道内单相水流动换热系数测定，2学时2.通道内单相水摩擦系数测定，2学时五、学时分配章内容参考学时1绪论4 2堆的热源及其分布8 3堆的传热过程12 4堆内流体的流动过程及水力分析165堆芯稳态热工分析12 6堆芯瞬态热工分析12实践环节4大纲制定者：秋穗正（执笔）大纲校对者：苏光辉大纲审定者：×××大纲批准者：×××。

反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。

2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。

3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。

压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。

堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。

4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。

沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。

5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。

但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。

（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。

尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。

（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。

（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。

（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。

总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。

6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。

重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。

7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。

高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。

一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。