核反应堆热工分析07概要

2、控制棒的微积分价值
微分价值
在反应堆设计和运行时，不仅需要知道控制棒完全插人时的价值， 而且还需要知道控制棒在插入不同深度时的价值。通常把控制棒 移动一步或单位距离所引起的反应性变化称为控制捧的微分价值， 其单位常用 PCM/cm 。
图7.10 给出了控制棒组微分价值与高度的关系，棒组是指 一起移动的一组控制棒。
对压水堆，空泡效应是负效应，对大型快中 子堆，可能是正效应，如表7.1
表7.1 几种堆型反应性系数
沸水堆 燃料温度系数（105/K） 慢化剂温度系数（ 10-5/K） 空泡系数（10-5/% 功率） -4~-1 -50~-8 -200~100 压水堆 -4~-1 -50~-8 0 重水堆 -1~-2 -3~-7 0 高温气冷 钠冷快堆 堆 -7 +1.0 0 -12~+20 -0.1~0.25
用来描述堆芯不同位置中子的重要性的物理量。用 (r ) 表示中子 价值。表示在r处，每秒消除或产生一个中子引起反应堆反应性的 减小或增益。 显然，控制棒的价值不仅与被吸收的中子数有关，还与被吸 收中子的价值φ*（r）有关。
*
对单群模型，φ*（r）和中子通量密度分布函数φ（r）是相同 的，即φ*（r）= φ（r）。所以控制棒的价值与控制棒插入处 的中子通量密度的平方成正比，即 2 (r )
在压水堆中，水的局部沸腾将产生蒸汽泡，它的密度远小于水 的密度。在冷却剂中所包含的蒸汽的体积分数（百分数）称为 空泡分数，以 x 表示。空泡系数是指在反应堆中，冷却剂的空 泡分数变化百分之一所引起的反应性变化 。
a
M V
x
当空泡分数增大时．有如下三种效应 ( 1）冷却剂对中子吸收减小，这是正效应。 ( 2 ）中子泄漏增加，这是负效应。 ( 3 ）慢化能力变小，能谱变硬。这可以是正效应，也可以 是负效应，这与反应堆的类型和核特性有关

二.简答题1.影响功率分布的因素有哪些，分别有什么影响？答：A.燃料布置：均匀装载：中心区域会出现较高的功率峰值，限制堆的总功率输出量，且平均燃耗也较低分区装载：中心功率水平降低，外区功率水平上升，整体功率分布得到展平，平均燃耗也提高了B.控制棒：用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比值。

径向：堆寿命初期，中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平，即中央部分中子通量及功率水平下降了，外区中子通量及功率水平提高了轴向：插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响（如压水堆中，寿期初堆顶部插入控制棒，中子通量向堆底部歪斜；寿期末抽出控制棒，中子通量向堆顶部歪斜）C.水隙及空泡：水隙：引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，导致周围元件功率升高，从而增大功率分布不均匀度；空泡：使周围的堆芯反应性下降2.控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源？答：A.控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射以及控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应B.慢化剂的热源：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量C.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ射线3.两种沸腾的定义及特点是什么？答：大容积沸腾：定义：指由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾特点：液体流速很低，自然对流换热起主导作用流动沸腾：定义：指流体流经加热通道是发生的沸腾，亦称为对流沸腾特点：常发生在强迫对流工况下4.沸腾临界包括哪两类，它们的物理特点及发生的区域分别是什么？答：5.答：A.（选取合适的燃料材料和包壳材料，并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点，包壳表面热流密度低于临界热流密度以）保证燃料元件包壳在寿命期内完整性B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外，还须满足热工传热的要求C.（限制包壳外表面的最大温度和限制芯块----包壳交界面处的最大温度来）保证在整个寿命期不产生不良的物理化学作用D.满足结构方面要求并易于加工，工艺性能好E.经济性好，价廉6.UO 2陶瓷燃料的优缺点？答：优点：熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定；高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能；与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好缺点：导热性能差；热梯度下的脆性7.单相流体的流动压降包括哪些，定义分别是什么？答：提升压降：指流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化加速压降：指因流体速度发生改变而引起的压力变化摩擦压降：指流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失 形阻压降：指流体流经有急剧变化的固体边界时所出现的集中压力损失8.垂直加热通道中流型有哪些，分别有什么特点？答：泡状流：液相是连续相，汽相以汽泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。

篇一：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院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：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，最基本的要求是安全。

要求在整个寿期内能够长期稳定运行，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范围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；（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）燃料元件芯块内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内构件得到充分冷却；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。

2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督