第五章 反应堆稳态热工设计原理

第四章 反应性系数核反应堆在运行过程中，它的一些物理参数以及反应性都在不断地发生变化。

前面一章讨论了核反应堆在运行期间核燃料的燃耗和裂变产物的积累，及由其所引起的反应性变化。

另一方面，在运行过程中堆芯的温度也在不断变化，例如，压水堆由冷态到热态，堆芯温度要变化200～300开，当反应堆功率改变时，堆芯的温度也要发生变化。

由于堆芯温度及其分布的变化将导致有效增殖系数的变化，从而引起反应性的变化。

这种物理现象称为反应堆的“温度效应”。

其于上述原因，核反应堆在运行初期必需具有足够的剩余反应性。

反应堆启动后，必需随时克服由于温度效应、中毒和燃耗所引起的反应性变化；另一方面，为使反应堆启动、停闭、中毒和燃耗所引起的反应性变化；另一方面，为使反应堆启动、停闭、提升或降低功率，都必需采用外部控制的方法来控制反应性。

由于不同的物理过程所引起的反应性变化的大小和速率不同，所采用的反应性控制的方式和要求也就不同。

表6-1给出压水堆内几个主要过程引起的反应性变化值和所要求的反应性控制变化率。

反应堆系统存在着随堆芯其他某一特性的变化而自动变化的固有特性。

固有特性通常就是用反应性系数来描写的。

反应性系数定义为，反应堆的反应性随某给定参数的变化率。

对反应堆具有重要意义的一些反应性系数有，燃料温度(多普勒)系数、慢化剂温度系数、空泡系数及压力系数等。

但对反应堆安全运行具有实际意义的是反应性功率系数。

对此将逐一予以讨论。

表4-1 压水堆的反应性控制要求1)指反应堆从零功率运行温度)(1T 到满功率运行温度)(2T 之间所产生的反应性变化值。

2）指反应堆从零功率到满功率之间的反应性变化第一节 反应性温度系数堆芯内温度变化时，中子能谱、微观截面等都将相应地发生变化。

所以，与反应性有关的许多参数，如热中子利用系数、逃脱共振几率等，都是温度的函数。

因而，当反应堆中各种材料的温度发生变化时，会引起反应性的变化。

温度变化一度(开)时所引起的反应性变化称为反应性温度系数，或简称温度系数，以r a 表示。

第一章核能发电原理及反应堆概述第1节核电厂工作基本原理1.核反应堆2. 热交换器3. 蒸气涡轮机4. 发电机5. 冷凝器第2节反应堆的分类（1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源（2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。

热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV <En< 1keV；快中子堆：En> 1keV。

（3）按核燃料状态分。

固体燃料堆；液体燃料堆（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O ）；（4）按慢化剂和冷却剂种类分. 轻水堆（H2O）石墨气冷堆；钠冷快中子堆。

动力核反应堆组成及功能（1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。

包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。

（2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。

包括：控制棒及其驱动系统等。

（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。

包括压力容器、主泵等。

（4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。

（5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。

如汽轮机。

（6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。

包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。

（7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。

）第3节压水堆系统压力：15～16 Mpa冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃冷却剂流量：62000 t/h燃料装量：90 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1780 ℃UO2燃料富集度：2.0～4.0%转化比：0.5第4节沸水堆系统压力：7 Mpa冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃冷却剂流量：47000 t/h燃料装量：140 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1830 ℃UO2燃料富集度：2.0～3.0%转化比：0.5沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大；压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当；采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造；采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性；放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修不便。

（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。

2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。

例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。

核素的表示AZX。

4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。

衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。

对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。

《核反应堆热工分析》复习资料大全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.各种反应堆的差不多特点: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。

第二是工作压力能够降低。

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〔要紧由于D吸取中子截面远低于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，而石墨吸取中子截面小。

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〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件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是爽朗金属，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：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

第一部分 名词解释第二章 堆的热源及其分布1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。

第三章 堆的传热过程2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u⎰κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。

3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。

4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。

5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。

6、大容积沸腾：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。

7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。

8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=∆）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。

9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。

10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。

Critical heat flux11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。

Departure from nuclear boiling12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。

达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。

13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升；14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。

15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。

“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：×××。