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ЧернобыльChernobyl车诺比……人类文明史上最严重的技术灾难——切尔诺贝利核事故浅析切尔诺贝利之罪与罚“The biggest socio-economic catastrophe in peacetime history”一组数据7631 134 12.5万28万60万2000亿12亿▪国际核事件等级——最高一级▪吨，释放出的放射性物质▪第一批死亡人数▪确认的急性放射病患者▪预计超额癌死亡人数▪疏散及重新安置的人口▪消除灾害后果动用的人员▪美元，事故后果处理费用▪美元，将用于建造新的钢制屏蔽层第一批牺牲的消防队员禁区距普里皮亚特镇3 km第聂伯河支流普里皮亚特河基辅市北130 km普里皮亚特镇被毁坏的4号机组（已经过清理）“石棺”历史▪20世纪70年代初，前苏联选址该处建造核电站，一期两个机组于1977年建成发电，二期两个机组于1983年建成发电，到1986年核电站拥有RBMK-1000共4台1000 MWe(热功率3200 MW)机组。
原计划再建两台（5、6号）机组，4号机组事故后被迫停建。
▪该类型机组设计于50年代，之前已有1000堆·年运行经验评论“切尔诺贝利事件作为一个技术事故是可以避免的，但在1985年苏联的社会背景下，这个事故是不可避免的”。
——纳扎罗夫《不为人知的切尔诺贝利：历史、事件、真相、教训》(Назаров—Неизвестный Чернобыль:история, события, факты, уроки)裂变链式反应（铀-235）中子数——链式裂变反应速率——功率——冷却剂温度、压力——空泡▪石墨慢化、沸腾轻水冷却压力管式反应堆▪1700 吨石墨砌块，1680根压力管，等效直径11.8米，高7米，190吨含2%铀-235的核燃料▪211根控制棒，操作指南禁止操作时在核心区域使用少于15支控制棒。
▪双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃，由下向上流动20%额定功率下正的功率反应性系数▪平衡燃耗和额定功率下空泡反应性系数为正：石墨温度反应性系数为正；燃料温度反应性系数为负——正常工作点上综合的功率反应性系数为负，小于20%额定功率下为正▪安全保障：规定运行时至少应有30根手动调节的吸收棒插入高效吸收区无安全壳——气密承压构筑物有气密的隔间用以防止放射性物质在事故情况下外泄，但只能承受蒸汽泄漏压力，不能承受爆炸载荷冷却系统不易操控▪冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展▪1661根垂直冷却管道，无法确知每个管内水位▪安全保障：规定安全的流量限值存在石墨着火的危险▪石墨由氦气冷却，高温下一旦失去氦气氛而与空气接触，将持续燃烧▪大量的石墨、压力管可贮存大量热能▪安全保障：压力管、石墨砌体的密封性设计缺陷（其他）▪堆芯过大，功率分布不均匀效应明显，控制棒插入时间较长▪依靠汽鼓（汽水分离器）稳定压力，需要借助主泵的流量调节功能▪压力管、顶部石墨生物屏蔽的抗冲击能力……堆芯上方（相近）4号机组惰转实验计划▪“顿河动力公司”电气工程师Г•П•默特连科制定，目的是探讨厂内、外全断电情况下汽轮发电机中断蒸汽供应时，利用转子惰转动能来满足该机组本身电力需求的可能性▪Г•П•默特连科不清楚安全运行规范，因而该计划的细节存在很多安全隐患，比如要求切断事故冷却系统以防其投入干扰实验效果▪标准程序：直接在反应堆上运行的、对安全运行有影响的实验，必须得到核电站总工程设计师、技术总工程师及副总工程师、反应堆技术领导人、核安全部门、国家原子能监督局的批准▪事实：Г·П·默特连科未经与切尔诺贝利核电站下属各单位的协商，甚至事先未曾告知，就得到了实验许可▪切尔诺贝利核电站站长В·П·布哈诺夫等多数相关领导人——不知晓实验内容▪切尔诺贝利生产技术处——负责制定和审批实验计划、并将其文件分发到各相关部门——完全渎职▪值班主任Б·B·罗戈施金——按规定，未经其许可不得有任何影响反应堆安全的工作——刚接班时接到夜班主任的电话告知后才知道有此计划，不知晓详细计划内容，无进一步监督评论在切尔诺贝利电站已形成“一种不正常的环境，‘局外人’没有办法在那里工作。
反应堆热工水力特性分析研究引言反应堆是一种重要的能源设备，其热工水力特性对于核电站的安全稳定运行至关重要。
因此，反应堆的热工水力特性分析研究具有重要的意义。
在本文中，我们将从以下几个方面对反应堆的热工水力特性进行深入分析和研究。
一、反应堆热工水力特性的概念反应堆热工水力特性主要是指在反应堆内部输入热量后，其内部的温度分布情况，以及反应堆内部各个部位的水流动情况，对反应堆内部的热力学性质和流体动力学特性进行分析研究。
其主要研究内容包括反应堆内部温度分布规律、流体动力学特性和热力学特性等。
二、反应堆热工水力特性分析的意义反应堆热工水力特性分析是对核电站安全、经济、高效运行的保障。
它对于核能工业的发展和构建节能环保社会也有着极其重要的贡献。
热工水力特性分析能够对反应堆内部的热力学性质和流体动力学特性进行科学的评价，从而指导反应堆的设计和工程施工，提高了核电站的安全性、可靠性、环保性和经济性。
三、反应堆热工水力特性分析的方法1.数值模拟方法数值模拟方法是一种基于计算机数值计算方法的热工水力特性分析方法。
可以对反应堆内部的温度分布情况和水流动情况进行分析研究，并预测反应堆内部热力学特性和流体动力学特性的变化规律。
2.试验方法试验方法是通过真实的物理试验手段来分析反应堆的热工水力特性。
试验方法虽然具有可靠性较高的特点，但其测试方法的复杂性和测试对象的特殊性也使得试验方法的成本与时间较高。
四、反应堆热工水力特性分析的影响因素1.反应堆设计参数在反应堆的设计中，一些关键的参数将会影响反应堆的水力性能。
例如反应堆的几何形状、温度、压力、质量流量等参数，都会对反应堆内部的热工水力特性产生影响。
2.反应堆冷却剂反应堆的冷却剂也是影响反应堆热工水力特性的一个重要因素。
不同的冷却剂在温度、压力、浓度等方面均有所不同，因此对反应堆内部的热工水力特性也会有不同的影响。
3.反应堆内部结构反应堆内部的结构也会影响反应堆的热工水力特性。
反应堆热工水力特性分析与设计研究引言反应堆热工水力特性是设计与研究反应堆核心的重要方面。
反应堆是一种利用核能进行能量转化和控制的设备，因此对其热工水力特性的分析与设计至关重要。
本文将对反应堆热工水力特性的分析与设计进行研究，并探讨其在核能利用过程中的重要性。
1. 反应堆热工水力特性分析1.1 反应堆热工水力循环反应堆热工水力循环是反应堆系统中热能转移的重要环节。
通过循环系统，热能可以在核燃料与冷却剂之间进行传递。
热工水力循环的设计应考虑冷却剂的流动和热能转移效率，以满足反应堆的运行需求。
常见的热工水力循环包括单相流循环和两相流循环。
1.2 反应堆热工水力特性分析方法反应堆热工水力特性的分析通常通过数值模拟和实验方法进行。
数值模拟可以通过计算流体力学（CFD）等方法来模拟反应堆内部的流动和热传导过程，以获得反应堆的热工水力特性参数。
实验方法可以通过搭建实验装置来观测和测量反应堆内部的流动和温度分布情况，以验证数值模拟结果的准确性。
2. 反应堆热工水力特性设计研究2.1 热工水力特性参数设计在反应堆的设计过程中，重要的一步是确定热工水力特性参数。
这些参数包括热流密度、冷却剂流速、冷却剂温度等。
热工水力特性参数的选择将直接影响反应堆的工作性能和安全性。
因此，需要通过理论分析和实验研究来确定这些参数的合理取值。
2.2 热工水力特性优化设计反应堆的热工水力特性优化设计旨在提高反应堆的热能转移效率和热功率密度，以提高反应堆的运行效率和能源利用效率。
优化设计可以通过改变反应堆的几何形状、流动通道的设计和材料选择等方法来实现。
通过优化设计，可以使反应堆具有更好的热工水力特性，提高反应堆的运行稳定性和安全性。
3. 反应堆热工水力特性在核能利用中的重要性反应堆热工水力特性在核能利用中起到至关重要的作用。
合理设计和控制反应堆的热工水力特性可以提高核能的利用效率和安全性。
同时，热工水力特性的分析与设计研究还可以为核能发电领域的技术创新和发展提供科学依据。
反应堆热工水力20个知识点一. 需要掌握的基本概念1. 堆内热源的由来和分布特点。
2. 体积释热率基本概念和计算方法？3. 有限圆柱形反应堆. 无干扰. 均匀裸堆条件下的功率分布规律？4. 影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？5. 控制棒中的热源来源是什么？6. 热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？7. 反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
.8. 以铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？9 与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么？10. 什么是积分热导率？为什么要引入积分热导率？11. 棒状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
12. 板状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
13. 什么是沸腾临界，沸腾临界可以分为哪两种？14．在垂直加热蒸发管中，一般公认的两相流流型主要有哪几种？15．在压水堆燃料元件的传热计算中，影响包壳外表面最高温度t cs·max 的主要因素有哪些？用锆合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度？16. 气隙传热有哪两种基本模型？各适用于何种条件？17．压水堆主回路中的总压降由哪几部分组成？对于闭合回路，系统中哪项压降为零。
18．对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么?19. 什么是流动的亚稳态现象？20．什么叫均匀流模型？其基本假设有哪些？分离流模型基本假设有哪些？21．什么叫自然循环？自然循环对核电厂的安全运行有什么意义？导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些？22．什么是质量含气率. 空泡份额及容积含气率？23．什么是两相流动不稳定性？两相流动不稳定性有什么危害？24. 什么是水动力学流动不稳定性？水动力学流动不稳定性发生条件是什么？25. 缓解或消除管间脉动的方法有哪些？26. 已知一段均匀加热稳定流动水平管道，进口为过冷水，出口为两相混合物，导出总压降与流量之间的关系。
1．核燃料的化合物主要有：氧化物、碳化物和氮化物。
2．二氧化铀的特点：一、没有同素异形体，在整个熔点以下温度范围内只有一种结晶形态，各向同性，允许有较深的燃耗。
二、熔点高，使用范围大。
三、在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能。
四、与包壳材料的相容性好。
3．二氧化铀熔点：2805±15℃，燃耗越深，下降越多。
4．二氧化铀理论密度：10.98g/cm3。
5．二氧化铀热导率：热导率随燃耗的增加而减小。
6．包壳作用：一、保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀和机械侵蚀；二、包容裂变气体和其它裂变产物；三、规定燃料元件几何形态的支承结构。
7．包壳材料选择：一、中子吸收截面要小，感生放射性要弱；二、具有较好的导热性能；三、与核燃料相容性要好；四、具有良好的机械性能；五、应有良好的抗腐蚀性能；六、具有良好的辐照稳定性；七、易加工，成本低，便于后处理。
8．压水堆：锆合金，快堆：不锈钢和镍基合金，高温气冷堆：石墨。
9．锆合金的优点：中子吸收截面小，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。
10．冷却剂：对反应堆进行冷却，并把链式裂变反应释放的热量带到反应堆外面的液体或气体介质。
11．冷却剂要求：一、中子吸收截面小，感生放射性弱；二、具有良好的物性；三、粘度低，密度大；四、与燃料和结构材料的相容性好；五、具有良好的辐照稳定性和热稳定性；六、慢化能力与反应堆类型匹配；七、成本低，使用方便。
12．每次裂变放出的总能量E f=200Mev13．燃料元件的释热量占堆总释热量的97.5%14．堆芯平均比功率：是在整个堆芯内，平均每千克燃料所发出的热功率。
15．堆芯平均热功率密度：在整个堆芯内，平均每单位堆芯体积所发出的功率。
16．体积释热率：单位时间，堆芯内某点附近单位体积燃料所释放出来的能量。
17．影响堆芯功率分布的因素：一、燃料布置；二、控制棒；三、水隙及空泡；四、燃料元件的自屏蔽效应。
18．燃料均匀装载和分区装载：均匀装载中心区会出现一个高的功率峰值，限制整个反应堆的总功率输出值，堆芯的平均燃耗低；分区装载与之相反。
第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。
传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。
核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆水作为冷却剂慢化剂的优缺点：轻水作为冷却剂缺点是沸点低，优点具有优良热传输性能，且价格便宜。
描述反应堆性能的参数反应堆热功率[MWh]：反应堆堆芯内生产的总热量电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率电厂净效率[%]：电厂电功率输出/反应堆热功率容量因子[%]：某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总装量燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量燃料富集度[%]：易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量本章主要内容1.压水堆的主要特征2 沸水堆和重水堆的主要特征3 热工水力学分析的目的与任务（这个可以忽略）第二章（本章可以覆盖部分计算题）热力学第一定律：热力系内物质的能量可以传递，其形式可以转换，在转换和传递过程中总能量保持不变。
热力学第二定律（永动机不可能制成）：不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化；不可能从单一热源取热，并使之完全转变为有用功而不产生其它影响；不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。
最基本的状态参数：压力（压强Pa，atm，bar，at）比体积（m3/kg）温度内能：系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和，U焓：热力学中表示物质系统一个状态参数–H，数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。
