第四章-核反应堆热工学.ppt

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,第四章核反应堆热工学,2,2010.07,反应堆能否及时有效的输出堆芯内由于核裂变产生的热量，既影响着反应堆的功率，也影响着反应堆的安全运行。

反应堆热工学主要研究反应堆燃料和结构材料的释热；燃料和包壳材料的热传导；包壳与冷却剂的对流换热等。

3,2010.07,4.1核反应堆的释热,4.1.1燃料的释热,核燃料产生的能量可分为以下三大类：

裂变瞬时产生的能量，它包括裂变碎片的动能、瞬发中子的动能、瞬发射线能等，占总裂变能的86%；,裂变后缓发的能量，包括裂变产物的和射线能，缓发中子和中微子的能量，占总裂变能的10.5%；,过剩中子引起（n,）反应释放的能量，包括反应后产生的瞬发和缓发的、射线能，占总裂变能的3.5%。

4,2010.07,4.1核反应堆的释热,在反应堆内，用体积释热率qv表示燃料内产生的热能：

热中子通量密度,式中，,热中子的平均微观裂变截面,可裂变核的密度,每次核裂变产生的能量,堆芯（燃料元件和慢化剂）的释热量占堆总释热量的份额,5,2010.07,4.1核反应堆的释热,堆芯内的功率分布取决于中子通量密度分布：

4.1.2堆内释热率分布,球形：

长方形：

圆柱形：

6,2010.07,4.1核反应堆的释热,热中子通量密度不均匀系数,热中子通量密度不均匀系数指芯部内热中子通量密度的最大值与热中子通量密度的平均值之比,对于圆柱形反应堆,7,2010.07,4.1核反应堆的释热,圆柱形：

球形：

长方体：

8,2010.07,4.1核反应堆的释热,功率分布展平的概念及展平措施,裸堆与带有反射层反应堆的中子通量密度分布,功率分布展平常用措施：

芯部燃料分区布置,控制棒或可燃毒物的合理布置,加反射层,9,2010.07,4.1核反应堆的释热,4.1.3结构部件和慢化剂的释热,4.1.3.1结构部件的释热,结构部件的释热基本都是由于吸收堆内射线而引起的。

对于堆芯内的薄壁构件（包括定位格架、燃料组件的上、下管座、栅格板等。

）,堆内构件由于吸收射线引起的体积释热率,堆该处的体积释热率,该处结构材料的密度,堆芯材料的平均密度,式中，,10,2010.07,4.1核反应堆的释热,对于堆芯外的厚壁构件（包括堆芯外的压力容器和热屏蔽等。

）,距内壁表面x处的体积释热率MeV/scm3,内壁表面处第i能群的能量密度MeV/scm2,构件材料对第i能群的射线的能量吸收系数cm-1,式中，,11,2010.07,4.1核反应堆的释热,4.1.3.2控制棒内的释热,通过吸收射线释热,控制棒可通过吸收射线和吸收中子两种方式释热。

释热率的计算方法与上节相同。

通过吸收中子释热,空间r处（n,）反应的释热率,空间r处（n,）反应的释热率,12,2010.07,4.1核反应堆的释热,4.1.3.3慢化剂的释热,通过吸收射线释热,慢化剂可通过吸收射线和慢化中子两种方式释热。

慢化剂通过吸收射线的体积释热率,堆芯内特定位置处的体积释热率,慢化剂密度,堆芯材料平均密度,13,2010.07,4.1核反应堆的释热,通过慢化中子释热,慢化剂通过慢化中子的体积释热率,快中子的宏观弹性散射截面,快中子通量密度,中子每次弹性散射时的平均能量损失,快中子能量,热中子能量,14,2010.07,4.1核反应堆的释热,4.1.4反应堆停堆后的释热,反应堆停堆后的功率主要有三部分组成：

剩余裂变功率,裂变产物的衰变功率,中子俘获产物的衰变功率,反应堆停堆后，堆内的缓发中子在短时间（几十秒）内还会引起裂变，释放能量。

裂变产物发生衰变，释放能量。

在天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中，主要是239U和239Np的和辐射，释放能量。

15,2010.07,4.1核反应堆的释热,压水堆停堆后功率的衰减（停堆前运行了无限长的时间）,16,2010.07,4.2核反应堆部件的热传导,将反应堆内核燃料产生的热量输出到堆外，一般要经过三个过程：

燃料及元件包壳的热传导,元件壁面与冷却剂之间的对流传热,冷却剂将热量传到堆外的输热,17,2010.07,4.2.1棒状元件的热传导,燃料元件横截面上的温度分布,对于棒状芯块，可采用一维稳态热传导方程，,燃料的体积释热率,燃料的导热率,芯块中心温度,燃料芯块的长度和半径,解得，,燃料芯块表面导出的热流率为，,燃料元件内的温度分布,4.2核反应堆部件的热传导,18,2010.07,在芯块外的区域，一维稳态热传导方程为,4.2核反应堆部件的热传导,对于芯块和包壳之间的间隙（氦气），,间隙厚度,燃料元件内的温度分布,对于包壳管，,包壳厚度,19,2010.07,4.2核反应堆部件的热传导,4.2.2板状和球形燃料的热传导,对于板状燃料，,表面积,半厚度,温度分布,一侧表面的释热率,对于球状燃料，,温度分布,表面的释热率,20,2010.07,上节回顾,反应堆热工学主要研究：

（1）反应堆燃料和结构材料的释热；,

（2）燃料和包壳材料的热传导；,（3）包壳与冷却剂的对流换热等。

21,2010.07,上节回顾,核燃料产生的能量可分为以下三大类：

裂变瞬时产生的能量，它包括裂变碎片的动能、瞬发中子的动能、瞬发射线能等，占总裂变能的86%；,裂变后缓发的能量，包括裂变产物的和射线能，缓发中子和中微子的能量，占总裂变能的10.5%；,过剩中子引起（n,）反应释放的能量，包括反应后产生的瞬发和缓发的、射线能，占总裂变能的3.5%。

22,2010.07,上节回顾,在反应堆内，用体积释热率qv表示燃料内产生的热能：

热中子通量密度,式中，,热中子的平均微观裂变截面,可裂变核的密度,每次核裂变产生的能量,堆芯（燃料元件和慢化剂）的释热量占堆总释热量的份额,23,2010.07,上节回顾,压水堆停堆后功率的衰减（停堆前运行了无限长的时间）,24,2010.07,上节回顾,燃料元件内的温度分布,燃料元件横截面上的温度分布：

对于棒状芯块，,对于芯块和包壳之间的间隙（氦气），,间隙厚度,对于包壳管，,包壳厚度,25,2010.07,4.3输热和单相对流传热,反应堆内的输热过程由两部分构成，一部分是冷却剂通过堆芯吸收堆芯产生的热量，另一部分是冷却剂通过一定的设备将热量传递出去。

冷却剂由入口流到堆芯某一高度z处吸收的热量为，,冷却剂的质量流速，kg/m2s,式中，,从堆芯入口到z处冷却剂焓升，J/kg,通道的加热周长，m,流道的横截面积，m2,在轴向位置z处加热面的平均热流密度，W/m2,26,2010.07,4.3输热和单相对流传热,z处冷却剂的温度；,z处包壳表面的温度；,z处燃料中心的温度；,燃料中心温度最高处；,包壳表面温度最高处。

燃料包壳表面及冷却剂的轴向温度分布,27,2010.07,4.3输热和单相对流传热,冷却剂与燃料包壳表面的对流换热可表示为，,固体表面温度；,流体温度；,对流换热系数W/m2。

hf的物理含义为1m2加热表面上，当流体与壁面之间的温差为1时，每秒时间所传递的热量。

影响hf的主要因素有：

流体的流动状态（流速）；,流体的物理性质（比热容、热导率、密度、黏度）；,换热表面条件（换热表面的几何因素）。