反應堆熱工第二章-1

1、2022-3-30核科學與技術學院1反應堆熱工水力學第二章 王建軍wang-0451825696552022-3-30核科學與技術學院2主要內容 2.1 核裂變產生的能量及其分布核裂變產生的能量及其分布 2.2 堆芯功率分布及其影響因素堆芯功率分布及其影響因素 2.3 控制棒、慢化劑和結構材料中熱量的產控制棒、慢化劑和結構材料中熱量的產生及其分布生及其分布 2.4 反應堆停堆后的功率釋放反應堆停堆后的功率釋放2022-3-30核科學與技術學院3主要知識點（1） 掌握掌握計算堆芯熱功率的方法計算堆芯熱功率的方法 掌握掌握堆芯內釋熱率的分布情況（典型）堆芯內釋熱率的分布情況（典型） 掌握掌握影響堆

2、芯內功率分布因素影響堆芯內功率分布因素 理解理解堆芯內其他釋熱產生和分布原理堆芯內其他釋熱產生和分布原理 了解了解其他釋熱計算方法其他釋熱計算方法2022-3-30核科學與技術學院4主要知識點（2） 掌握掌握反應堆停堆后功率變化規(guī)律反應堆停堆后功率變化規(guī)律 掌握掌握反應堆停堆后功率組成及特點反應堆停堆后功率組成及特點 了解了解反應堆停堆后功率計算方法反應堆停堆后功率計算方法2022-3-30核科學與技術學院5反應堆的熱源及其分布 一、一、 核裂變產生的能量及其在堆芯內的分布核裂變產生的能量及其在堆芯內的分布熱源熱源來自于可裂變核素的來自于可裂變核素的裂變能量裂變能量每次裂變放出的總能量每次裂變

3、放出的總能量平均平均約為約為200MeV包括包括緩發(fā)中子緩發(fā)中子的能量，未計及中微子及反中微子的能量的能量，未計及中微子及反中微子的能量所產生所產生熱源熱源的分布與的分布與堆型堆型、燃料型式燃料型式及及運行時間運行時間等因素有關等因素有關2022-3-30核科學與技術學院6裂變能的近似分配l裂變能絕大部裂變能絕大部分在燃料元件內分在燃料元件內轉變?yōu)闊崮苻D變?yōu)闊崮躭熱堆份額熱堆份額90%l壓水動力反應壓水動力反應堆堆97.4%l沸水反應堆沸水反應堆96%2022-3-30核科學與技術學院7不同核素釋放裂變能值（重水堆）2022-3-30核科學與技術學院8二、二、 堆芯功率分布及其影響因素堆芯功率

4、分布及其影響因素裂變率：裂變率：2022-3-30核科學與技術學院9體積釋熱率：體積釋熱率： 體積釋熱率是體積釋熱率是單位時間單位時間、單位體積單位體積內釋放內釋放的的熱能熱能的度量，也稱為的度量，也稱為功率密度功率密度。要注意的。要注意的是，體積釋熱率指的是是，體積釋熱率指的是已經轉化為熱能的能已經轉化為熱能的能量量，并不是在該體積單元內釋放出的全部能，并不是在該體積單元內釋放出的全部能量，因為有些能量會在別的地方轉化為熱能，量，因為有些能量會在別的地方轉化為熱能，甚至有的能量根本就無法轉化為熱能加以利甚至有的能量根本就無法轉化為熱能加以利用。用。3(/)vaffqF E NMev cm s

5、 2022-3-30核科學與技術學院10堆芯內釋熱率的分布 均勻裸堆釋熱率分布：均勻裸堆釋熱率分布：2022-3-30核科學與技術學院112022-3-30核科學與技術學院12影響堆芯功率分布的因素-12022-3-30核科學與技術學院13影響堆芯功率分布的因素-22022-3-30核科學與技術學院142022-3-30核科學與技術學院15影響堆芯功率分布的因素-3 結構材料的吸收效應結構材料的吸收效應 水隙和空泡效應水隙和空泡效應2022-3-30核科學與技術學院16影響堆芯功率分布的因素-42022-3-30核科學與技術學院172022-3-30核科學與技術學院17三、控制棒、慢化劑和結構

6、材料中熱量的產生和分布 控制棒中的熱源及其分布；控制棒中的熱源及其分布； 慢化劑的熱源及其分布；慢化劑的熱源及其分布； 結構材料中的熱源及分布；結構材料中的熱源及分布；2022-3-30核科學與技術學院182022-3-30核科學與技術學院18控制棒中的熱源及其分布 材料：材料：硼硼、鎘、鉿等，壓水堆一般采用銀、鎘、鉿等，壓水堆一般采用銀- -銦銦- -鎘合金或碳化硼鎘合金或碳化硼 控制棒熱源：控制棒熱源： 1 1）吸收堆芯的）吸收堆芯的輻射的熱量；輻射的熱量； 2 2）吸收本身中子因（）吸收本身中子因（n,n,）或（）或（n, n, ）反應所產）反應所產生的全部或部分熱量；生的全部或部分熱量

7、；2022-3-30核科學與技術學院192022-3-30核科學與技術學院19 計算方法：計算方法：1 1、吸收、吸收射線而釋熱的熱源：與堆芯的結構、控制棒本身射線而釋熱的熱源：與堆芯的結構、控制棒本身的結構、控制棒材料的性質以及控制棒在堆芯所處的位置有的結構、控制棒材料的性質以及控制棒在堆芯所處的位置有關，可用關，可用屏蔽設計的方法屏蔽設計的方法來進行計算。來進行計算。2 2、因（、因（n,n,）或（）或（n, n, ）反應而釋熱的熱源：）反應而釋熱的熱源：1 1）算出控制棒在單位時間內俘獲的中子數）算出控制棒在單位時間內俘獲的中子數n n（中子（中子/s/s）etkN 1310121. 3

8、n) s/(中子釋放出1KJ能量的裂變數 控制棒對中子的吸收系數，即每次裂變被控制棒吸收的中子數（中子/裂變）2022-3-30核科學與技術學院202022-3-30核科學與技術學院202）首先根據控制棒所使用的材料判斷控制棒俘獲中）首先根據控制棒所使用的材料判斷控制棒俘獲中子所產生的反應是子所產生的反應是 還是還是 反應：由于反應：由于 粒子的射程短，其能量主要為粒子的射程短，其能量主要為控制棒本身所吸收?？刂瓢舯旧硭铡?功率：功率：),(n),(n),(n136.242 100.01teteNnENkNk)kW() s /eV(M假設放出的 粒子的能量為MeVE22022-3-30核科

9、學與技術學院212022-3-30核科學與技術學院21 反應，反應， 射線能譜具有一個范圍，取能譜平均值為射線能譜具有一個范圍，取能譜平均值為 ，產生的產生的 量子數為量子數為 ，自吸收系數，自吸收系數a（由于（由于 的穿透能力強，的穿透能力強，控制棒本身只能吸收控制棒本身只能吸收 射線的一部分能量），射線的一部分能量），這一部分功率：這一部分功率：),(nE)(Ev1333.121 10()5.0 10()teteNNk E v EaNk E v EaMeV/skW2022-3-30核科學與技術學院222022-3-30核科學與技術學院22 對于由對于由m種不同的吸收材料組成的控制棒，且每種

10、材種不同的吸收材料組成的控制棒，且每種材料吸收中子所產生的反應類型和放出的能量不同，則控制料吸收中子所產生的反應類型和放出的能量不同，則控制棒因吸收中子所產生的總釋熱量：棒因吸收中子所產生的總釋熱量：131313.121 105.0 10mcateiiiimteiiiiNNkE aNkE a) s /eV(M)kW(第i中材料所吸收的中子數占控制棒吸收中子總數的份額 第第i中材料每吸收一個中子所產生的能量中材料每吸收一個中子所產生的能量)(MeV 為第i種材料的自吸收系數，視吸收中子后所產生的反應而定，若為 反應，則 可取為1 ),(nia2022-3-30核科學與技術學院232022-3-3

11、0核科學與技術學院23慢化劑中的熱源及其分布 熱量組成熱量組成 ：裂變中子的慢化、吸收裂變產物放出的粒子：裂變中子的慢化、吸收裂變產物放出的粒子的一部分能量、吸收各種射線的能量。的一部分能量、吸收各種射線的能量。 裂變中子的大部分動能都在初始幾次的碰撞中失去，因此裂變中子的大部分動能都在初始幾次的碰撞中失去，因此由它產生的熱源的分布將取決于快中子的平均自由程。由它產生的熱源的分布將取決于快中子的平均自由程。 1）當反應堆內快中子的平均自由程很短時（例如以）當反應堆內快中子的平均自由程很短時（例如以輕水作為慢化劑的反應堆），慢化劑中熱源的分布大致與輕水作為慢化劑的反應堆），慢化劑中熱源的分布大致

12、與中子通量的分布相同；中子通量的分布相同； 2）如果平均自由程長，則其熱源的分布就接近于均）如果平均自由程長，則其熱源的分布就接近于均勻分布。勻分布。2022-3-30核科學與技術學院242022-3-30核科學與技術學院24 慢化劑中的體積釋熱率近似表示：慢化劑中的體積釋熱率近似表示：13,0.10(1.602 10)()mv mvfSqqE均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率 vq慢化劑的平均密度， 堆芯材料的平均密度 mS快中子宏觀彈性散射面積 1()cm3(/)W cm3( /)g cmf快中子通量 2/()cms中子E每次碰撞的平均熱量損失 (eV)M2022-3-30核科學與技術

13、學院252022-3-30核科學與技術學院25fantEEEfaE快中子的能量 (eV)Mn：快中子慢化成熱中子所需的平均碰撞次數， fatln(/)EEn：平均對數能量縮減 2022-3-30核科學與技術學院26 如果冷卻劑和慢化劑是同一種材料（例如水如果冷卻劑和慢化劑是同一種材料（例如水-水水堆）則慢化劑的冷卻問題就可以合并在元件的堆）則慢化劑的冷卻問題就可以合并在元件的冷卻問題中一起考慮；冷卻問題中一起考慮； 如果冷卻劑是液體而慢化劑是固體（例如水如果冷卻劑是液體而慢化劑是固體（例如水-石石墨堆）則慢化劑的冷卻必須專門考慮墨堆）則慢化劑的冷卻必須專門考慮 2022-3-30核科學與技術學

14、院27結構材料中的熱源及其分布 結構材料結構材料 ：包殼、元件盒、定位架、控制棒導向管等：包殼、元件盒、定位架、控制棒導向管等 熱量來源：幾乎完全由于吸收來自堆芯的各種熱量來源：幾乎完全由于吸收來自堆芯的各種 輻射輻射 計算：如果認為計算：如果認為 對射線的吸收正比于材料的質量。則對射線的吸收正比于材料的質量。則可近似地用下式估算體積釋熱率可近似地用下式估算體積釋熱率 ：,0.10vvqq堆芯某一位置上的單位體積結構材料吸收 射線所釋放的熱量 3(/)W cm在均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率 結構材料的密度 堆芯材料的平均密度 結構材料中的熱源還與結構材料本身的具體形狀和所處的部位有密

15、切關系。2022-3-30核科學與技術學院28四、四、 反應堆運行過程中的簡單瞬態(tài)熱工分析反應堆運行過程中的簡單瞬態(tài)熱工分析反應堆停堆后的釋熱特點反應堆停堆后的釋熱特點核特性的影響核特性的影響組成組成剩余裂變產生的功率剩余裂變產生的功率裂變碎片的衰變功率裂變碎片的衰變功率中子俘獲產物的衰變功率中子俘獲產物的衰變功率2022-3-30核科學與技術學院292022-3-30核科學與技術學院30 對于某對于某900MW電功率的反應堆，其額定熱功電功率的反應堆，其額定熱功率為率為2895MW。其停堆后一段時間內反應堆。其停堆后一段時間內反應堆的剩余功率如下：的剩余功率如下： 緊急停堆后緊急停堆后 2分

16、鐘：分鐘： 約約 120MW 1小時：小時： 約約 40MW 1天：天： 約約 16MW 1月：月： 約約 4MW 1年：年： 約約 0.8MW2022-3-30核科學與技術學院31 停堆后反應堆釋熱功率表達式停堆后反應堆釋熱功率表達式)0()()0()()0()0(1)0()(NNnnNNNNss2022-3-30核科學與技術學院32 剩余裂變功率的特點及計算方法剩余裂變功率的特點及計算方法 0112266expexpexp.exp000.15exp0.10ppiinAAAAnlnnlAnn 單群點堆模型求解得：其中：和分別表示停堆前和停堆后 時刻得中子密度； 為瞬發(fā)中子平均壽命；為第i組緩發(fā)中子先驅核衰變常數； 為待定常數。以恒定功率長期運行的輕水堆，引入反應性的絕對值不大于4時，估算：2022-3-30核科學與技術學院33 裂變產物衰變功率裂變產物衰變功率 21110010120,0200,1,02000,200ssaasNMNNMMNNNAA 運行了無限長時間： 運行了有限長時間： 解析式：2022-3-30核科學與技術學院34 中子俘獲反應衰變功率特點中子俘獲反應衰變功率特點中子俘獲產物主要指中子俘獲產物主要指U-238俘獲中子生成俘獲中子生成U-2