核電廠熱工水力學(xué)1

核反應(yīng)堆熱工水力學(xué)

1.反應(yīng)堆及電站介紹12.堆芯材料及熱源（工程熱力學(xué)）2

3.堆芯傳熱7

4.堆芯水力9

5.反應(yīng)堆設(shè)計(jì)26.復(fù)習(xí)27.考試1總計(jì)241.1解釋題目

核原子核核素

反應(yīng)核與中子結(jié)合后發(fā)生的裂變衰變等變化

堆pile-reactor，石墨堆砌-現(xiàn)代復(fù)雜裝置

熱傳熱學(xué)

工工程熱力學(xué)

水力流體力學(xué)1.2分說(shuō)各學(xué)科核鈾-235钚239反應(yīng)中子和核結(jié)合發(fā)生的變化

堆

能使裂變反應(yīng)可控持續(xù)的整個(gè)裝置工程熱力學(xué)四個(gè)定律0平衡態(tài)定義1能量守恒（機(jī)械能和熱能的轉(zhuǎn)化）2熱能的傳遞方向3說(shuō)明熵增即無(wú)序化過(guò)程是不可逆的

傳熱學(xué)主要是三種傳熱方式在不同情況下的過(guò)程熱傳導(dǎo)對(duì)流換熱輻射傳熱流體力學(xué)流體流動(dòng)的規(guī)律質(zhì)量守恒動(dòng)量守恒能量守恒2.1核反應(yīng)堆三種功能生產(chǎn)同位素生產(chǎn)堆中子射線(xiàn)的利用實(shí)驗(yàn)堆熱能利用動(dòng)力堆供熱堆2.2本學(xué)科內(nèi)容堆內(nèi)熱工水力3.1核電站的發(fā)展第一座反應(yīng)堆費(fèi)米1942.12美國(guó)建成第一座實(shí)驗(yàn)核電站1951.12美國(guó)EBR點(diǎn)亮4個(gè)200瓦燈泡世界第一座核電站

1954.6蘇聯(lián)奧布靈斯克核電站5MW

我國(guó)第一座核電站1991.12秦山30MW壓水堆并網(wǎng)發(fā)電世界核電發(fā)展的幾個(gè)階段1954－1960試驗(yàn)階段1961－1969實(shí)用化階段1969－1979：大發(fā)展階段1980－1999：低潮階段2000—現(xiàn)在：逐漸復(fù)蘇全球在建和運(yùn)行中的核電機(jī)組從正在運(yùn)行的核電機(jī)組數(shù)來(lái)看，運(yùn)行機(jī)組數(shù)較多的有：美國(guó)104臺(tái)，法國(guó)58臺(tái)，日本53臺(tái)，英國(guó)35臺(tái)，俄羅斯29臺(tái)，德國(guó)20臺(tái)，烏克蘭16臺(tái)，韓國(guó)15臺(tái)，加拿大14臺(tái)，瑞典12臺(tái)，印度10臺(tái)。西歐和北美國(guó)家核電發(fā)展停滯衰退。亞洲和東歐的一些國(guó)家核電進(jìn)一步發(fā)展。俄羅斯聯(lián)邦已有29座在役的核電機(jī)組和3座在建的核電機(jī)組，還計(jì)劃在圣彼得堡附近再建若干座1500MW的核電廠。中國(guó)、印度、韓國(guó)已經(jīng)明確計(jì)劃要擴(kuò)大核發(fā)電能力。中國(guó)運(yùn)行的核電廠（18臺(tái)機(jī)組）秦山核電站7臺(tái)機(jī)組大亞灣2臺(tái)嶺澳4臺(tái)田灣2臺(tái)寧德1臺(tái)遼寧紅沿河1臺(tái)陽(yáng)江1臺(tái)中國(guó)在建的核電廠（22臺(tái)機(jī)組）陽(yáng)江一期3臺(tái)臺(tái)山2臺(tái)三門(mén)2臺(tái)方家山2臺(tái)福清4臺(tái)海南昌江2臺(tái)防城港一期2臺(tái)連云港2期兩臺(tái)石島灣1臺(tái)海陽(yáng)2臺(tái)在我國(guó)現(xiàn)有的能源結(jié)構(gòu)中，核電僅占2%，計(jì)劃占4%。3.2壓水堆核電站的原理和組成核島系統(tǒng)一回路系統(tǒng)有反應(yīng)堆、主泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和連接管道。還有一些安全和輔助系統(tǒng)專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)和三廢處理系統(tǒng)。常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機(jī)系統(tǒng)、循環(huán)水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)3.3核電站主要廠房布置壓水堆安全殼內(nèi)縱剖面圖4.1反應(yīng)堆的原理與分類(lèi)為了給中子減速，設(shè)置了慢化劑，為了控制中子生產(chǎn)數(shù)量設(shè)置了控制棒，為了冷卻設(shè)置了冷卻劑。按使用目的分類(lèi)生產(chǎn)堆動(dòng)力堆研究堆發(fā)電增值兩用堆按引起核裂變的中子能量分類(lèi)快中子堆中子能量>1MeV中能中子堆0.1MeV>中子能量>0.1eV熱中子堆0.1eV>中子能量>0.0251eV按冷卻劑、慢化劑分類(lèi)輕水堆（壓水堆，沸水堆）重水堆石墨氣冷堆石墨水冷堆鈉冷堆按核燃料在堆內(nèi)分布形式分類(lèi)均勻堆：核燃料、慢化劑、冷卻劑均勻混合在一起非均勻堆：絕大多數(shù)堆型4.2壓水堆結(jié)構(gòu)組成堆芯橫截面圖壓水堆縱剖面圖核燃料組件采用無(wú)盒、帶指形控制組件的棒束型燃料組件。主要結(jié)構(gòu)：棒束＋8個(gè)定位格架+上下管座棒束17×17=289=264+24+1正方形排列:264燃料棒24導(dǎo)向管1中子測(cè)量管燃料元件棒燃料芯塊、包殼、壓緊彈簧、上下端塞幾部分組成。每根棒有271塊燃料芯塊、包殼壁厚0.57mm。元件棒長(zhǎng)3852mm、外徑9.5mm。芯塊區(qū)長(zhǎng)3657.6mm。包殼與芯塊間隙0.17mm。元件棒內(nèi)充2MPa氦氣。燃料芯塊由二氧化鈾粉末經(jīng)冷壓，在1700度下燒結(jié)成圓柱陶瓷體。直徑8.19mm、高13.5mm。控制棒組件結(jié)構(gòu)組成：24跟吸收劑棒＋星形架組件數(shù)目保證：卡棒準(zhǔn)則，功率分布，彈棒事故吸收劑棒黑棒灰棒材料銀－銦－鎘不銹鋼結(jié)構(gòu)：二者相似黑棒束控制組件：24根黑棒灰棒束控制組件：8根黑棒＋16根灰棒可燃毒物組件作用：用于第一燃料循環(huán)，降低硼濃度，保證慢化劑的負(fù)溫度系數(shù)可燃毒物材料：硼玻璃管（B2O3+SiO2）初裝料：48×12(棒)＋18×16(棒)+2×16=896第一次換料時(shí)全部卸出，換阻力塞組件阻力塞組件作用：結(jié)構(gòu)與材料：304不銹鋼，短棒前述各種堆芯相關(guān)組件都含有中子源組件，只有阻力塞組件全部是阻力塞組件5.1核燃料熱物性核燃料：裂變?nèi)剂希衡櫍?35（自然界存在的唯一一種核燃料）鈾－233

钚－239

轉(zhuǎn)換燃料：釷－232

鈾－238轉(zhuǎn)換材料本身雖不易裂變，但在俘獲中子后能轉(zhuǎn)變?yōu)榱炎內(nèi)剂希瑥亩a(bǔ)充裂變?nèi)剂系南?。在反?yīng)堆內(nèi)它們或者與裂變?nèi)剂匣旌鲜褂茫蛘咴诎鼘又袉为?dú)使用核燃料的形態(tài)：固態(tài)：實(shí)際應(yīng)用的核燃料（金屬型、彌散體型和陶瓷型）液態(tài)：還有許多技術(shù)問(wèn)題需要解決，未達(dá)到工業(yè)應(yīng)用的程度UO2陶瓷燃料被制成燒結(jié)的圓柱形燃料小塊（稱(chēng)為燃料芯塊）優(yōu)點(diǎn)：熔點(diǎn)高、深燃耗、高溫和輻照穩(wěn)定性好；在壓水堆正常運(yùn)行條件下對(duì)水的抗腐蝕性能好缺點(diǎn)：導(dǎo)熱性能比較差含UO2彌散體的燃料陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料（熱導(dǎo)率高、耐輻照、耐腐蝕和高溫穩(wěn)定性好）的基體中?；w材料：鋯合金、不銹鋼等缺點(diǎn)：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾（加濃鈾）密度二氧化鈾的理論密度是10.98g/cm3。但實(shí)際制造出來(lái)的二氧化鈾，由于存在孔隙，其密度小于這個(gè)數(shù)值。

加工方法不同，所得二氧化鈾制品的密度也不同。例如，振動(dòng)密實(shí)的二氧化鈾粉末，其密度可達(dá)理論密度的82％—91％；燒結(jié)的二氧化鈾燃料的密度要高一些，可達(dá)理論密度的88％—91％。

熔點(diǎn)未經(jīng)輻照的二氧化鈾熔點(diǎn)的比較精確的測(cè)定值是2805±15℃。輻照以后，隨著固相裂變產(chǎn)物的積累，二氧化鈾熔點(diǎn)會(huì)有所下降，燃耗越深，下降得越多。氧化鈾中氧和鈾的原子比（O/U）的改變，會(huì)影響其熔點(diǎn)的變化。氧鈾原子比為2的二氧化鈾的熔點(diǎn)最高。隨氧鈾原子比值的減小或增加，二氧化鈾的熔點(diǎn)會(huì)下降。O/U1.6861.8031.902.002.022.052.15Christensen測(cè)定25602800274525202400Lambert,Bare測(cè)定2535268127402790256023602360熱導(dǎo)率二氧化鈾的熱導(dǎo)率在燃料元件的傳熱計(jì)算中具有特別重要的意義。因?yàn)閷?dǎo)熱性能的好壞將直接影響二氧化鈾芯塊內(nèi)整體溫度的分布，而溫度則是決定二氧化的鈾物理性能、機(jī)械性能的主要參量，也是支配二氧化鈾中裂變氣體釋放、晶粒長(zhǎng)大等動(dòng)力學(xué)過(guò)程的主要參量。實(shí)驗(yàn)研究表明，二氧化鈾的熱導(dǎo)率強(qiáng)烈地依賴(lài)于它的溫度。此外，燃料的密度、燃耗和氧鈾原子比等對(duì)熱導(dǎo)率也都有明顯的影響。二氧化鈾的熱導(dǎo)率隨燃耗的加深會(huì)不斷變小。未經(jīng)輻照的二氧化鈾的熱導(dǎo)率隨溫度變化主要包殼材料對(duì)包殼材料的要求：中子吸收截面小導(dǎo)熱性能好耐高溫和抗腐蝕機(jī)械性能好等包殼材料：適合作水冷反應(yīng)堆燃料包殼材料的主要是是鋯合金，即Zr-2和Zr-4合金。鋯合金長(zhǎng)期和高溫水接觸會(huì)產(chǎn)生腐蝕。因此，在壓水堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計(jì)中，要求包殼外表面最高一般不超過(guò)350℃。包殼的主要熱物性密度熔點(diǎn)比定壓熱容熱導(dǎo)率熱膨脹系數(shù)冷卻劑對(duì)冷卻劑的要求：沸點(diǎn)高導(dǎo)熱性能好熱容量大熱穩(wěn)定性好無(wú)毒泵耗功低冷卻劑:適宜作動(dòng)力堆的冷卻劑只有輕水、重水、液態(tài)金屬（鈉、鉀及它們的合金）、二氧化碳和氦氣等。輕水優(yōu)點(diǎn)：具有良好的導(dǎo)熱性能比熱