壓水堆核電站(2)

1、中子與原子核相互作用 散射反應 彈性散射 非彈性散射 吸收反應慢化 中子在介質中發(fā)生彈性和非彈性散射后，降低能量。 熱中子： 常溫（20）下最可幾能量為0.025eV。吸收反應 裂變反應 若激發(fā)能很大，復合核分裂成兩部分（裂變碎片），同時釋放出數個中子 輻射俘獲 復合核通過釋放光子等粒子失去多余能量返回基態(tài) 光子、粒子、質子中子反應截面 反映核反應的概率的大小 微觀截面 一個原子核與入射的中子發(fā)生核反應的概率 ，單位為靶恩(barn, b) 1b=10-28m2 散射截面、俘獲截面、裂變截面、吸收截面 宏觀截面 中子與單位體積內給定核素之間的反應概率 =N 單位為cm-1中子注量率 單位體積內

2、中子數與中子速度之積 通常用表示 反應率慢化 慢化劑的條件 平均對數能降大 散射截面s大 吸收截面a小 s代表慢化能力 s / a代表慢化比四種慢化劑比較慢化劑慢化能力/102m-2慢化比H2O1.5370D2O0.1772100Be0.16150石墨0.063170裂變反應 當用中子轟擊某些重核素的原子核時，原子核可以分裂成兩個中等核（又稱為裂變碎片），在少數情況下，原子核還會分裂成三，四塊核裂變碎片。 有一些重核還可以發(fā)生自發(fā)裂變，即在沒有外來粒子轟擊下，原子核會自行分裂。 裂變 把一個重核分裂成二個質量為約等于初始核一半的裂變碎片的核反應稱裂變反應 裂變反應中，首先俘獲一個中子并形成一個

3、復合核 經過很短時間后，復合核然后開裂成兩個主要碎片，同時放出2-3個中子和能量。 可裂變元素 在中子作用下產生裂變的那些元素。 目前實際在反應堆中可作為燃料使用的只有233U235U 自然存在的，占0.712%239Pu2381239239239920929394UnUNpPu 2321233233233900909192ThnThPaU 增殖元素U235裂變能釋放能量形式能量/MeV發(fā)射時間裂變碎片動能168瞬發(fā)裂變中子動能5瞬發(fā)瞬發(fā)射線能量7瞬發(fā)裂變產物射線衰變能量7緩發(fā)裂變產物射線衰變能量8緩發(fā)中微子能量12緩發(fā)總計207無法利用時間延遲冷卻和屏蔽鏈式裂變反應 裂變中子又會引起周圍其它

4、同位素的裂變。在適當的條件下，如此不斷繼續(xù)下去，形成持續(xù)的鏈式裂變反應。 核反應堆就是一種能以可控方式產生自續(xù)的鏈式裂變反應的裝置。 它能夠以可控的方式使核能釋放出來自續(xù)裂變反應的條件 依賴于裂變、非裂變吸收和泄漏等過程中中子的產生率和消失率之間的平衡關系。有效增殖因數 對給定系統(tǒng)，新生一代的中子數和產生它的直屬上一代中子數之比。 k=1臨界狀態(tài) k1超臨界狀態(tài)直屬上一代中子數新生一代中子數k吸收泄漏）率系統(tǒng)內中子的總消失（系統(tǒng)內中子的產生率k裂變產生的中子在慢化過程中的遭遇 k=p fLf Lt K=kLf Lt快中子增殖系數：在無限介質中，有所有能量不同的中子引起裂變所產生的平均中子數與僅

5、有熱中子裂變所產生的平均中子數之比逃脫共振俘獲概率：中子在慢化過程中，逃脫U238共振吸收的概率熱中子利用系數：被燃料吸收的熱中子數占到被堆芯所有物質（包括燃料在內）吸收的熱中子總數的份額熱中子增殖系數：燃料每吸收一個熱中子所產生的平均裂變中子數快中子不泄漏概率：快中子在慢化過程中不被泄漏的概率熱中子不泄漏概率：熱中子在擴散過程中的不泄漏概率控制方式 控制棒 強中子吸收體制成， 用于快速控制 硼酸 調節(jié)硼濃度控制 均勻，慢速慢化劑溫度效應 慢化劑溫度變化引起反應性變化的現象，稱慢化劑溫度效應。慢化劑溫度變化1所引起的反應性變化的大小稱為慢化劑溫度系數，用T表示。 慢化劑溫度系數 純水的負效應

6、溶解毒物的正效應 燃料溫度效應 燃料溫度效應是由于燃料溫度變化引起238U共振截面變化引起的反應性變化，也稱多普勒效應。 用表示，總是負值。 多普勒效應是反應堆的一個重要和固有的穩(wěn)定因素和控制手段。多普勒效應是瞬發(fā)的，對功率的變化響應很快，它對反應堆的控制和安全起著十分重要的作用。功率系數和功率虧損 功率系數綜合了多普勒系數，慢化劑系數和空泡系數。它表示為功率每變化百分之一時反應性的變化，即/%功率。 它在堆芯壽期內總是負的 在壽期末比其余時間還要負，這主要是由慢化劑系數引起的。 壽期末的延伸運行就利用了這一特點。 積分功率系數為功率虧損。毒物 在核裂變產物中，存在一些熱中子吸收截面較大的核素

7、。稱這些核素為毒物，它們對反應性的作用稱毒效應。 毒物中產額較多，毒效應顯著的是135Xe和149Sm。 Xe135135Xe從裂變直接產生的產額很小，Xe0.003 主要是由135I衰變形成的135Xe的消失是通過放射性衰變生成銫或俘獲中子成為136Xe。135Cs和136Xe都不俘獲中子。 碘坑當反應堆停堆時，135Xe俘獲中子消失的途徑立即中止，只由放射性衰變繼續(xù)消失。135Xe的衰變消失速度比135I衰變產生135Xe的速度慢，135Xe的濃度開始增加，一直增加到最大值。然后，135Xe的濃度才開始下降。停堆后135Xe的濃度增加，反應性下降。從135Xe濃度增長到下降的過程，反應性形

8、成一個低谷。由于停堆后的135Xe是由135I衰變產生的，稱這個低谷為碘坑。13513513513513501TeIXeCsBanXe136燃耗 一個電功率為1000MW的核電廠每天大約要消耗3kg左右的U-235（或Pu-239）。 燃耗深度1MWd/tUP dm傳熱學基礎知識 基本換熱方式 導熱 對流 熱輻射導熱 傅立葉定律dTQFdx TQF積分TQF導熱系數熱阻R對流換熱類型單相流體對流傳熱兩相流體對流傳熱沸騰冷凝強迫對流傳熱自然對流傳熱池式沸騰泡核沸騰過渡沸騰膜態(tài)沸騰滴狀凝結膜狀凝結流動沸騰泡核沸騰過渡沸騰膜態(tài)沸騰通過液膜的強迫對流缺液區(qū)傳熱影響對流換熱的因素 流體流動的驅動力 流體

9、的流態(tài) 流體有無相變發(fā)生 流體的物理性質 換熱面的幾何因素熱輻射 物體的輻射能力與溫度相關 同一溫差下不同溫度的輻射與吸收本領也不一樣 黑體在同溫度的物體中具有最大的輻射和吸收本領4421012111TTq 沸騰傳熱 沸騰是一種重要的傳熱機理 在正常運行時，堆芯的熱通道也存在局部欠熱沸騰。 在反應堆冷卻劑系統(tǒng)出現破口而突然卸壓時，堆芯中會出現復雜的沸騰工況。 沸騰可以分為池式沸騰流動沸騰熱流密度較小的情況熱流密度較大的情況沸騰危機 由于沸騰機理的變化引起傳熱系數陡降，導致傳熱壁面溫度驟升的現象 發(fā)生沸騰危機時的熱流密度稱為臨界熱流密度（Critical Heat Flux, CHF） 偏離泡核

10、沸騰DNB：低含汽率，過冷（泡狀流） ，PWR 干涸Dryout：高含汽率（環(huán)狀流），BWR，CANDU DNB比Dryout危險臨界熱流密度 qDNB 質量流速 進口過冷度 壓力 冷卻劑的焓 加熱表面的粗糙度偏離泡核沸騰比（DNBR） 計算得到的臨界熱流密度與實際的熱流密度的比值DNBqqDNBR 離心泵的特性曲線 管路運行特性曲線 反映流體在管路中壓降和流量的關系，由總的位置水頭加上隨流量變化的壓頭損失得到。 呈拋物線 工作點 交點泵的汽蝕 可用汽蝕余量NPSHav 必需汽蝕余量NPSHre 要求NPSHavNPSHre反應堆熱工 堆芯功率分布 貝塞爾函數 余弦函數00,2.405cosR

11、erzr zJLe 核熱管因子（3） 核熱管因子的定義：NRNZNNNqRZNLNNNNqRZLFFFFFFFFFF熱管的平均熱流密度徑向核熱管因子堆芯平均管的平均熱流密度熱管的最大熱流密度軸向核熱管因子熱管的平均熱流密度堆芯最大熱流密度熱流量核熱管因子堆芯平均熱流密度局部峰核熱管因子熱流量核熱管因子熱力循環(huán) 熱力狀態(tài)參數 卡諾循環(huán) 朗肯循環(huán)焓 焓是工質的內能和壓能之和 隨工質轉移的能量 H=U+pV卡諾循環(huán) 兩個定溫過程及兩個絕熱過程組成的理想循環(huán) T2=20C=293.75K T1=260C=533.75K 效率45121ctTTTT1T2卡諾循環(huán)的特點 確定了實際熱力循環(huán)的熱效率可以接近的極限值，度量實際熱力循環(huán)的熱力學完善程度。 無法實現缺點 在絕熱膨脹末期，蒸汽濕度很高，對動力機不利。 在低溫放熱終了時，蒸汽未完全凝結，汽水混合物的比容很大，濕蒸汽壓縮有困難，且耗功太多。 朗肯循環(huán)