反應(yīng)堆熱工第二章

反應(yīng)堆熱工第二章2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院1第1頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2主要內(nèi)容2.1核裂變產(chǎn)生的能量及其分布2.2堆芯功率分布及其影響因素2.3控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中熱量的產(chǎn)生及其分布2.4反應(yīng)堆停堆后的功率釋放第2頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院3主要知識點（1）掌握計算堆芯熱功率的方法掌握堆芯內(nèi)釋熱率的分布情況（典型）掌握影響堆芯內(nèi)功率分布因素理解堆芯內(nèi)其他釋熱產(chǎn)生和分布原理了解其他釋熱計算方法第3頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院4主要知識點（2）掌握反應(yīng)堆停堆后功率變化規(guī)律掌握反應(yīng)堆停堆后功率組成及特點了解反應(yīng)堆停堆后功率計算方法第4頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院5反應(yīng)堆的熱源及其分布一、核裂變產(chǎn)生的能量及其在堆芯內(nèi)的分布熱源來自于可裂變核素的裂變能量每次裂變放出的總能量平均約為200MeV包括緩發(fā)中子的能量，未計及中微子及反中微子的能量所產(chǎn)生熱源的分布與堆型、燃料型式及運行時間等因素有關(guān)第5頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院6裂變能的近似分配裂變能絕大部分在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮軣岫逊蓊~90%壓水動力反應(yīng)堆97.4%沸水反應(yīng)堆96%第6頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院7不同核素釋放裂變能值（重水堆）第7頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院8二、堆芯功率分布及其影響因素裂變率：第8頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院9體積釋熱率：

體積釋熱率是單位時間、單位體積內(nèi)釋放的熱能的度量，也稱為功率密度。要注意的是，體積釋熱率指的是已經(jīng)轉(zhuǎn)化為熱能的能量，并不是在該體積單元內(nèi)釋放出的全部能量，因為有些能量會在別的地方轉(zhuǎn)化為熱能，甚至有的能量根本就無法轉(zhuǎn)化為熱能加以利用。第9頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院10堆芯內(nèi)釋熱率的分布均勻裸堆釋熱率分布：第10頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院11第11頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院12影響堆芯功率分布的因素-1第12頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院13影響堆芯功率分布的因素-2第13頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院14第14頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院15影響堆芯功率分布的因素-3結(jié)構(gòu)材料的吸收效應(yīng)水隙和空泡效應(yīng)第15頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院16影響堆芯功率分布的因素-4第16頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院172023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院17三、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中

熱量的產(chǎn)生和分布控制棒中的熱源及其分布；慢化劑的熱源及其分布；結(jié)構(gòu)材料中的熱源及分布；第17頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院182023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院18

控制棒中的熱源及其分布

材料：

硼、鎘、鉿等，壓水堆一般采用銀-銦-鎘合金或碳化硼控制棒熱源： 1）吸收堆芯γ輻射的熱量；

2）吸收中子,因（n,α）或（n,γ）反應(yīng)所產(chǎn)生的全部或部分熱量；第18頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院192023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院19計算方法：

1、吸收γ射線而釋熱的熱源：與堆芯的結(jié)構(gòu)、控制棒本身的結(jié)構(gòu)、控制棒材料的性質(zhì)以及控制棒在堆芯所處的位置有關(guān)，可用屏蔽設(shè)計的方法來進行計算。

2、因（n,α）或（n,γ）反應(yīng)而釋熱的熱源：

1）算出控制棒在單位時間內(nèi)俘獲的中子數(shù)n（中子/s）釋放出1KJ能量的裂變數(shù)控制棒對中子的吸收系數(shù)，即每次裂變被控制棒吸收的中子數(shù)（中子/裂變）第19頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院202023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院20

2）根據(jù)控制棒所使用的材料判斷控制棒俘獲中子所產(chǎn)生的反應(yīng)是還是

反應(yīng)：由于粒子的射程短，其能量主要為控制棒本身所吸收。

功率：假設(shè)放出的粒子的能量為第20頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院212023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院21

反應(yīng)，射線能譜具有一個范圍，取能譜平均值為，產(chǎn)生的量子數(shù)為，自吸收系數(shù)a（由于的穿透能力強，控制棒本身只能吸收射線的一部分能量），

這一部分功率：MeV/skW第21頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院222023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院22對于由m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(chǎn)生的反應(yīng)類型和放出的能量不同，則控制棒因吸收中子所產(chǎn)生的總釋熱量：第i中材料所吸收的中子數(shù)占控制棒吸收中子總數(shù)的份額

第i中材料每吸收一個中子所產(chǎn)生的能量

為第i種材料的自吸收系數(shù)，視吸收中子后所產(chǎn)生的反應(yīng)而定，若為反應(yīng)，則可取為1第22頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院232023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院23慢化劑中的熱源及其分布熱量組成：裂變中子的慢化、吸收裂變產(chǎn)物放出的粒子的一部分能量、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，因此由它產(chǎn)生的熱源的分布將取決于快中子的平均自由程。

1）當反應(yīng)堆內(nèi)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(yīng)堆），慢化劑中熱源的分布大致與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勻分布。第23頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院242023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院24慢化劑中的體積釋熱率近似表示：均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率

慢化劑的平均密度，堆芯材料的平均密度

快中子宏觀彈性散射面積快中子通量

每次碰撞的平均熱量損失

第24頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院252023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院25快中子的能量

n：快中子慢化成熱中子所需的平均碰撞次數(shù)，

：平均對數(shù)能量縮減

第25頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院26如果冷卻劑和慢化劑是同一種材料（例如水-水堆）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；如果冷卻劑是液體而慢化劑是固體（例如水-石墨堆）則慢化劑的冷卻必須專門考慮第26頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院27結(jié)構(gòu)材料中的熱源及其分布結(jié)構(gòu)材料：包殼、元件盒、定位架、控制棒導(dǎo)向管等熱量來源：幾乎完全由于吸收來自堆芯的各種輻射計算：如果認為對射線的吸收正比于材料的質(zhì)量。則可近似地用下式估算體積釋熱率：堆芯某一位置上的單位體積結(jié)構(gòu)材料吸收射線所釋放的熱量在均勻化處理后堆芯某一位置上的體積釋熱率

結(jié)構(gòu)材料的密度

堆芯材料的平均密度

結(jié)構(gòu)材料中的熱源還與結(jié)構(gòu)材料本身的具體形狀和所處的部位有密切關(guān)系。第27頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院28四、停堆后的功率反應(yīng)堆停堆后的釋熱特點核特性的影響組成剩余裂變產(chǎn)生的功率裂變碎片的衰變功率中子俘獲產(chǎn)物的衰變功率第28頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院29第29頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院30對于某900MW電功率的反應(yīng)堆，其額定熱功率為2895MW。其停堆后一段時間內(nèi)反應(yīng)堆的剩余功率如下：緊急停堆后2分鐘：約120MW1小時：約40MW1天：約16MW1月：約4MW1年：約0.8MW第30頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院31停堆后反應(yīng)堆釋熱功率表達式第31頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院32剩余裂變功率的特點及計算方法第32頁，課件共35頁，創(chuàng)作于2023年2月2023/7/31核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院33裂變產(chǎn)物衰變功率第33頁，課件共35頁，創(chuàng)作于202