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1、反应堆热工第二章2022/10/7核科学与技术学院1第1页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院2主要内容2.1 核裂变产生的能量及其分布核裂变产生的能量及其分布2.2 堆芯功率分布及其影响因素堆芯功率分布及其影响因素2.3 控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生及其分布生及其分布2.4 反应堆停堆后的功率释放反应堆停堆后的功率释放第2页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院3主要知识点（1）掌握掌握计算堆芯热功率的方法计算堆芯热功率的方法掌握掌握堆芯内释热率的分布情况（典型）堆芯内释热率的分布情况
2、（典型）掌握掌握影响堆芯内功率分布因素影响堆芯内功率分布因素理解理解堆芯内其他释热产生和分布原理堆芯内其他释热产生和分布原理了解了解其他释热计算方法其他释热计算方法第3页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院4主要知识点（2）掌握掌握反应堆停堆后功率变化规律反应堆停堆后功率变化规律掌握掌握反应堆停堆后功率组成及特点反应堆停堆后功率组成及特点了解了解反应堆停堆后功率计算方法反应堆停堆后功率计算方法第4页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院5反应堆的热源及其分布一、一、核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布核裂变产生的能量及其在堆芯内的
3、分布热源热源来自于可裂变核素的来自于可裂变核素的裂变能量裂变能量每次裂变放出的总能量每次裂变放出的总能量平均平均约为约为200MeV包括包括缓发中子缓发中子的能量，未计及中微子及反中微子的能量的能量，未计及中微子及反中微子的能量所产生所产生热源热源的分布与的分布与堆型堆型、燃料型式燃料型式及及运行时间运行时间等等因素有关因素有关第5页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院6裂变能的近似分配l裂变能绝大部分在裂变能绝大部分在燃料元件内转变为燃料元件内转变为热能热能l热堆份额热堆份额90%l压水动力反应堆压水动力反应堆97.4%l沸水反应堆沸水反应堆96%第6页，共
4、35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院7不同核素释放裂变能值（重水堆）第7页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院8二、二、堆芯功率分布及其影响因素堆芯功率分布及其影响因素裂变率：裂变率：第8页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院9体积释热率：体积释热率：体积释热率是体积释热率是单位时间单位时间、单位体积单位体积内释放内释放的的热能热能的度量，也称为的度量，也称为功率密度功率密度。要注意的。要注意的是，体积释热率指的是是，体积释热率指的是已经转化为热能的能已经转化为热能的能量量，并不是在该体积单元内释
5、放出的全部能，并不是在该体积单元内释放出的全部能量，因为有些能量会在别的地方转化为热能，量，因为有些能量会在别的地方转化为热能，甚至有的能量根本就无法转化为热能加以利甚至有的能量根本就无法转化为热能加以利用。用。第9页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院10堆芯内释热率的分布均匀裸堆释热率分布：均匀裸堆释热率分布：第10页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院11第11页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院12影响堆芯功率分布的因素-1第12页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/
6、7核科学与技术学院13影响堆芯功率分布的因素-2第13页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院14第14页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院15影响堆芯功率分布的因素-3结构材料的吸收效应结构材料的吸收效应水隙和空泡效应水隙和空泡效应第15页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院16影响堆芯功率分布的因素-4第16页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院172022/10/7核科学与技术学院17三、控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布控制棒中的热源及其分布；
7、控制棒中的热源及其分布；慢化剂的热源及其分布；慢化剂的热源及其分布；结构材料中的热源及分布；结构材料中的热源及分布；第17页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院182022/10/7核科学与技术学院18控制棒中的热源及其分布材料：材料：硼硼、镉、铪、镉、铪等，压水堆一般采用银等，压水堆一般采用银-铟铟-镉合金或碳化镉合金或碳化硼硼控制棒热源：控制棒热源：1 1）吸收堆芯）吸收堆芯辐射的热量；辐射的热量；2 2）吸收中子）吸收中子,因（因（n,n,）或（）或（n,n,）反应所产）反应所产生的全部或部分热量；生的全部或部分热量；第18页，共35页，编辑于2022年
8、，星期五2022/10/7核科学与技术学院192022/10/7核科学与技术学院19计算方法：计算方法：1 1、吸收、吸收射线而释热的热源：与堆芯的结构、控制棒本身的射线而释热的热源：与堆芯的结构、控制棒本身的结构、控制棒材料的性质以及控制棒在堆芯所处的位置有关，结构、控制棒材料的性质以及控制棒在堆芯所处的位置有关，可用可用屏蔽设计的方法屏蔽设计的方法来进行计算。来进行计算。2 2、因（、因（n,n,）或（）或（n,n,）反应而释热的热源：）反应而释热的热源：1 1）算出控制棒在单位时间内俘获的中子数）算出控制棒在单位时间内俘获的中子数n n（中子（中子/s/s）释放出1KJ能量的裂变数 控制
9、棒对中子的吸收系数，即每次裂变被控制棒吸收的中子数（中子/裂变）第19页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院202022/10/7核科学与技术学院202）根据控制棒所使用的材料判断控制棒俘获中子）根据控制棒所使用的材料判断控制棒俘获中子所产生的反应是所产生的反应是 还是还是 反应：由于反应：由于 粒子的射程短，其能量主要粒子的射程短，其能量主要为控制棒本身所吸收。为控制棒本身所吸收。功率：功率：假设放出的 粒子的能量为第20页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院212022/10/7核科学与技术学院21 反应，反应，射线能谱具
10、有一个范围，取能谱平均值为射线能谱具有一个范围，取能谱平均值为 ，产，产生的生的 量子数为量子数为 ，自吸收系数，自吸收系数a（由于（由于 的穿透能力强，控制棒的穿透能力强，控制棒本身只能吸收本身只能吸收 射线的一部分能量），射线的一部分能量），这一部分功率：这一部分功率：MeV/skW第21页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院222022/10/7核科学与技术学院22 对于由对于由m种不同的吸收材料组成的控制棒，且每种材料吸种不同的吸收材料组成的控制棒，且每种材料吸收中子所产生的反应类型和放出的能量不同，则控制棒因吸收中子所产生的反应类型和放出的能量不同，
11、则控制棒因吸收中子所产生的总释热量：收中子所产生的总释热量：第i中材料所吸收的中子数占控制棒吸收中子总数的份额 第第i中材料每吸收一个中子所产生的能量中材料每吸收一个中子所产生的能量 为第i种材料的自吸收系数，视吸收中子后所产生的反应而定，若为 反应，则 可取为1 第22页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院232022/10/7核科学与技术学院23慢化剂中的热源及其分布 热量组成热量组成：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的粒子的一部分能：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的粒子的一部分能量、吸收各种射线的能量。量、吸收各种射线的能量。裂变中子的大部分动能都在初
12、始几次的碰撞中失去，因此由裂变中子的大部分动能都在初始几次的碰撞中失去，因此由它产生的热源的分布将取决于快中子的平均自由程。它产生的热源的分布将取决于快中子的平均自由程。1）当反应堆内快中子的平均自由程很短时（例如以轻水）当反应堆内快中子的平均自由程很短时（例如以轻水作为慢化剂的反应堆），慢化剂中热源的分布大致与中子通量作为慢化剂的反应堆），慢化剂中热源的分布大致与中子通量的分布相同；的分布相同；2）如果平均自由程长，则其热源的分布就接近于均匀分布。）如果平均自由程长，则其热源的分布就接近于均匀分布。第23页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院242022/1
13、0/7核科学与技术学院24慢化剂中的体积释热率近似表示：慢化剂中的体积释热率近似表示：均匀化处理后堆芯某一位置上的体积释热率 慢化剂的平均密度，堆芯材料的平均密度 快中子宏观弹性散射面积 快中子通量 每次碰撞的平均热量损失 第24页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院252022/10/7核科学与技术学院25快中子的能量 n：快中子慢化成热中子所需的平均碰撞次数，：平均对数能量缩减 第25页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院26如果冷却剂和慢化剂是同一种材料（例如水如果冷却剂和慢化剂是同一种材料（例如水-水堆）则水堆）则慢化
14、剂的冷却问题就可以合并在元件的冷却问题中一起慢化剂的冷却问题就可以合并在元件的冷却问题中一起考虑；考虑；如果冷却剂是液体而慢化剂是固体（例如水如果冷却剂是液体而慢化剂是固体（例如水-石墨堆）石墨堆）则慢化剂的冷却必须专门考虑则慢化剂的冷却必须专门考虑 第26页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院27结构材料中的热源及其分布结构材料结构材料：包壳、元件盒、定位架、控制棒导向管等：包壳、元件盒、定位架、控制棒导向管等 热量来源：几乎完全由于吸收来自堆芯的各种热量来源：几乎完全由于吸收来自堆芯的各种 辐射辐射 计算：如果认为计算：如果认为 对射线的吸收正比于材料的质
15、量。则可近似地用对射线的吸收正比于材料的质量。则可近似地用下式估算体积释热率下式估算体积释热率：堆芯某一位置上的单位体积结构材料吸收 射线所释放的热量 在均匀化处理后堆芯某一位置上的体积释热率 结构材料的密度 堆芯材料的平均密度 结构材料中的热源还与结构材料本身的具体形状和所处的部位有密切关系。第27页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院28四、四、停堆后的功率停堆后的功率反应堆停堆后的释热特点反应堆停堆后的释热特点核特性的影响核特性的影响组成组成剩余裂变产生的功率剩余裂变产生的功率裂变碎片的衰变功率裂变碎片的衰变功率中子俘获产物的衰变功率中子俘获产物的衰变功
16、率第28页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院29第29页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院30对于某对于某900MW电功率的反应堆，其额定热功电功率的反应堆，其额定热功率为率为2895MW。其停堆后一段时间内反应堆。其停堆后一段时间内反应堆的剩余功率如下：的剩余功率如下：紧急停堆后紧急停堆后 2分钟：分钟：约约 120MW 1小时：小时：约约 40MW 1天：天：约约 16MW 1月：月：约约 4MW 1年：年：约约 0.8MW第30页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院31停堆后反应堆释
17、热功率表达式停堆后反应堆释热功率表达式第31页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院32剩余裂变功率的特点及计算方法剩余裂变功率的特点及计算方法第32页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院33裂变产物衰变功率裂变产物衰变功率第33页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院34中子俘获反应衰变功率特点中子俘获反应衰变功率特点中子俘获产物主要指中子俘获产物主要指U-238俘获中子生成俘获中子生成U-239俘获产物的衰变指的是俘获产物的衰变指的是U-239衰变为衰变为Np-239衰变过程中释放衰变过程中释放、射线射线考虑到控制棒以及堆内材料辐射俘获衰变热1.1N第34页，共35页，编辑于2022年，星期五2022/10/7核科学与技术学院35反应堆紧急停堆后的功率、热流密度反应堆紧急停堆后的功率、热流密度第35页，共35页，编辑于2022年，星期五