反应堆工程学复习总结.pdf

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1、反应堆工程学复习总结 反应堆工程学复习总结 第一章 1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆 按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较

2、：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。（5）由于沸水堆采用直

3、接循环，给设计、运行、维修都带来不便。总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力 混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。8、快中子增殖堆：堆内不需慢化剂。

4、利用快中子增殖堆可利用热中子反应堆积压下来的大量低品位铀矿。钠冷快堆（LMFBR）：池式和回路式两种。气冷快中子增殖堆（GCFR）9、下一代核电厂的要求：（1）电厂的安全必须与人的操作错误无关，（2）在任何情况下，电厂不会泄露出威胁人类和环境的放射性物质，（3）电场的可靠性只能建立在单纯的自然规律之上，而不依赖复杂的工程设计，（4）当故障发生时，电厂必须能够自动停堆，（5）即使丧失冷却剂，反应堆堆芯也绝对不会熔化，（5）反应堆必须对化学爆炸和着火不敏感。10、动力反应堆的发展趋势：（1）结合电网容量大小，发达国家继续发展大容量核电机组，以降低比投资。电网容量较小的国家或地区采用中小机组为宜。（

5、2）对非能动的安全性给予极大重视。（3）简化设备和系统，提高标准化、模块化程度，缩短建造周期。（4）改善燃料循环，提高资源利用率，加强废物管理。11、压水堆电厂运行及事故工况分类：（1）工况正常运行，是指在启动、调试、功率运行、换料、维护或检修过程中所预计到的经常性或定期出现的工况。工况事件引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的阈值。（2）工况中等频率事故，是指电厂在每年内都可能发生的预计运行事件或一般事故。在工况下最多要求反应堆停堆，但采取校正措施后，即能恢复运行。（3）工况稀有事故，是指在核电厂规定寿期内可能会出现的频率很低的事故。（4）工况极限事故，是指在核电厂规定期限内预计不会发生的

6、假象事故。这类事故可能会放出大量放射性物质，它代表了设计的极限情况，使最严重的工况。在此工况下，释放到周围环境的放射性裂变产物不应超过国家规定的剂量标准，不会对居民的健康和安全造成过度的危害。12、设计步骤：选型方案设计初步设计技术设计施工设计。第二章反应堆材料 1、对核燃料的要求：（1）热导率高（2）抗辐照能力强，以达到高的燃耗（3）燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂有抗腐蚀能力。（4）熔点高，且在低于熔点时不发生有害的相变。（5）机械性能好，易于加工。2、固体核燃料分类：金属型燃料、陶瓷型燃料和弥散型燃料。（1）陶瓷型燃料：优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照下尺寸变化很小，因此能达

7、到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。缺点：导热性能差（代表：二氧化铀，碳化铀及氮化铀等）（2）弥散型燃料：优点：具有高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀，可承受比合金燃料更高的燃耗。缺点：必须采用富集铀。3、对慢化剂的要求：（1）中子吸收截面小，质量数低，散射截面大（2）热稳定性及辐射稳定性好（3）传热性能好（4）密度高（5）价廉易得。常用固体慢化剂：石墨、铍及氧化铍等；液体慢化剂为普通水和重水。4、对冷却剂性能的要求与反应堆类型有关，通常具有以下特性：（1）中子吸收和感生放射性小（2）高的沸点和低的熔点（3）高的比热，唧送功率低（4）热导率大（

8、5）有良好的热和辐照稳定性（6）和系统其他材料相容性好（7）价格便宜。常用的液态冷却剂：轻水、重水及液态金属钠或纳钾合金等。气态冷却剂有：氦、二氧化碳等。5、对结构材料的要求随反应堆型式和反应堆内的具体用途而变化。常用的结构材料有：（1）铝、镁及它们的合金（2）锆 在高温下，锆易与水或蒸汽发生锆水反应产生氢脆现象。锆水反应生成氢气，当锆中含氢量超过溶解度时，即以氢化锆形式在晶界或晶面上析出，使锆的脆性增加，即氢脆现象。（3）不锈钢（4）镍基合金（价格较贵）（5）碳钢（6）混凝土 6、对控制材料的要求：有效地吸收多余中子，抗腐蚀，化学和尺寸稳定性好；足够的机械强度；良好的热导性；价廉易得；容易加

9、工。常用的控制材料：铪、镉、银铟镉、硼及稀有元素等。第三章反应堆物理 1、反应堆物理设计准则：（1）在满功率时，核功率峰因子和焓升核热通道因子不得超过预先规定的设计 限值。（2）在热态零功率和功率运行中，慢化剂温度下属和燃料温度（多普勒）系数应该是负值。（3）反应性控制能在任何运行包括最大价值的一格控制棒组件卡于全提升位置（卡棒准则）工况下保证安全停堆。（4）装备足够的燃料以保证燃料循环卸料比燃耗达到预定值，而燃料的最大比燃耗不超过设计限值。（5）为使燃料元件及一回路系统部件的承压件不受破坏，由各种因素（如控制棒）所引入的最大反应性速率不超过规定的限值。（6）堆芯对于总功率输出具有固有的稳定性

10、；在恒定功率输出情况下，堆芯如果发生空间氙振荡，应易于探测并有效地抑制。2、影响功率分布的因素：（1）反射层。堆芯周围布置反射层展平了堆芯的中子注量率分布，堆芯的功率分布也趋于均匀。（2）燃料装载及燃耗。通常采用燃料富集度非均一装载方式。（3）控制棒。控制棒布置合理，可展平径向中子注量率的分布。插入控制棒对轴向功率分布会带来不利影响。（4）结构材料和水隙。（5）温度场。水的局部密度降低使慢化能力减小。（6）燃料元件的自屏效应。总之，堆芯功率分布十岁燃料装载、燃耗、控制棒布置及温度反馈效应等而变化的。而且由于在堆芯燃料循环寿期内燃料的消耗和新核素的产生，堆芯的功率分布不仅随空间而且还随时间而变化

11、。3、热流密度核热点因子（核功率峰因子）=堆芯最大局部功率密度/堆芯平均功率密度。4、焓升核热通道因子=堆芯最大燃料棒功率/堆芯平均燃料棒功率=热通道冷却剂焓升/平均通道冷却剂焓升。5、燃耗：表示反应堆所装载的核燃料再运行过程中由于裂变而造成的消耗，通常以单位燃料装载质量所发出的能力（MWd/t）作为燃耗的度量，成为比燃耗。6、裂变产物的中毒：随着反应堆的运行，裂变产物不断积累，有的裂变产物有很大的中子吸收截面，会使中子的有害吸收增加，使有效增殖系数 keff 明显地下降。裂变产物对反应性的影响称为中毒效应。由图 3.23 可知，当反应堆启动 3040h，氙-135 的产生率和消失率基本相同，

12、浓度达平衡值。这时的中毒成为平衡中毒。若反应堆在高功率情况下运行一段时候见突然停堆，则中子注量率就立刻下降到零，在高功率运行时氙-135 主要依靠吸收中子而消失，停堆后氙-135 依靠吸收中子而消失的条件已不存在，只能通过自身衰变而消失。另一方面碘-135衰变成氙-135有一段滞后时间，即停堆后碘-135 仍不断衰变而产生氙-135。因此堆内氙-135 浓度增大，直到停堆后 10h 左右达最大值。这时，碘-135 已经衰变得差不多了，因而氙-135就以9.2h的半衰期进行衰变使其浓度减小，大约经过5070h才基本衰变完。在反应堆突然停堆后氙毒积累的这段时间内，由于氙浓度增加而反应性下降。当氙毒

13、积累达到最大值时，使反应堆的反应性达最低值，这种现象称为“碘坑”在“碘坑”期间内应尽量避免反应堆的重新启动。7、反应性系数（1）反应性温度系数 具有负温度系数的反应堆具有内在的稳定性。1）燃料温度系数。燃料温度变化时，由于多普勒温度展宽的变化，使得中子逃脱共振吸收概率变化。当温度升高时，由于多普勒效应，共振吸收增加，逃脱共振吸收概率减小。燃料温度系数是负的。燃料温度系数值的大小与燃料成分有关，因此随燃耗而变化。2）慢化剂温度系数 在液体作慢化剂和冷却剂的轻水堆中，慢化剂温度上升则密度下降，单位体积内原子核数目减少，慢化能力降低，使逃脱共振几率减小，导致负的慢化剂温度系数。同时，由于慢化剂密度减

14、小，扩散长度和中子年龄都增大，引起中子泄露增加，也是 keff 减小。虽然慢化剂密度减小，会使热中子利用系数略有增加，但这一贡献与以上两项比较起来要小。综上所述，漫画集温度系数是负的。轻水堆中，慢化剂温度系数一般要比燃料温度系数约大一个量级。必须使初始热态硼浓度限制在一定水平以下，才能保证运行温度下慢化剂温度系数保持负值。3）反应性空泡系数 4）反应性功率系数 5）反应性压力系数。8、反应性控制（1）反应性控制的任务：1）启动、停堆、改变功率；2）补偿过剩反应性；3）维持功率水平；4）保证反应堆安全（2）反应堆控制方法及方式：方法：改变 keff 方式：1）改变核燃料含量；2）改变中子慢化性能

15、；3）改变中子泄露损失；4）改变堆内中子吸收（包括：控制棒、化学补偿及固体可燃毒物）第五章堆内热量的产生与输送 1、两相流的流型和形式 流型与系统的压力、流量、含汽量、壁面的热流量以及通道的几何形状和流动方位有关。在垂直向上流动的加热通道中，一般可以分为以下四种流型。（1）泡状流：液相是连续相，汽相以小汽泡的形式弥散在液相中。其特点是汽泡的直径比通道的直径小得多，不切断通道截面。这种流型一般发生在欠热沸腾区和饱和沸腾低含汽量区。（2）塞状流：通道中汽泡更多，小汽泡合并成大汽泡，使汽泡直径接近通道直径。这种流行实际上是泡状流和环状流的过渡状态，一般出现在饱和沸腾区的中等含汽量区。（3）环状流：液

16、相沿通道壁形成一个环状连续流，液相中有小汽泡。汽相在通道中心部分以连续相流动。它只出现在过冷的稳定膜态沸腾工况。（4）雾状流：通道中汽相占了流体的绝大部分并且成了连续相，而液相以液滴形式弥散在汽相中。2、沸腾传热和临界热流密度 无论是欠热沸腾或饱和沸腾，按照传热面上的传热机理可分为：泡核沸腾、过渡沸腾和膜态沸腾。当达到泡核沸腾（之前服从单相对流规律）之后，传热系数增大，随着 Tw-Ts（壁温-饱和温度）的增大，表面热流密度很快增大。到 C点时，由于加热面上逸出的汽泡太多，以致阻碍了液体的补充，于是在加热面上开始形成汽膜，传热系数大幅度下降，从而使传热性能恶化，加热面温度骤升。这种物理现象称为沸

17、腾临界。这时便从泡核沸腾转变到过渡沸腾。这种工况下的加热面热流密度称为临界热流密度（）。这样的临界热流密度是在欠热沸腾或含汽量较低的饱和沸腾工况下发生的，又称“偏离泡核沸腾热流密度”。第六章流体动力学 1、流体压降：1）等截面直通道压降：提升压降、加速压降、摩擦压降。2）局部压降 2、流动不稳定性（1）水动力不稳定性：系统内的流露会发生非周期性的漂移。输入的热流密度越大，这种现象越明显。（2）并联通道不稳定性（3）流型不稳定性 发生在泡-塞状流转变到环状流的过渡状态下出现。（4）动力学不稳定性：又称密度波不稳定性。（5）热振荡 第七章反应堆稳态热工设计 1、热工设计准则：（1）燃料芯块内最高温

18、度应低于其相应燃耗下的熔化温度。（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。为保证燃料元件的完整性，在设计超功率及在可预计到的动态运行过程中，均不应低于规定的限值。（3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。（4）在稳态和可预计的动态运行过程中，不允许发生流动不稳定性。2、热流密度工程热点因子=堆芯热点最大热流密度/堆芯标称最大热流密度 3、焓升工程热通道因子=堆芯通道最大焓升/堆芯标称最大焓升。4、DNBR=用公式计算得到的某点临界热流密度/该点的实际热流密度。整个堆芯中 DNBR 的最小值称为最小偏离泡核沸腾比（也称最小烧毁比）M

19、DNBR。第十一章燃料元件设计 1、设计准则：1）在堆运行条件下，燃料元件包壳必须是自立的。2）在整个设计寿期内，燃料元件包壳不应发生蠕变坍塌。3）设计寿期末，燃料元件的内部气体压力应低于冷却剂工作压力。4）最热燃料芯块的中心温度应低于二氧化铀的熔点。5）在整个设计寿期内，包壳的应力应低于考虑了温度和中子辐照影响的材料屈服强度。6）在整个设计寿期内，包壳周向弹性加塑性应变不得超 1%。7）包壳运行累积的应变疲劳循环次数应低于设计的应变疲劳次数。8）设计寿期末，包壳的最大腐蚀深度应小于包壳壁厚的 10%。9）设计寿期末，包壳按壁厚平均的最大含氢量不大于 25010-6。10）燃料元件内每立方厘米

20、自由冷空间的含水量应低于 2mg。2、燃料在反应堆中经历的过程 1）热膨胀 2）燃料肿胀 3）蠕变和热压缩 4）燃料的密实化5）燃料芯块的破裂 6）裂变气体的释放 3、包壳的主要作用：1）保证燃料棒形状和尺寸稳定性 2）包容裂变产物，以免污染一次回路3）防止燃料芯块与高温水直接接触而产生腐蚀或浸蚀 4）抑制燃料芯块的辐照肿胀。其他：1、核岛八大件：堆芯、压力容器、主泵、稳压器、蒸汽发生器、安全壳？2、三大功能：余热排出、包容放射性产物？循环倍率：在两相流中,循环倍率是指两相介质的总质量与气（或汽）相介质质量之比;在自然循环蒸汽发生器中指二次侧水需要经过几次循环流动才能完全变为干饱和蒸汽.K=G/D（G 为两相介质总质量，D 为汽相质量）