压水堆核电站(2)

1、中子与原子核相互作用 散射反应 弹性散射 非弹性散射 吸收反应慢化 中子在介质中发生弹性和非弹性散射后，降低能量。 热中子： 常温（20）下最可几能量为0.025eV。吸收反应 裂变反应 若激发能很大，复合核分裂成两部分（裂变碎片），同时释放出数个中子 辐射俘获 复合核通过释放光子等粒子失去多余能量返回基态 光子、粒子、质子中子反应截面 反映核反应的概率的大小 微观截面 一个原子核与入射的中子发生核反应的概率 ，单位为靶恩(barn, b) 1b=10-28m2 散射截面、俘获截面、裂变截面、吸收截面 宏观截面 中子与单位体积内给定核素之间的反应概率 =N 单位为cm-1中子注量率 单位体积内

2、中子数与中子速度之积 通常用表示 反应率慢化 慢化剂的条件 平均对数能降大 散射截面s大 吸收截面a小 s代表慢化能力 s / a代表慢化比四种慢化剂比较慢化剂慢化能力/102m-2慢化比H2O1.5370D2O0.1772100Be0.16150石墨0.063170裂变反应 当用中子轰击某些重核素的原子核时，原子核可以分裂成两个中等核（又称为裂变碎片），在少数情况下，原子核还会分裂成三，四块核裂变碎片。 有一些重核还可以发生自发裂变，即在没有外来粒子轰击下，原子核会自行分裂。 裂变 把一个重核分裂成二个质量为约等于初始核一半的裂变碎片的核反应称裂变反应 裂变反应中，首先俘获一个中子并形成一个

3、复合核 经过很短时间后，复合核然后开裂成两个主要碎片，同时放出2-3个中子和能量。 可裂变元素 在中子作用下产生裂变的那些元素。 目前实际在反应堆中可作为燃料使用的只有233U235U 自然存在的，占0.712%239Pu2381239239239920929394UnUNpPu 2321233233233900909192ThnThPaU 增殖元素U235裂变能释放能量形式能量/MeV发射时间裂变碎片动能168瞬发裂变中子动能5瞬发瞬发射线能量7瞬发裂变产物射线衰变能量7缓发裂变产物射线衰变能量8缓发中微子能量12缓发总计207无法利用时间延迟冷却和屏蔽链式裂变反应 裂变中子又会引起周围其它

4、同位素的裂变。在适当的条件下，如此不断继续下去，形成持续的链式裂变反应。 核反应堆就是一种能以可控方式产生自续的链式裂变反应的装置。 它能够以可控的方式使核能释放出来自续裂变反应的条件 依赖于裂变、非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率和消失率之间的平衡关系。有效增殖因数 对给定系统，新生一代的中子数和产生它的直属上一代中子数之比。 k=1临界状态 k1超临界状态直属上一代中子数新生一代中子数k吸收泄漏）率系统内中子的总消失（系统内中子的产生率k裂变产生的中子在慢化过程中的遭遇 k=p fLf Lt K=kLf Lt快中子增殖系数：在无限介质中，有所有能量不同的中子引起裂变所产生的平均中子数与仅

5、有热中子裂变所产生的平均中子数之比逃脱共振俘获概率：中子在慢化过程中，逃脱U238共振吸收的概率热中子利用系数：被燃料吸收的热中子数占到被堆芯所有物质（包括燃料在内）吸收的热中子总数的份额热中子增殖系数：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数快中子不泄漏概率：快中子在慢化过程中不被泄漏的概率热中子不泄漏概率：热中子在扩散过程中的不泄漏概率控制方式 控制棒 强中子吸收体制成， 用于快速控制 硼酸 调节硼浓度控制 均匀，慢速慢化剂温度效应 慢化剂温度变化引起反应性变化的现象，称慢化剂温度效应。慢化剂温度变化1所引起的反应性变化的大小称为慢化剂温度系数，用T表示。 慢化剂温度系数 纯水的负效应

6、溶解毒物的正效应 燃料温度效应 燃料温度效应是由于燃料温度变化引起238U共振截面变化引起的反应性变化，也称多普勒效应。 用表示，总是负值。 多普勒效应是反应堆的一个重要和固有的稳定因素和控制手段。多普勒效应是瞬发的，对功率的变化响应很快，它对反应堆的控制和安全起着十分重要的作用。功率系数和功率亏损 功率系数综合了多普勒系数，慢化剂系数和空泡系数。它表示为功率每变化百分之一时反应性的变化，即/%功率。 它在堆芯寿期内总是负的 在寿期末比其余时间还要负，这主要是由慢化剂系数引起的。 寿期末的延伸运行就利用了这一特点。 积分功率系数为功率亏损。毒物 在核裂变产物中，存在一些热中子吸收截面较大的核素

7、。称这些核素为毒物，它们对反应性的作用称毒效应。 毒物中产额较多，毒效应显著的是135Xe和149Sm。 Xe135135Xe从裂变直接产生的产额很小，Xe0.003 主要是由135I衰变形成的135Xe的消失是通过放射性衰变生成铯或俘获中子成为136Xe。135Cs和136Xe都不俘获中子。 碘坑当反应堆停堆时，135Xe俘获中子消失的途径立即中止，只由放射性衰变继续消失。135Xe的衰变消失速度比135I衰变产生135Xe的速度慢，135Xe的浓度开始增加，一直增加到最大值。然后，135Xe的浓度才开始下降。停堆后135Xe的浓度增加，反应性下降。从135Xe浓度增长到下降的过程，反应性形

8、成一个低谷。由于停堆后的135Xe是由135I衰变产生的，称这个低谷为碘坑。13513513513513501TeIXeCsBanXe136燃耗 一个电功率为1000MW的核电厂每天大约要消耗3kg左右的U-235（或Pu-239）。 燃耗深度1MWd/tUP dm传热学基础知识 基本换热方式 导热 对流 热辐射导热 傅立叶定律dTQFdx TQF积分TQF导热系数热阻R对流换热类型单相流体对流传热两相流体对流传热沸腾冷凝强迫对流传热自然对流传热池式沸腾泡核沸腾过渡沸腾膜态沸腾滴状凝结膜状凝结流动沸腾泡核沸腾过渡沸腾膜态沸腾通过液膜的强迫对流缺液区传热影响对流换热的因素 流体流动的驱动力 流体

9、的流态 流体有无相变发生 流体的物理性质 换热面的几何因素热辐射 物体的辐射能力与温度相关 同一温差下不同温度的辐射与吸收本领也不一样 黑体在同温度的物体中具有最大的辐射和吸收本领4421012111TTq 沸腾传热 沸腾是一种重要的传热机理 在正常运行时，堆芯的热通道也存在局部欠热沸腾。 在反应堆冷却剂系统出现破口而突然卸压时，堆芯中会出现复杂的沸腾工况。 沸腾可以分为池式沸腾流动沸腾热流密度较小的情况热流密度较大的情况沸腾危机 由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降，导致传热壁面温度骤升的现象 发生沸腾危机时的热流密度称为临界热流密度（Critical Heat Flux, CHF） 偏离泡核

10、沸腾DNB：低含汽率，过冷（泡状流） ，PWR 干涸Dryout：高含汽率（环状流），BWR，CANDU DNB比Dryout危险临界热流密度 qDNB 质量流速 进口过冷度 压力 冷却剂的焓 加热表面的粗糙度偏离泡核沸腾比（DNBR） 计算得到的临界热流密度与实际的热流密度的比值DNBqqDNBR 离心泵的特性曲线 管路运行特性曲线 反映流体在管路中压降和流量的关系，由总的位置水头加上随流量变化的压头损失得到。 呈抛物线 工作点 交点泵的汽蚀 可用汽蚀余量NPSHav 必需汽蚀余量NPSHre 要求NPSHavNPSHre反应堆热工 堆芯功率分布 贝塞尔函数 余弦函数00,2.405cosR

11、erzr zJLe 核热管因子（3） 核热管因子的定义：NRNZNNNqRZNLNNNNqRZLFFFFFFFFFF热管的平均热流密度径向核热管因子堆芯平均管的平均热流密度热管的最大热流密度轴向核热管因子热管的平均热流密度堆芯最大热流密度热流量核热管因子堆芯平均热流密度局部峰核热管因子热流量核热管因子热力循环 热力状态参数 卡诺循环 朗肯循环焓 焓是工质的内能和压能之和 随工质转移的能量 H=U+pV卡诺循环 两个定温过程及两个绝热过程组成的理想循环 T2=20C=293.75K T1=260C=533.75K 效率45121ctTTTT1T2卡诺循环的特点 确定了实际热力循环的热效率可以接近的极限值，度量实际热力循环的热力学完善程度。 无法实现缺点 在绝热膨胀末期，蒸汽湿度很高，对动力机不利。 在低温放热终了时，蒸汽未完全凝结，汽水混合物的比容很大，湿蒸汽压缩有困难，且耗功太多。 朗肯循环