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文檔簡介
核反應(yīng)堆熱工水力學(xué)
1.反應(yīng)堆及電站介紹12.堆芯材料及熱源(工程熱力學(xué))2
3.堆芯傳熱7
4.堆芯水力9
5.反應(yīng)堆設(shè)計26.復(fù)習(xí)27.考試1總計241.1解釋題目
核原子核核素
反應(yīng)核與中子結(jié)合后發(fā)生的裂變衰變等變化
堆pile-reactor,石墨堆砌-現(xiàn)代復(fù)雜裝置
熱傳熱學(xué)
工工程熱力學(xué)
水力流體力學(xué)1.2分說各學(xué)科核鈾-235钚239反應(yīng)中子和核結(jié)合發(fā)生的變化
堆
能使裂變反應(yīng)可控持續(xù)的整個裝置工程熱力學(xué)四個定律0平衡態(tài)定義1能量守恒(機(jī)械能和熱能的轉(zhuǎn)化)2熱能的傳遞方向3說明熵增即無序化過程是不可逆的
傳熱學(xué)主要是三種傳熱方式在不同情況下的過程熱傳導(dǎo)對流換熱輻射傳熱流體力學(xué)流體流動的規(guī)律質(zhì)量守恒動量守恒能量守恒2.1核反應(yīng)堆三種功能生產(chǎn)同位素生產(chǎn)堆中子射線的利用實(shí)驗(yàn)堆熱能利用動力堆供熱堆2.2本學(xué)科內(nèi)容堆內(nèi)熱工水力3.1核電站的發(fā)展第一座反應(yīng)堆費(fèi)米1942.12美國建成第一座實(shí)驗(yàn)核電站1951.12美國EBR點(diǎn)亮4個200瓦燈泡世界第一座核電站
1954.6蘇聯(lián)奧布靈斯克核電站5MW
我國第一座核電站1991.12秦山30MW壓水堆并網(wǎng)發(fā)電世界核電發(fā)展的幾個階段1954-1960試驗(yàn)階段1961-1969實(shí)用化階段1969-1979:大發(fā)展階段1980-1999:低潮階段2000—現(xiàn)在:逐漸復(fù)蘇全球在建和運(yùn)行中的核電機(jī)組從正在運(yùn)行的核電機(jī)組數(shù)來看,運(yùn)行機(jī)組數(shù)較多的有:美國104臺,法國58臺,日本53臺,英國35臺,俄羅斯29臺,德國20臺,烏克蘭16臺,韓國15臺,加拿大14臺,瑞典12臺,印度10臺。西歐和北美國家核電發(fā)展停滯衰退。亞洲和東歐的一些國家核電進(jìn)一步發(fā)展。俄羅斯聯(lián)邦已有29座在役的核電機(jī)組和3座在建的核電機(jī)組,還計劃在圣彼得堡附近再建若干座1500MW的核電廠。中國、印度、韓國已經(jīng)明確計劃要擴(kuò)大核發(fā)電能力。中國運(yùn)行的核電廠(18臺機(jī)組)秦山核電站7臺機(jī)組大亞灣2臺嶺澳4臺田灣2臺寧德1臺遼寧紅沿河1臺陽江1臺中國在建的核電廠(22臺機(jī)組)陽江一期3臺臺山2臺三門2臺方家山2臺福清4臺海南昌江2臺防城港一期2臺連云港2期兩臺石島灣1臺海陽2臺在我國現(xiàn)有的能源結(jié)構(gòu)中,核電僅占2%,計劃占4%。3.2壓水堆核電站的原理和組成核島系統(tǒng)一回路系統(tǒng)有反應(yīng)堆、主泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和連接管道。還有一些安全和輔助系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)和三廢處理系統(tǒng)。常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機(jī)系統(tǒng)、循環(huán)水系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)3.3核電站主要廠房布置壓水堆安全殼內(nèi)縱剖面圖4.1反應(yīng)堆的原理與分類為了給中子減速,設(shè)置了慢化劑,為了控制中子生產(chǎn)數(shù)量設(shè)置了控制棒,為了冷卻設(shè)置了冷卻劑。按使用目的分類生產(chǎn)堆動力堆研究堆發(fā)電增值兩用堆按引起核裂變的中子能量分類快中子堆中子能量>1MeV中能中子堆0.1MeV>中子能量>0.1eV熱中子堆0.1eV>中子能量>0.0251eV按冷卻劑、慢化劑分類輕水堆(壓水堆,沸水堆)重水堆石墨氣冷堆石墨水冷堆鈉冷堆按核燃料在堆內(nèi)分布形式分類均勻堆:核燃料、慢化劑、冷卻劑均勻混合在一起非均勻堆:絕大多數(shù)堆型4.2壓水堆結(jié)構(gòu)組成堆芯橫截面圖壓水堆縱剖面圖核燃料組件采用無盒、帶指形控制組件的棒束型燃料組件。主要結(jié)構(gòu):棒束+8個定位格架+上下管座棒束17×17=289=264+24+1正方形排列:264燃料棒24導(dǎo)向管1中子測量管燃料元件棒燃料芯塊、包殼、壓緊彈簧、上下端塞幾部分組成。每根棒有271塊燃料芯塊、包殼壁厚0.57mm。元件棒長3852mm、外徑9.5mm。芯塊區(qū)長3657.6mm。包殼與芯塊間隙0.17mm。元件棒內(nèi)充2MPa氦氣。燃料芯塊由二氧化鈾粉末經(jīng)冷壓,在1700度下燒結(jié)成圓柱陶瓷體。直徑8.19mm、高13.5mm??刂瓢艚M件結(jié)構(gòu)組成:24跟吸收劑棒+星形架組件數(shù)目保證:卡棒準(zhǔn)則,功率分布,彈棒事故吸收劑棒黑棒灰棒材料銀-銦-鎘不銹鋼結(jié)構(gòu):二者相似黑棒束控制組件:24根黑棒灰棒束控制組件:8根黑棒+16根灰棒可燃毒物組件作用:用于第一燃料循環(huán),降低硼濃度,保證慢化劑的負(fù)溫度系數(shù)可燃毒物材料:硼玻璃管(B2O3+SiO2)初裝料:48×12(棒)+18×16(棒)+2×16=896第一次換料時全部卸出,換阻力塞組件阻力塞組件作用:結(jié)構(gòu)與材料:304不銹鋼,短棒前述各種堆芯相關(guān)組件都含有中子源組件,只有阻力塞組件全部是阻力塞組件5.1核燃料熱物性核燃料:裂變?nèi)剂希衡櫍?35(自然界存在的唯一一種核燃料)鈾-233
钚-239
轉(zhuǎn)換燃料:釷-232
鈾-238轉(zhuǎn)換材料本身雖不易裂變,但在俘獲中子后能轉(zhuǎn)變?yōu)榱炎內(nèi)剂?,從而補(bǔ)充裂變?nèi)剂系南?。在反?yīng)堆內(nèi)它們或者與裂變?nèi)剂匣旌鲜褂?,或者在包裹層中單?dú)使用核燃料的形態(tài):固態(tài):實(shí)際應(yīng)用的核燃料(金屬型、彌散體型和陶瓷型)液態(tài):還有許多技術(shù)問題需要解決,未達(dá)到工業(yè)應(yīng)用的程度UO2陶瓷燃料被制成燒結(jié)的圓柱形燃料小塊(稱為燃料芯塊)優(yōu)點(diǎn):熔點(diǎn)高、深燃耗、高溫和輻照穩(wěn)定性好;在壓水堆正常運(yùn)行條件下對水的抗腐蝕性能好缺點(diǎn):導(dǎo)熱性能比較差含UO2彌散體的燃料陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料(熱導(dǎo)率高、耐輻照、耐腐蝕和高溫穩(wěn)定性好)的基體中?;w材料:鋯合金、不銹鋼等缺點(diǎn):基體材料所占百分比大,必須使用濃縮鈾(加濃鈾)密度二氧化鈾的理論密度是10.98g/cm3。但實(shí)際制造出來的二氧化鈾,由于存在孔隙,其密度小于這個數(shù)值。
加工方法不同,所得二氧化鈾制品的密度也不同。例如,振動密實(shí)的二氧化鈾粉末,其密度可達(dá)理論密度的82%—91%;燒結(jié)的二氧化鈾燃料的密度要高一些,可達(dá)理論密度的88%—91%。
熔點(diǎn)未經(jīng)輻照的二氧化鈾熔點(diǎn)的比較精確的測定值是2805±15℃。輻照以后,隨著固相裂變產(chǎn)物的積累,二氧化鈾熔點(diǎn)會有所下降,燃耗越深,下降得越多。氧化鈾中氧和鈾的原子比(O/U)的改變,會影響其熔點(diǎn)的變化。氧鈾原子比為2的二氧化鈾的熔點(diǎn)最高。隨氧鈾原子比值的減小或增加,二氧化鈾的熔點(diǎn)會下降。O/U1.6861.8031.902.002.022.052.15Christensen測定25602800274525202400Lambert,Bare測定2535268127402790256023602360熱導(dǎo)率二氧化鈾的熱導(dǎo)率在燃料元件的傳熱計算中具有特別重要的意義。因?yàn)閷?dǎo)熱性能的好壞將直接影響二氧化鈾芯塊內(nèi)整體溫度的分布,而溫度則是決定二氧化的鈾物理性能、機(jī)械性能的主要參量,也是支配二氧化鈾中裂變氣體釋放、晶粒長大等動力學(xué)過程的主要參量。實(shí)驗(yàn)研究表明,二氧化鈾的熱導(dǎo)率強(qiáng)烈地依賴于它的溫度。此外,燃料的密度、燃耗和氧鈾原子比等對熱導(dǎo)率也都有明顯的影響。二氧化鈾的熱導(dǎo)率隨燃耗的加深會不斷變小。未經(jīng)輻照的二氧化鈾的熱導(dǎo)率隨溫度變化主要包殼材料對包殼材料的要求:中子吸收截面小導(dǎo)熱性能好耐高溫和抗腐蝕機(jī)械性能好等包殼材料:適合作水冷反應(yīng)堆燃料包殼材料的主要是是鋯合金,即Zr-2和Zr-4合金。鋯合金長期和高溫水接觸會產(chǎn)生腐蝕。因此,在壓水堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計中,要求包殼外表面最高一般不超過350℃。包殼的主要熱物性密度熔點(diǎn)比定壓熱容熱導(dǎo)率熱膨脹系數(shù)冷卻劑對冷卻劑的要求:沸點(diǎn)高導(dǎo)熱性能好熱容量大熱穩(wěn)定性好無毒泵耗功低冷卻劑:適宜作動力堆的冷卻劑只有輕水、重水、液態(tài)金屬(鈉、鉀及它們的合金)、二氧化碳和氦氣等。輕水優(yōu)點(diǎn):具有良好的導(dǎo)熱性能比熱
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