核反应堆热工基础-第一章
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
核反应堆热工分析复习
热工复习第二章堆的热源及其分布1. 裂变率：单位时间，单位体积燃料内，发生的裂变次数。
2. 释热率：堆内热源的分布函数和中子通量的分布函数相同3. 热功率：整个堆芯的热功率4. 热功率：计入位于堆芯之外的反射层、热屏蔽等的释热量5. 均匀裸堆：富集度相同的燃料均匀分布在整个活性区内；活性区外面没有反射层6. 堆芯功率的分布及其影响因素：燃料布置、控制棒、水隙及空泡。
7. 控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射：用屏蔽设计的方法计算；控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应。
8. 慢化剂的热源：裂变中子的慢化；吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量；吸收各种γ射线的能量。
热源的分布取决于快中子的自由程10. 9.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种射线11. 停堆后的功率：燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变、裂变产物和中子俘获产物的衰变12. 导热：依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的能量，从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的过程13. 自然对流换热：由流体内部密度梯度引起的流体的运动14. 大容积沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾 15. 流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾16. 沸腾临界：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升 17. 临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度18. 快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤 升；19.慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生 过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。
20. 过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定 核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态 沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小 取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。
核反应堆热工分析
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
影
响
燃料布置
功
率
分
控制棒
布
的
因 水隙及空泡
素
克服办法：采用棒束型控制棒组件
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作 用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功 率，增大了功率分布的不均匀程度
整个堆芯的 热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
R f N f 正比 Nc 1.60211010 Fa Ef N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa (qvVc )106 / Fa
106 E f N f Vc
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
核科学与技术学院
1 核裂变产生能量及其分布
裂变碎片的动能 约占总能量的 84%
裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能，少 量在慢化剂内释 放，通常取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
核科学与技术学院
1 核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取
Ef 200MeV
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 (K0r)
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在 s s，则：
热工基础 第一章 基本概念
������������ = ������������ − ������ ������������ ������ = ������������ − ������������
pg pb p>pb p pv p pb
p=0
p<pb
温度
表示物体冷热程度的物理量。相互接触的物体，当 他们的温度相同时，则表示他们处于热平衡
压力也就是在物理学中的压强(点击)，按照分子 动力学的观点，气体压力是大量分子与容器避免 之间碰撞产生的宏观现象
������ ������ = [������/������2 ] ������
可以用绝对压力、表压力和真空度三种形式表示。
(1) 绝对压力 p
工质的真实压力，为状态参数。
(2) 表压力 pg
������������ = ������������������ ������ (m kg) ������������ ������ = ������������ (1 kmol)
������������ = ������������������ (n kmol)
1.2 状态参数 1.3 平衡状态 1.4 准静态过程及可逆过程 1.5 功和热量
系统中各处压力、温度均匀一致的状态，称为平衡状态。
当系统处于平衡状态的时候，系统中所有的状态参数都有
确定的数值，并且是一个定值。只有处于平衡状态的系统，
它的所有状态参数才会有确定的数值。
如果没有外界影响，平衡状态不会发生破坏，状
有 系 统
限 外 界
孤立系统
合理选择系统是进 行热力系统正确分 析求解的前提
一方面将一个对象抽象 成什么系统
第二方面，系统的边界 在哪
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
《热工基础》第一章
1
第一章 基本概念
本章重点介绍工程热力学中常用的基本 概念，了解和掌握这些基本概念是学习工程 热力学的基础。
1-1 热机、工质、热源与热力系统
热机：
能将热能转换为机械能的机器。如蒸汽 机、蒸汽轮机、燃气轮机、内燃机和喷气发 动机等。
2
3
工质：
实现热能和机械能之间转换的媒介物质。
例如：在活塞式热力机械中，活塞运动的 速度一般在10m/s以内，但气体的内部压力 波的传播速度等于声速，通常每秒数百米， 活塞运动的速度很慢，这类情况就可按准平 衡过程处理。
38
不平衡过程 ：过程中并非每一点都
非常接近于平衡状态
平衡状态1
平衡状态2
39
思考： 准平衡过程和不平衡过程哪个常见？ • 准平衡过程：一般均可视作 • 不平衡过程：会特别说明
36
在系统内外的不平衡势（如压力差、温
度差等）较小、过程进行较慢、弛豫时间非
常短的情况下，可以将实际过程近似地看作
准平衡过程。
非平衡态→近平衡态 时间
在状态参数坐标图上，准平衡过程可以近 似地用连续的实线表示。
p
1
2
v 37
在系统内外的不平衡势（如压力差、温度 差）不是很大的情况下，弛豫时间非常短， 可以将实际过程近似地看做准平衡过程。
（3）可逆过程
如果系统完成了某 一过程之后可以沿原路 逆行回复到原来的状态， 并且不给外界留下任何 变化，这样的过程为可 逆过程。
实际过程都是不可逆过程，如传热、混合、 扩散、渗透、溶解、燃烧、电加热等 。
可逆过程是一个理想过程。可逆过程的
条件：准平衡过程＋无耗散效应。
不可逆过程无法恢复到初始状态？ 错！
第1章核反应堆设计概论
核反应堆热工基础-第二章
4. 传热过程
（1）流体通过壁传热 （2）换热器
5. 流体无量纲物性特征参数
（1）普朗特数（Pr） • 表明流动边界层和热边界层的关系（～δf/ δt ），反 映流体物理性质对对流传热过程的影响。 c Pr a 来自（2）对流换热微分方程
t q x ( ) y 0 hx t y
（3）表面传热系数h
（4）有相变时的对流换 热
凝结换热：膜状凝结、 珠状凝结 沸腾换热： 按加热环境分：大容器沸腾、 管内强制对流沸腾； 按流体温度分： 过冷沸腾（欠热沸腾）、 饱和沸腾； 按传热面上的传热机理分: 泡核沸腾（核态沸腾）、 过渡沸腾、膜态沸腾
工质微观粒子所具有的能量。在分子尺度上它包括分子运动 所具有的内动能和分子间由于相互作用力所具有的内位能。 U=U（T,V）
焓（H）
H=U+pV 单位：J
开口系中，焓是流入（或流出）系统的工质所携带的取决 于热力学状态的总能量。 闭口系中，焓是复合的状态参数。
熵（S）
单位：J/K
表示任何一种能量在空间中分布的混乱（均匀）程度，能 量分布得越混乱（均匀），熵就越大。
4. 反应堆热工水力分析 （1）反应堆热工水力分析的任务 保证反应堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃 料元件内产生的裂变能传送到核电厂的热力系 统，进行能量转换； 在停堆以后也能把衰变热传送出来， 保证反 应堆安全； 在事故工况下，缓解事故的后果； 对核物理设计、机械设计、测量仪表和控制系 统等的设计提出相关设计要求。
6. 热力循环
（1）理想循环：指忽略工作循环中的所有不可逆因素 后仍能近似地反映该类循环的基本特征的理想可 逆循环。 热效率
对于理想循环
式中，Q1为自高温热源获得的热量；Q2为向低温热源放出的热 量。
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反应堆厂房
建设中的反应堆厂房
第 2节
反应堆的分类
（1）按用途分 实验堆：用于实验研究 生产堆：专门用来生产易裂变物质或 聚变物质 动力堆：用作动力源 ？嬗变堆：利用中子核反应处理高放废物
（2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分 热中子堆：En< 1eV 中能中子堆：1eV <En< 1keV 快中子堆： En> 1keV
核燃料必须有较高的富集度（当量富集度达15％～ 35％），而且初装量也很大。在快中子反应堆大规 模商业推广前，必须建造一定数量的先进转换堆或 热中子堆以便为快堆积累工业钚。 堆芯内没有慢化剂，体积小，功率密度高。因此要 求采用传热性能好而慢化性能差的冷却剂，气冷却 在技术上较复杂，还需进行大量研究试验。 燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。由于快中子 辐照注量率也比热中子堆大几十倍，因此对材料的 要求也较苛刻。 快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，所以 快中子堆的控制比较困难。
第3节 压水堆
（Pressurized Water Reactor）
系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃
冷却剂流量：62000 t/h
燃料装量：90 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：1780 ℃
UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5
第7节 快中子增殖堆
（Fast Breeder Reactor）
系统压力：1.4 Mpa 冷却剂入口温度：380℃，出口温度：550℃
冷却剂流量：50000 t/h
燃料装量：19 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：2000 ℃
UO2燃料富集度：10～15% 转化比：1.3
限制快中子堆发展的问题：
压力容器
压力容器
堆内构件
压紧部件
燃料组件
燃料元件（燃料棒）
二氧化铀燃料芯块
定位格架
控制棒组件
可燃毒物组件
阻力塞组件
控制棒驱动机构
控制棒组件
可燃毒物组件
阻力塞组件
蒸汽发生器 结构图
稳压器结构图
主冷却剂泵
结构图
汽轮机
发电机
西屋电气公司 （Westinghouse Electric Corporation） AP1000
浙江三门 山东海阳
法国阿海珐核能集团 (Areva)
EPR
广东台山
第4节 沸水堆
（Boiling Water Reactor）
系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃
冷却剂流量：47000 t/h
燃料装量：140 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：1830 ℃
核反应堆热工基础
教师：刘晓辉
成都理工大学 核技术与自动化工程学院
欧洲某核电厂
日本某核电厂
秦山核电站
第一章 核能发电原理及反应堆概述
第1节 核电厂工作基本原理
火电厂
火电厂
火力发电厂工作原理
核电厂
核电厂工作原理
核电厂结构
核电厂布置
核电厂照片
1. 核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器
（3）按核燃料状态分 固体燃料堆 液体燃料堆
（4）按慢化剂和冷却剂种类分 压水堆 轻水堆（H2O） 沸水堆 重水堆（ D2O ） 石墨气冷堆 钠冷快中子堆 .......
动力核反应堆组成及功能 （1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。 包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、 控制元件、中子源等。 （2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全 地实现启动、停堆、功率调节。 包括：控制棒及其驱动系统等 （3）一回路冷却系统——提供足够的冷却剂 流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动 力产生系统。 包括压力容器、主泵等。
本章结束
UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5
沸水堆核电站工作原理图
沸水堆核电站
沸水堆燃料组件
控制棒
喷射泵循环系统
沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于 加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容 器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性； 放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发 电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修 不便。
通用电气-日立公司 (GE-Hitachi ) ESBWR （经济简化沸水堆 ）
第5节 重水堆
（ Heavy Water Reactor）
系统压力：10 Mpa 冷却剂入口温度：260℃，出口温度：300℃
冷却剂流量：24000 t/h
燃料装量：80 t（电功率500MWe）
最大燃Байду номын сангаас温度：1500 ℃
UO2燃料富集度：0.7%（天然铀） 转化比：0.8
重水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀 同位素分离工厂； 燃料经济性好，转换比较高，可充分利用天然铀； 堆体积大，且需要大量重水，投资较高，发电成本 比轻水堆电站高； 为减少重水泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密 封要求高，制造较复杂； 卸料燃耗较浅，卸料量是同功率压水堆的3倍，结构 材料消耗量和后处理工作量大； 可实现不停堆换料，容量因子较高； 由于燃料富集度低，出现严重事故的后果比其它堆 型轻。
（4）屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保 护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为 动力。 如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统 的正常运行。 包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、 放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷 却、密闭放射性物质，避免环境污染。 如安全壳。
ACR-1000
第6节 石墨气冷堆
（Graphite Gas-cooled Reactor）
系统压力：4～5 Mpa 冷却剂入口温度：330℃，出口温度：750℃
冷却剂流量：5000 t/h
燃料装量：39 t （电功率1000MWe）
最大燃料温度：1400 ℃
UO2燃料富集度：10～90% 转化比：0.7～0.8
高温气冷堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
石墨既作慢化剂，又作燃料元件的结构材料，堆芯 金属结构材料少，中子俘获少，转换比较高； 使用氦气作冷却剂，不会产生次生辐射； 冷却剂出口温度高，电站热效率高； 使用球形燃料，可实现不停堆换料，容量因子较高； 对一回路材料耐热性要求高，技术比较复杂。