核反应堆及其工作原理

核反应堆及其工作原理
核反应堆及其工作原理

核反应堆及其工作原理

日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶,网上各种瞎扯的消息铺天盖地,与其在假消息中挣扎,倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西?它的工作原理是怎样的?今天我们就来图解福岛核电站故障。

核反应堆相关词汇表:

core 核心

control rod s 控制棒

reactor vessel反应堆

suppression pool 抑压池

primary containment vessel 第一层安全壳(反应堆外壳)

secondary containment building 第二层安全壳

turbine涡轮

condenser冷凝器

backup steam generator备用蒸汽发电机

Normal operation

正常状态

In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.

The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel.

反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳(第一层安全壳)保护着,另外还配有一个蓄水库,防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure.

当核心过热时,抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开,水蒸气就能进入抑压池内冷凝,减缓压力过大造成的危险。

Earthquake damage

地震时

The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted.

周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应,而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后,不得不启用第二套柴油发电机。

Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water.

自地震以来,由于冷却用水的缺少,1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。

Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入,但是核心需要好几天时间来冷却。

Trying to cool the reactors

尝试冷却反应堆

Cores in units 1, 2 and 3 heated up to the extent that the zirconium covering the fuel reacted with steam, releasing hydrogen gas. Hydrogen collected in the secondary containment buildings, where it exploded, blowing the tops off units 1 and 3, and damaging the cooling system of unit 2.

1、2、3号反应堆核心的温度升高到了一定程度,使得覆盖在燃料棒上的锆元素与水蒸气产生了反应,释放出了氢气。氢气在第二层安全壳内聚集,最终爆炸,将1号和3号的顶盖炸飞,损毁了2号的冷却系统。Primary containment vessels in units 1 and 3 are reportedly intact, but a structure in unit 2 has cracked, preventing water from fully covering the core.

报道中称1号和3号的反应堆外壳是完好的,但是2号反应堆中的某个构架被炸坏了,致使水无法完全淹没核心。

Attempting to cool the cores, engineers are flooding cores and their containment vessels with seawater and boric acid, which acts to dampen fission reactions.

为了冷却核心,工程师们灌入掺了硼酸的海水,让核心及安全壳浸没在其内,以起到抑制裂变反应的作用。

Two worst-case scenarios

两种最坏的情况

If engineers are unable to cool a damaged fuel core, enriched uranium can melt into a pool of radioactive lava. The meltdown can burn its way out of the containment vessel or send radioactive steam out through cracks in the system.

如果工程师们无法成功冷却受损燃料核心,浓缩铀会像一滩具有放射性的熔岩,烧穿安全壳,或者让具有放射性的水蒸气从系统裂缝流入外界。

Cooling the spent fuel is critical, for if it becomes exposed, a zirconium fire can break out and spew massive amounts of radiation.

冷却用过的核燃料至关重要,因为一旦它暴露在外,就可能引发锆火灾,从而排放出大量放射物质。According to nuclear analyst Kenneth D. Bergeron, the containment vessels at Daiichi are stronger than Chernobyl but not as robust as Three Mile Island.

据核分析师Kenneth D. Bergeron所言,日本福岛第一核电站的安全壳的结实程度比切尔诺贝利的好,却没三里岛的好。

关于切尔诺贝利、三里岛以及这次福岛的核泄漏事故对比,来引用微博网友“功夫猫”的一句经典总结:

举个例子来说,切尔诺贝利那是坐便器和厕所都炸了,溅人一身;三里岛那个是下水道里面冒个泡,厕所里面一股臭气,但是没跑到厕所外面;福岛这个是厕所里面不断冒泡硫化氢太多炸了,臭气大量外溢,但是屎还没出来。。。

核反应堆物理分析习题答案

1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数,分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。 解:不难得出,2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系: 2 2 2H O H O H H O O σξσξσξ?=?+? 即 2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+?=?+? 2 (2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=?+?+ 查附录3,可知平均对数能降: 1.000H ξ=,0.120O ξ=,代入计算得: 2 (220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=??+??+= 可得平均碰撞次数: 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H O N E E ξ ===≈ 2.设 ()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。 假定在C 系中散射是各向同性的,求()f d υυυ''→的表达式,并求一次碰撞后的平均速 度。 解: 由: 21 2 E m υ'= ' 得: 2dE m d υυ'='' ()(1)dE f E E dE E α' →''=- - E E E α≤'≤ ()f d υυυ''→=2 2,(1)d υυαυ '' -- αυυυ≤'≤ ()f d αυ υ υυυυ= '→'' 322(1)3(1)υ αα= -- 6.在讨论中子热化时,认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子,经过弹性散射慢化二来的。设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布,试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区,(1)散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;(2)散射到能量区间1g g g E E E -?=-的中子数g Q 。 解:(1)由题意可知: ()()()()c E s Q E E E f E E dE φ∞ = ∑'''→'? 对于氢介质而言,一次碰撞就足以使中子越过中能区,可以认为宏观截面为 常数: /()()()c E S E Q E E f E E dE α φ= ∑''→'?

国际热核聚变实验堆项目 《国际热核聚变实验反应堆计划》阅读答案

国际热核聚变实验堆项目《国际热核聚变实验反应堆计划》 阅读答案 【--营销计划】 国际热核聚变实验反应堆计划简称“国际热核计划”,俗称“人造太阳”计划,因为它的原理类似太阳发光发热,即在上亿摄氏度的超高温条件下,利用氢的同位素氘、氚的聚变反应释放出核能。氘和氚可以从海水中提取,核聚变反应不产生温室气体及核废料。由于原料取之不尽,以及不会危害环境,核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在。 国际热核计划采用的是可控热核聚变能,它的研究分惯性约束和磁约束两种途径。惯性约束是利用超高强度的激光在极短时间内辐射靶板来产生聚变。磁约束是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性,构造一个特殊的磁容器,建成聚变反应堆,在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温,实现聚变反应。20世纪下半叶,聚变能的研究取得了重大进展,磁约速研究大大领先于其他途径。科学家研究出一种类似于面包图形状的环形器,这种面包圈形状的装置被称作“托卡马克”。在这类装置上进行的物理实验取得了一个个令人鼓舞的进展,比如等离子体温度己达4.4亿摄氏度,脉冲聚变输出功率超过16兆瓦。这些成就表明:在这类装置上产生聚变能的可行性已被证实。

为了点燃“人造太阳”,科学家将在法国南部的卡达拉舍建造一台规模庞大的设备:一个直径28米、高30米、由1000多万个零部件组成的大型圆柱体设备。假如成功的话,核聚变能源将具备重要的、无与伦比的优势。核聚变反应释放的能量大得超出人们的想象。形象地说,就是三瓶矿泉水就可以为一个4口之家提供一年的动力。不过,一些批评者却认为,核聚变反应堆其实并没有那么保险,还是存在放射性氢原子泄漏、污染环境的可能性。他们还认为,核聚变反应堆可以被怀有恶意的人滥用,用于生产核武器。支持者的反驳理由是核聚变发电站没有温室气体排放问题,也不会生成长久的、也就是半衰期很长的核废料。 不管怎样,世界上许多国家的政府对核聚变发电寄予厚望,愿意在今后30到40年的时间内投入100亿欧元左右的资金,进行“人造太阳”计划。 xx年1 1月2 1日,参加热核计划的7方代表在法国总统府正式签署了联合实验协定及相关文件,全面启动了世界瞩目的人类开发新能源的宏伟计划。在前两年,人们已经开始砍伐松林,为实验堆开辟地盘。按计划,xx年,热核实验反应堆将点燃它的第一把核聚变之火。随后,实验堆将运行15到20年。 5.下列各项中不是“核聚变能源成为未来人类新能源的希望所在”的理由的一项是

西安交大核反应堆热工分析复习详细

第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热:对反应堆而言,衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率:把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待,称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热:指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热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这样一个过程。 4、换热过程:指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换,即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流:指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动,而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾:指由浸没在(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。 7、流动沸腾:也称为对流沸腾,通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线:壁面过热度(s w sat t t t -=?)和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点:即沸腾起始点,大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点:即临界热流密度或烧毁热流密度,是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点:即偏离核态沸腾规律点,是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界:特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增,导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、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; 14、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。 15、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。 16、膜态沸腾:指加热面上形成稳定的蒸汽膜层,q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说,膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”:多发生在低于350°C 的环境下,它会使燃料芯块变形,表面粗糙化,强度降低,以至破坏。 18、“肿胀”:大于400℃时,由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的,随着燃耗的增加,气泡的压力增加,结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料:是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程:指当冷却剂流过堆芯时,将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素:可以由任何能量的中子引起裂变的核素,如铀-235、铀-233、钚-239,只有铀-235是天然存在的,占0.714%;可裂变核素:能在快中子的轰击下引起裂变的核素,

反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏,它的工作原理是这样的: 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时,一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核,引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气,推动气轮机发电。由此可知,核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为,高速中子会大量飞散,这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会;核反应堆要依人的意愿决定工作状态,这就要有控制设施;铀及裂变产物都有强放射性,会对人造成伤害,因此必须有可靠的防护措施。综上所述,核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。 还需要说明的是,铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序,制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念:中子打入铀-235的原于核以后,原子核就变得不稳定,会分裂成两个较小质量的新原子核,这是核的裂变反应,放出的能量叫裂变能;产生巨大能量的同时,还会放出2~3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀-235核,引起新的核裂变,新的裂变又产生新的中子和裂变能,如此不断持续下去,就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后,再引起新的核裂变,由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态,这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆(简称热堆)。热中子反应堆,它是用慢化剂把快中子速度降低,使之成为热中子(或称慢中子),再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀-235等裂变,这样,用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质,如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中,组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水(普通水)、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能,由一回路系统的冷却剂带出,用以产生蒸汽。因此,整个一回路系统被称为“核供汽系统”,它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全,整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内,这样,无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统,与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来,在工业上成熟的发电堆主要有以下三种:轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中,形成了现代核发电的主体。目前,热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开,它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为:主泵将高压冷却剂送入反应堆,一般冷却剂保持在120~160个大气压。在高压情况下,冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆,并进入蒸汽发生器,通过数以千计的传热管,把热量传给管外的二回路水,使水沸腾产生蒸汽;冷却剂流经蒸汽发生器后,再由主泵送入反应堆,这样来回循环,不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽,推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水,再由凝结给水泵送入加热器,重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳,所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀,用来推

核反应堆物理分析 (谢仲生 吴宏春 张少泓 著) 西安交大、原子能出版社 课后答案1

《核反应堆物理分析》85页扩散理论习题解答二 21 解:(1)建立以无限介质内任一点为原点的球坐标系(对此问题表达式较简单),建立扩散方程: 即:2a D S φφ??+Σ=2a S D D φφΣ??=?边界条件:i.,ii.0φ<<+∞()0,0J r r =<<+∞ 设存在连续函数满足: ()r ?222,(1)1(2)a S D D L φ?φ???=???Σ?=??可见,函数满足方解形式:()r ?exp(/)exp(/)()r L r L r A C r r ??=+由条件i 可知:C =0, 由方程(2)可得:()()/a r r S φ?=+Σ再由条件ii 可知:A =0,所以: /a S φ=Σ 0) ,x >0S D ?,iii.()(0)/2a x t φ′=?Σlim ()0x J x →∞ =)exp(/)exp(/)/a x A x L C x L S =?++Σ//()x L x L J x D e e dx L L ?=?=?由条件ii 可得:0 lim ()()()22a a x a a AD CD t S tL S J x A C C A A C L L D →′′=?=?Σ++??=Σ++ΣΣ由条件iii 可得:C =0

所以:(22(1)a a a a tL S S A A A D D tL ′?=Σ+?=Σ??Σ′Σ//()[12(2/)(1)x L x L a a a a a a te S S S x e D t D L tL φ??′Σ=+=?′ΣΣΣ+??Σ′Σ对于整个坐标轴,只须将式中坐标加上绝对值号,证毕。 22 解:以源平面任一点为原点建立一维直角坐标系,建立扩散方程: 2112 22221()(),01()(),0x x x L x x x L φφφφ?= ≥?=≤边界条件:i.;ii.;1200lim ()lim ()x x x x φφ→→=000 lim[()|()|]x x J x J x S εεε=+=?→?=iii.;iv.; 1()0a φ=2()0b φ?=通解形式:,111sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+222sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+122cosh(sinh()cosh(sinh()]x x x x C A C S L L L L ?++=(3)1/)sinh(/)a L A a L =?(4)22cosh(/)sinh(/) C b L A b L =联系(1)可得:12tanh(/)/tanh(/) A A b L a L =?结合(2)可得:222tanh(/)/tanh(/)1tanh(/)/tanh(/)SL b L SL D A A A D a L b L a L ?=??=+1/1tanh(/)/tanh(/) SL D A a L b L ??=+

反应堆热工基础试题(成理工)

反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中,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%在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括:提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括:泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项? 答:分析燃料元件内的温度分布;冷却剂的流动和传热特性;预测在各种运行工况下反应堆的热力参数;预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程;分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却? 答:核反应堆停堆后,虽然堆内自持的裂变反应随即终止,但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变,因此,反应堆停堆后,还必须继续进行冷却,以便排出这些热量,防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言,造成流量分配不均匀的主要原因有哪些? 答:就压水堆而言,造成流量分配不均匀的原因主要有:进入下腔室的冷却剂流,不可避免地会形成许多大大小小的涡流区,从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同;各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同,其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样,燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差,会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值,各冷却剂通道中的释热量不同,引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同,导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性?在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性,为什么? 答:流动不稳定性是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中,流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大,主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡,导致部件的疲劳损坏;流动振荡会干扰控制系统;流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化,从而导致部件的热疲劳破坏;流动振荡使系统内的换热性能变坏,极大地降低系统的输热能力,并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则? 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点:燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度,燃料元件外表面不允许发生沸腾临界,必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热,在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定。

核反应堆物理分析课后习题参考答案

核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料,其富集度为2.43%(质量),密度为10000kg/m3。试计算:当中子能量为0.0253eV 时,UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时:(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有: 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以,26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时: (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得,0.0253eV 时:112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面:1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面:120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????

核反应堆热工分析课设

目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)

一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水,用二氧化铀作燃料,用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁,燃料元件为棒状,正方形排列。已知下列参数:系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距(栅距) 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05

若将堆芯自上而下划分为5个控制体,则其轴向归一化功率分布如下 表:堆芯轴向归一化功率分布(轴向等分5个控制体) 通过计算,得出 1. 堆芯出口温度; 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度,平均线功率,最大线功率; 3. 热管的焓,包壳表面温度,芯块中心温度随轴向的分布; 4. 包壳表面最高温度,芯块中心最高温度; 5. DNBR在轴向上的变化; 6. 计算堆芯压降; 二、课程设计要求 1.设计时间为两周; 2.独立编制程序计算; 3.迭代误差为0.1%; 4.计算机绘图; 5.设计报告写作认真,条理清楚,页面整洁; 6.设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前,压水核反应堆的稳态热工设计准则有: (1)燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前,压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃,经辐照后,其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀,其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下,熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中,一般将燃料元件中心最高温度限制在2200~2450℃之间。 (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。

人教版高中物理选修2-3 《核裂变和裂变反应堆》教案参考

重核裂变链式反应 1942年,意大利科学家恩瑞克费米领导了世界上第一座原子核反应堆的建设和试验工作。 同时研究使链式反应变为连续、缓慢、可控的何反应,使核能平缓地释放出来。 1942年12月2日,在美国芝加哥体育场的看台下,世界上第一座用石墨作减速剂的原子核反应堆竣工落成 一.核能:原子核发生变化时释放的能量 一个核子要摆脱其它核子的核力吸引,需要巨大的能量。 1.结合能:核子结合成原子核时要放出一定的能量;原子核分解成核子时,要吸收同样多的能量 γ光子照射氘核: 光子的能量等于或大于2.22MeV 中子和质子结合: 放出的光子的能量为2.22MeV 平衡下列核反应方程: 在核反应堆中,石墨起 的作用,镉棒起 的作用。 关于太阳辐射能的主要由来,下列说法中正确的是( ) A .来自太阳中重元素裂变反应释放的核能 B .来自太阳中轻元素聚变反应释放的核能 C .来自太阳中碳元素氧化释放的化学能 D .来自太阳本身贮存的大量内能 2.平均结合能:一个原子核结合能,除以这个原子核的核子数,得到的结果叫做每个核子的平均结合能。 平均结合能是核子结合成原子核时(把原子分解成核子时)每个核子平均放出(吸收)的能量。 平均结合能越大,原子核就越难拆开。 平均结合能的大小反映核的稳定程度:质量数较小的轻核和质量数较大的重核,平均结合能较大;中等质量的原子核,平均结合能大。即将中等质量数的原子核打散成核子要提供给每个核子的能量大。 二.重核裂变:重核受到其它粒子(如中子)轰击时裂变成两块质量较轻的核,同时还能放出中子。 1.重核的裂变是在1939年12月,德国的哈恩和他的助手斯特拉斯曼,用中子轰击铀核时发现。 2.铀核(92)裂变的产物多种多样,裂变为氙(Xe54)和锶(Sr38)、钡(Ba56)和氪(Kr36)、锑(Sb51)和铌(Nb41),同时放出2~3个中子。还能分裂成三部分或四部分(少见) 3.裂变的原因:中子打进铀核,形成处于激发态的复核。复核中核子剧烈运动,核变成不规则形状,核子间的距离增大,核力减小,不能克服库伦斥力,裂变。 4.重核裂变是获得原子核能的一个重要途径。 n Xe Sr U 101365490382359210++→+n H H 101121+→+γγ +→+H H n 211110

【精品】核反应堆物理分析习题答案第四章

第四章 1.试求边长为,,a b c (包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===(包括外推距离)的长方体裸堆, 0.043,L m =42610m τ-=?。 (1)求达到临界时所必须的k ∞;(2)如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=,求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系,则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件:(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== (以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离) 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的,利用分离变量法: (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为:22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设:222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解:()cos sin x x X x A B x C B x =+

代入边界条件:1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得:0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率:22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论,临界条件变为:221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=(2)只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论,修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论:

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

华扶#力*孑 课程设计报告 (20 13 一2014年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系:核科学与工程学院______________________ 班级:实践核1101班______________________ 学号:06 _________________________ 学生姓名:M _____________________ 指导教师:王胜飞__________________ 设计周数:Ul _______________________ 成绩:_____________________ 日期:2014 年6月19日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣,尤其是对动力堆,最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行,并能适应启动、功率调和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确左的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选左堆型,确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范用: (3)燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H: <4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求: (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规立了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则,一般有以下几点:< 1)燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表而不允许发生沸腾临界: (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热: <4)在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳左性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英它先修课程的理论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设讣准则: 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及英最髙温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等: 5、掌握压降的计算: 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求: 1.设计时间为一周;

核聚变反应堆的原理很简单

核聚变反应堆的原理很简单,只不过对于人类当前的技术水准,实现起来具有相当大的难度。 物质由分子构成,分子由原子构成,原子中的原子核又由质子和中子构成,原子核外包覆与质子数量相等的电子。质子带正电,中子不带电。电子受原子核中正电的吸引,在"轨道"上围绕原子核旋转。不同元素的电子、质子数量也不同,如氢和氢同位素只有1个质子和1个电子,铀是天然元素中最重的原子,有92个质子和92个电子。 核聚变是指由质量轻的原子(主要是指氢的同位素氘和氚)在超高温条件下,发生原子核互相聚合作用,生成较重的原子核(氦),并释放出巨大的能量。1千克氘全部聚变释放的能量相当11000吨煤炭。其实,利用轻核聚变原理,人类早已实现了氘氚核聚变---氢弹爆炸,但氢弹是不可控制的爆炸性核聚变,瞬间能量释放只能给人类带来灾难。如果能让核聚变反应按照人们的需要,长期持续释放,才能使核聚变发电,实现核聚变能的和平利用。 如果要实现核聚变发电,那么在核聚变反应堆中,第一步需要将作为反应体的氘-氚混合气体加热到等离子态,也就是温度足够高到使得电子能脱离原子核的束缚,让原子核能自由运动,这时才可能使裸露的原子核发生直接接触,这就需要达到大约10万摄氏度的高温。 第二步,由于所有原子核都带正电,按照"同性相斥"原理,两个原子核要聚到一起,必须克服强大的静电斥力。两个原子核之间靠得越近,静电产生的斥力就越大,只有当它们之间互相接近的距离达到大约万亿分之三毫米时,核力(强作用力)才会伸出强有力的手,把它们拉到一起,从而放出巨大的能量。 质量轻的原子核间静电斥力最小,也最容易发生聚变反应,所以核聚变物质一般选择氢的同位素氘和氚。氢是宇宙中最轻的元素,在自然界中存在的同位素有:氕、氘(重氢)、氚(超重氢)。在氢的同位素中,氘和氚之间的聚变最容易,氘和氘之间的聚变就困难些,氕和氕之间的聚变就更困难了。因此人们在考虑聚变时,先考虑氘、氚之间的聚变,后考虑氘、氘之间的聚变。重核元素如铁原子也能发生聚变反应,释放的能量也更多;但是以人类目前的科技水平,尚不足满足其聚变条件。 为了克服带正电子原子核之间的斥力,原子核需要以极快的速度运行,要使原子核达到这种运行状态,就需要继续加温,直至上亿摄氏度,使得布朗运动达到一个疯狂的水平,温度越高,原子核运动越快。以至于它们没有时间相互躲避。然后就简单了,氚的原子核和氘的原子核以极大的速度,赤裸裸地发生碰撞,结合成1个氦原子核,并放出1个中子和17。6兆电子伏特能量。 反应堆经过一段时间运行,内部反应体已经不需要外来能源的加热,核聚变的温度足够使得原子核继续发生聚变。这个过程只要将氦原子核和中子及时排除出反应堆,并及时将新的氚和氘的混合气输入到反应堆内,核聚变就能持续下去;核聚变产生的能量一小部分留在反应体内,维持链式反应,剩余大部分的能量可以通过热交换装置输出到反应堆外,驱动汽轮机发电。这就和传统核电站类似了。 核聚变消耗的燃料是世界上十分常见的元素--氘(也就是重氢)。氘在海水中的含量还是比较高的,只需要通过精馏法取得重水,然后再电解重水就能得到氘。新的问题出现了,仅仅有氘还是不够的,尽管氘-氘反应也是氢核聚变的主要形式,但我们人类现有条件下,

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系:核科学与工程学院 班级:实践核1101班 学号:1111440306 学生:佳 指导教师:王胜飞 设计周数:1周 成绩:

日期:2014 年 6 月19 日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计,尤其是对动力堆,最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行,并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确定的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选定堆型,确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围; (3)燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围; (4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求; (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规定了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则,一般有以下几点: (1)燃料元件芯块最高应低于其他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; (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热; (4)在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR,燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及其最高温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等; 5、掌握压降的计算;

裂变反应堆的工作原理

裂变反应堆的工作原理 为了深入讨论与核能有关的技术和发展趋势,我们必须对核电站所基于的原理--核反应堆中子物理、反应堆热工水力学、反应堆控制和反应堆安全等方面的基本知识,有一个初步的了解。 一、反应堆中子物理 (-)中子与原子核的相互作用 在反应堆的心脏____堆芯中,大量的中子在飞行,不断与各种原子核发生碰撞。碰撞的结果,或是中子被散射、改变了自己的速度和飞行方向;或中子被原子核吸收。如果中子是被铀-235这类核燃料吸收,就可能使其裂变。下面我们较详细地进行介绍。 1.散射反应 中子与原子核发生散射反应时,中子改变了飞行方向和飞行速度。能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应,其能量会逐步减少,这种过程称为中子的慢化。散射反应有两种不同的机制。一种称为弹性散射。在弹性散射前后,中子——原子核体系的能量和动量都是守恒的。任何能量的中子都可以与原子核发生弹性散射。另一种称为非弹性散射。中子与原子核发生非弹性散射,实际上包括两个过程。首先是中子被原子核吸收,形成一个复合核。但这个复合核不是处于稳定的基态,而是处于激发态。很快它就会又放出一个中子,并且放出γ射线,回到稳定的基态。非弹性散射的反应式如下: n X X n X A Z A Z A Z 10 **110)()(+→→++ γ+↓→X A Z 并非所有能量的中子都能与原子核发生非弹性散射。中子能量必须超过一个阈值,非弹性散射才能发生。对于铀-238原子核,中子能量要高于45千电子伏,才能与之发生非弹性散射。非弹性散射的结果也是使中子的能量降低。在热中子反应堆中,中子慢化主要依靠弹性散射。在快中子反应堆内,虽然没有慢化剂,但中子通过与铀-238的非弹性散射,能量也会有所降低。 2.俘获反应 亦称为(n ,γ)反应。它是最常见的核反应。中子被原子核吸收后,形成一种新核素(是原核素的同位素),并放出γ射线。它的一般反应式如下: γ+→→+++)()(1*110X X n X A Z A Z A Z 反应堆内重要的俘获反应有: 这就是在反应堆中将铀-238转化为核燃料钚-239的过程。类似的反应还有: 这就是将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料铀-233的过程。 3.裂变反应 核裂变是堆内最重要的核反应。铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等核素在各种能量的中子作用下均能发生裂变,并且在低能中子作用下发生裂变的概率更大,通常被称为易裂变核素。而钍-232、铀-238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变,通常称之为可裂变同位素。目前热中子反应堆内主要采用铀-235作核燃料。铀裂变时一般产生1 0 1

反应堆热工分析课程设计

《核反应堆热工分析》课程设计 学生:杨伟 学号:20094271 指导教师:陈德奇 专业:核工程与核技术 完成时间:2012年7月5日 重庆大学动力工程学院 二O一二年六月

通过本课程设计,达到以下目的: (1)深入理解压水堆热工设计准则; (2)深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道(平均 管)、热通道(热管)、热点等在反应堆热工设计中的应用; (3)掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数;烧毁比 DNBR,最小烧毁比MDNBR,燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max,包壳表面温度t cs及其最高温度t cs,max等; (4)求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度, 燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等; (5)通过本课程设计,掌握压水堆热工校核的具体工具; (6)掌握压降的计算; (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。

某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水,用UO2作燃料,用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁,燃料元件为棒状,采用正方形排列。已知参数如表1所示: 将堆芯自下而上分为6个控制体,其轴向归一化功率分布如表2所示: 表2: 堆芯归一化功率分布

3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320,则=(292.4+320)/2=306.2,差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得: = =

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备,是产生核能的源泉。在压水反应堆中,能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间(10-14s)的极不稳定激化核阶段,然后开裂成两个主要碎片,同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素,如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质,它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说,目前已发现的裂变碎片有80多种,这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中,俘获1个中子会产生2~3个中子,只要其中有1个能碰上裂变核,并引起裂变就可以使裂变继续进行下去,称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系,质量的亏损相当于系统的能量变化,即ΔE=Δmc2。对铀-235来说,每次裂变释放出的能量大约为200Mev(1兆电子伏=1.6×10-13焦耳)。这些能量除了极少数(约2%)随裂变产物泄露出反应堆外,其余(约98%)全部在燃料元件内转化成热能,由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂,用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆,由下至上流动,吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,构成一个密闭的循环回路,称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量,从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功,将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中,从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水,大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器,在这里进行汽水分离,并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功,从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

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