1、第第4章章核反应堆热工学核反应堆热工学第第4章章 核反应堆热工学核反应堆热工学 4.1 核反应堆的释热核反应堆的释热 4.1.1 燃料的释热燃料的释热 4.1.2 堆内释热率分布堆内释热率分布 4.1.3 结构部件和慢化剂的释热结构部件和慢化剂的释热 4.1.4 反应堆停堆后的释热反应堆停堆后的释热4.2 核反应堆部件的热传导核反应堆部件的热传导4.1 核反应堆的释热核反应堆的释热 在反应堆活性区内，如果有在反应堆活性区内，如果有足够的燃足够的燃料料料料和和足够高的燃料富集度足够高的燃料富集度，反应堆所能，反应堆所能达到的中子通量是非常高的，堆内能够产达到的中子通量是非常高的，堆内能够产生的核
2、裂变数也是非常大的，即生的核裂变数也是非常大的，即堆芯内产堆芯内产生的裂变功率可以非常大生的裂变功率可以非常大反应堆内裂反应堆内裂变产生的热量必须及时排出。变产生的热量必须及时排出。反应堆的重大事故都与堆内传热和冷反应堆的重大事故都与堆内传热和冷却问题有关却问题有关。4.1.1 燃料的释热燃料的释热 核裂变产生的能量可分为以下三类：核裂变产生的能量可分为以下三类：裂变瞬时产生的能量裂变瞬时产生的能量(裂变碎片的动裂变碎片的动能、新生裂变中子的动能、裂变时瞬发的能、新生裂变中子的动能、裂变时瞬发的射线能射线能)；(86%)裂变后缓发的能量裂变后缓发的能量(裂变产物的裂变产物的衰衰变能和变能和衰变
3、能，以及缓发中子和中微子的衰变能，以及缓发中子和中微子的能量能量)；(10.5%)过剩中子引起的过剩中子引起的(n，)反应，反应后反应，反应后产生的瞬发和缓发的产生的瞬发和缓发的衰变能和衰变能和衰变能。衰变能。(3.5%)（2）裂变能的空间分布）裂变能的空间分布 在反应堆内，裂变能的分布与在反应堆内，裂变能的分布与时间和时间和空间空间有关。裂变能在空间上的分布与有关。裂变能在空间上的分布与裂变裂变产生的位置和裂变后产物的射程产生的位置和裂变后产物的射程有关。有关。裂变能在堆内材料的分布，取决于裂裂变能在堆内材料的分布，取决于裂变产物的特性，并与堆型及堆内材料的性变产物的特性，并与堆型及堆内材料
4、的性质也有一定的关系。质也有一定的关系。（2）裂变能的空间分布）裂变能的空间分布 裂变碎片在燃料中的射程只有裂变碎片在燃料中的射程只有1010-3-3厘米厘米的数量级，可以认为，它们的能量都在燃的数量级，可以认为，它们的能量都在燃料内转换为热能。料内转换为热能。在热堆中，裂变中子变为热中子的慢在热堆中，裂变中子变为热中子的慢化长度，一般在几厘米到几十厘米之间。化长度，一般在几厘米到几十厘米之间。因此，裂变中子的能量绝大部分都交给了因此，裂变中子的能量绝大部分都交给了慢化剂，只有一小部分因非弹性散射而交慢化剂，只有一小部分因非弹性散射而交给堆内其它结构材料。给堆内其它结构材料。（2）裂变能的空间
5、分布）裂变能的空间分布 裂变产物等衰变发射的裂变产物等衰变发射的射线，大多射线，大多数在堆内射程约数在堆内射程约1 1厘米，属于短射程粒子。厘米，属于短射程粒子。其能量基本上也在燃料中转化为热能。其能量基本上也在燃料中转化为热能。（2）裂变能的空间分布）裂变能的空间分布 射线穿透力很强，属长射程粒子。但射线穿透力很强，属长射程粒子。但是，大型压水堆内燃料密度大、数量多，是，大型压水堆内燃料密度大、数量多，对对射线有显著的屏蔽作用。因而，大部射线有显著的屏蔽作用。因而，大部分分射线为燃料所吸收，也有部分射线为燃料所吸收，也有部分射线射线为反应堆结构材料和慢化剂所吸收，射程为反应堆结构材料和慢化剂
6、所吸收，射程更长的那部分更长的那部分射线，直接穿透压力壳，射线，直接穿透压力壳，并且基本上在一次屏蔽中被吸收。并且基本上在一次屏蔽中被吸收。4.1.2 堆内释热率分布堆内释热率分布（1）体积释热率体积释热率 在单位时间内，堆芯某点邻域的单位体在单位时间内，堆芯某点邻域的单位体积所释放的能量，称为该点的体积释热率，积所释放的能量，称为该点的体积释热率，单位（瓦单位（瓦/厘米厘米3 3或兆瓦或兆瓦/米米3 3）。）。在非均匀堆中，通常需要分别计算不同在非均匀堆中，通常需要分别计算不同材料的体积释热率。堆芯燃料内任意点的体材料的体积释热率。堆芯燃料内任意点的体积释热率，与该点邻域的易裂变核的密度及积
7、释热率，与该点邻域的易裂变核的密度及中子通量成正比。中子通量成正比。4.1.2 堆内释热率分布堆内释热率分布（1）体积释热率体积释热率 如果引起裂变反应的中子是如果引起裂变反应的中子是单能单能的，则燃的，则燃料的体积释热率可以写为：料的体积释热率可以写为：各参变量的含义各参变量的含义：lRf是裂变反应率，是裂变反应率，RffF,裂变数裂变数/(厘米厘米3秒秒);lEd是燃料中平均每次裂变所释放的能量，是燃料中平均每次裂变所释放的能量，MeV；l是中子通量，中子是中子通量，中子/(厘米厘米2秒秒)；lfF是燃料的宏观裂变截面，是燃料的宏观裂变截面，1/厘米。厘米。实际上，引起堆内裂变反应的中子并
8、不是实际上，引起堆内裂变反应的中子并不是单能的，通常都有一定的能量分布，而且裂单能的，通常都有一定的能量分布，而且裂变截面和中子通量都是中子能量的函数。堆变截面和中子通量都是中子能量的函数。堆内某点内某点r r处燃料的体积释热率，可写成积分的处燃料的体积释热率，可写成积分的形式：形式：各参变量的含义各参变量的含义：lfF(E,r)函数是随中子能量函数是随中子能量E和空间位置和空间位置r而变的燃而变的燃料宏观裂变截面，料宏观裂变截面，1/厘米；厘米；l(E,r)是随中子能量是随中子能量E和空间位置和空间位置r而变的、单位能而变的、单位能量间隔内的中子通量，中子量间隔内的中子通量，中子/(厘米厘米
9、2秒秒兆电子伏兆电子伏)。对热堆，为简化计算，可以认为裂变都是由对热堆，为简化计算，可以认为裂变都是由热中子引起的，这时堆内微观裂变截面可用平热中子引起的，这时堆内微观裂变截面可用平均微观裂变截面计算。这样，堆芯内某一点燃均微观裂变截面计算。这样，堆芯内某一点燃料的体积释热率与可裂变核的密度料的体积释热率与可裂变核的密度N N和中子通和中子通量量成正比。成正比。对于均匀堆，可裂变核的密度在堆芯内是常对于均匀堆，可裂变核的密度在堆芯内是常数，不随堆芯的位置变化，这时堆芯内的功率数，不随堆芯的位置变化，这时堆芯内的功率分布只取决于中子通量分布。分布只取决于中子通量分布。（2）堆芯功率分布不均匀性）
10、堆芯功率分布不均匀性 由于堆芯内的由于堆芯内的中子通量不是均匀分布中子通量不是均匀分布的，因的，因此，堆芯内的体积释热率也不是均匀分布。此，堆芯内的体积释热率也不是均匀分布。堆内某点的功率与该点的中子通量和燃料核堆内某点的功率与该点的中子通量和燃料核密度的乘积（密度的乘积（NN）成正比，因而，堆内宏观功率）成正比，因而，堆内宏观功率分布取决于中子通量及核燃料的分布。分布取决于中子通量及核燃料的分布。对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子通量分布。通量分布。影响堆芯功率分布的主要因素影响堆芯功率分布的主要因素 燃料装载的影响燃料装载的影响 在早期的压水堆中，
11、大多采用燃料富在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均一的燃料装载方式。这种装料的优集度均一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比较方便，但对于大型核反应点是装卸料比较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个很大的缺点：堆芯中堆，这种方法有一个很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值，使堆芯内释央区会出现很高的功率峰值，使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功率输热率不均匀性很大，限制了反应堆功率输出。出。为克服这一缺点，目前大型反应堆中为克服这一缺点，目前大型反应堆中通常采用通常采用堆芯燃料分区装载堆芯燃料分区装载的方法。的方法。反射层的影响反射层的影响 在反应堆堆芯在反应堆堆芯周围一般
12、都设有反周围一般都设有反射层。使用射层。使用反射层反射层可以改善堆芯径向可以改善堆芯径向的中子通量分布不的中子通量分布不均匀性，从而改善均匀性，从而改善堆芯径向的功率分堆芯径向的功率分布，同时减轻了中布，同时减轻了中子对反应堆压力容子对反应堆压力容器的辐照损伤器的辐照损伤。控制棒的影响控制棒的影响 在反应堆中，为了控制反应性的变化，在反应堆中，为了控制反应性的变化，实现停堆，必须布置控制棒。实现停堆，必须布置控制棒。而从轴向功率分布的角度来看，控制而从轴向功率分布的角度来看，控制棒的插入对功率分布会带来不利影响。棒的插入对功率分布会带来不利影响。控制棒的影响控制棒的影响 在反应堆中，为了控制反
13、应性的变化，实在反应堆中，为了控制反应性的变化，实现停堆，必须布置控制棒。而从轴向功率现停堆，必须布置控制棒。而从轴向功率分布的角度来看，控制棒的插入对功率分分布的角度来看，控制棒的插入对功率分布会带来不利影响。布会带来不利影响。结构材料、水隙和空泡的影响结构材料、水隙和空泡的影响 反应堆的附加材料会吸收中子，它们反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起中子通量局部降低。会引起中子通量局部降低。在热堆内，水是慢化剂，因此在有水在热堆内，水是慢化剂，因此在有水隙的地方相应的中子通量比其他地方高。隙的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙会引起这些水隙会引起局部热中子峰值局部热中子峰值。在反应堆堆
14、芯内最热通道或出口产生在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会使中子通量产生气泡会使中子通量产生畸变畸变。这是由于气。这是由于气泡慢化中子的能力比水差得多，因此，有泡慢化中子的能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通量就要降低，气泡多气泡的地方热中子通量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。时，这一影响比较显著。燃料元件自屏蔽效应的影响燃料元件自屏蔽效应的影响 均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆热工、水力、机械、物理等方面的原因，堆热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动力堆几乎都是非均匀的。目前动力堆几乎都是非均匀的。4.1.3 结构部件和慢化剂的释
15、热结构部件和慢化剂的释热 反应堆的结构材料总体上可由两部分反应堆的结构材料总体上可由两部分组成：组成：一部分是堆芯内的结构材料，一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外围的厚壁构件另一部分是堆芯外围的厚壁构件。4.1.3 结构部件和慢化剂的释热结构部件和慢化剂的释热 （1 1）结构部件的释热）结构部件的释热 堆芯结构部件的释热，基本上都是由于堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的吸收堆内的射线引起的。根据裂变能的射线引起的。根据裂变能的分布比率，每次裂变时的总分布比率，每次裂变时的总射线能约占射线能约占可回收能量的可回收能量的10.5%10.5%，如忽略，如忽略射线在堆芯射线在堆芯内的
16、衰减，并认为结构材料对内的衰减，并认为结构材料对射线的吸射线的吸收正比于材料的密度，则堆芯内结构材料收正比于材料的密度，则堆芯内结构材料某处某处射线的体积释热率为：射线的体积释热率为：4.1.3 结构部件和慢化剂的释热结构部件和慢化剂的释热 （1 1）结构部件的释热）结构部件的释热 lqv,是在堆芯特定区域内，某结构材料因吸是在堆芯特定区域内，某结构材料因吸收收射线引起的体积释热率射线引起的体积释热率(瓦瓦/厘米厘米3)；lqv,t是该区域内总的体积释热率是该区域内总的体积释热率(瓦瓦/厘米厘米3)；l是某结构材料的密度是某结构材料的密度(克克/厘米厘米3)；la是堆芯结构材料的平均密度是堆芯
17、结构材料的平均密度(克克/厘米厘米3)。,0.105vv taqq 在堆芯外的热屏蔽和压力容器的一侧，如果存在堆芯外的热屏蔽和压力容器的一侧，如果存在一个源强为在一个源强为Si的的射线源，具有给定能级的射线源，具有给定能级的射射线未经碰撞而贯穿时，第线未经碰撞而贯穿时，第i群的群的能量密度变化规能量密度变化规律为：律为：()exp()iiixSx 射线在射线在x处处dx距离上的衰减部分全部转化为热量，距离上的衰减部分全部转化为热量，因此，因此，在在x处材料吸收处材料吸收射线产生的体积释热率为：射线产生的体积释热率为：,d()()exp()diviiiixqxSxx 如果反应堆中的如果反应堆中的
18、源发射几种不同能级的源发射几种不同能级的射线，那么未经碰撞的射线，那么未经碰撞的射线所形成的总射线所形成的总释热率是各个能级的释热率是各个能级的射线所形成的释热率射线所形成的释热率之和，则：之和，则：1122,111222()exp()exp().()exp()exp().tvtxSxSxqxSxSx 材料的康普顿散射会发出二次材料的康普顿散射会发出二次射线，射线，因此实际的释热率比上述方程计算的要大，因此实际的释热率比上述方程计算的要大，大的部分释热率用大的部分释热率用积累因子积累因子B来考虑。在来考虑。在反应堆内，为了减少反应堆内，为了减少射线对压力容器的射线对压力容器的辐照损伤，在压力容
19、器和堆芯之间设有热辐照损伤，在压力容器和堆芯之间设有热屏蔽。则存在热屏蔽的情况下，释热率为：屏蔽。则存在热屏蔽的情况下，释热率为：,()(0)B exvvqxq （2）控制棒内的释热）控制棒内的释热 在反应堆运行过程中控制棒会释热，其热源在反应堆运行过程中控制棒会释热，其热源是控制棒吸收是控制棒吸收射线和吸收中子后的射线和吸收中子后的(n,)和和(n,)反反应应。因此，控制棒的释热计算一般因此，控制棒的释热计算一般分成吸收分成吸收射线射线产生的释热和吸收中子产生的释热产生的释热和吸收中子产生的释热。(n,)反应引起的释热：反应引起的释热：(n,)反应引起的释热：反应引起的释热：13,(,),(
20、)1.60210()(,)VnnqrNEr E E dE 13,(,)()1.602 10(,)(,)VnaqrEr Er E dE （3）慢化剂的释热）慢化剂的释热 在热堆内，慢化剂的主要作用是慢化在热堆内，慢化剂的主要作用是慢化中子，中子在慢化过程中将其动能传递给中子，中子在慢化过程中将其动能传递给慢化剂。因此，慢化剂会产生热量，慢化慢化剂。因此，慢化剂会产生热量，慢化剂释热的另一个热源是吸收剂释热的另一个热源是吸收射线的能量，射线的能量，则：则：13,0.105(/)1.062 10()v Mv mMasFqqE 其中其中FTEEEn ln(/)FTEEn 4.1.4 反应堆停堆后的释热
21、反应堆停堆后的释热 反应堆运行一段时间停堆以后，反应堆运行一段时间停堆以后，其功其功率并不会立刻降到零，而是在开始时以很率并不会立刻降到零，而是在开始时以很快的速度下降，在达到一定数值后，就以快的速度下降，在达到一定数值后，就以较慢的速度下降较慢的速度下降。反应堆在停堆以后继续产生的功率虽反应堆在停堆以后继续产生的功率虽然只有稳态功率的百分之几，但是其绝对然只有稳态功率的百分之几，但是其绝对值却仍然是一个不小的数字。值却仍然是一个不小的数字。4.1.4 反应堆停堆后的释热反应堆停堆后的释热 所以，在反应堆停堆以后，还必须继所以，在反应堆停堆以后，还必须继续对堆芯进行冷却，以便带走这些热量续对堆
22、芯进行冷却，以便带走这些热量。一般来说，反应堆都设有专门的一般来说，反应堆都设有专门的余热余热排出系统排出系统，以便对停堆后的堆芯进行冷却。，以便对停堆后的堆芯进行冷却。反应堆停堆后释出功率的大小对事故工况反应堆停堆后释出功率的大小对事故工况下反应堆的安全影响极大。下反应堆的安全影响极大。（1）反应堆停堆后的功率主要组成）反应堆停堆后的功率主要组成 剩余裂变功率剩余裂变功率 在反应堆刚停堆时，在反应堆刚停堆时，堆内的缓发中子堆内的缓发中子在短时间内还会引起裂变在短时间内还会引起裂变。裂变时瞬间放。裂变时瞬间放出的功率大小与堆芯内的中子密度成正比。出的功率大小与堆芯内的中子密度成正比。裂变产物的
23、衰变功率裂变产物的衰变功率 中子俘获产物的衰变功率中子俘获产物的衰变功率 在用天然铀或低浓铀做燃料的反应堆在用天然铀或低浓铀做燃料的反应堆中，对中子俘获产物衰变功率贡献最大的中，对中子俘获产物衰变功率贡献最大的是是238U吸收中子后产生的吸收中子后产生的239U和由它衰变成和由它衰变成的的239Np的的，辐射辐射。（2）停堆后保证堆芯安全的措施）停堆后保证堆芯安全的措施 反应堆停堆后，仍然存在比较大的衰反应堆停堆后，仍然存在比较大的衰变功率，特别是刚一停堆的短时间内，堆变功率，特别是刚一停堆的短时间内，堆内仍然具有很大的释热能力。内仍然具有很大的释热能力。为此，在失去主泵动力的情况下，动为此，
24、在失去主泵动力的情况下，动力反应堆一般都有多重的冷却措施，以保力反应堆一般都有多重的冷却措施，以保证堆芯的安全。证堆芯的安全。（2）停堆后保证堆芯安全的措施）停堆后保证堆芯安全的措施 这些措施有：这些措施有：利用堆芯余热排出系统或堆芯应急利用堆芯余热排出系统或堆芯应急冷却系统；冷却系统；增加主循环泵的转动惯量；增加主循环泵的转动惯量；利用自然循环冷却堆芯，现代压水利用自然循环冷却堆芯，现代压水堆设计都在努力提高反应堆的自然循环能堆设计都在努力提高反应堆的自然循环能力，以便在失去主循环泵动力时排出堆内力，以便在失去主循环泵动力时排出堆内热量。热量。总结总结l核反应堆的释热核反应堆的释热 燃料的释热、堆内释热率分布、结构部件燃料的释热、堆内释热率分布、结构部件和慢化剂的释热、反应堆停堆后的释热和慢化剂的释热、反应堆停堆后的释热l核反应堆部件的热传导核反应堆部件的热传导 棒状元件的热传导、板状元件的传热、球棒状元件的热传导、板状元件的传热、球形元件的传热、热屏蔽的传热、积分热导形元件的传热、热屏蔽的传热、积分热导率率
