核反应堆

1、防火设计 一、 核动力厂防火要求 二、 核动力厂防火的设计方法,4,一、 核动力厂防火要求 核电厂的运行经验表明，火灾和爆炸是威胁核电厂安全的重要事件之一，因而防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位，对火灾和爆炸的防护也以保证停堆、排出余热和包容放射性三个基本安全功能为主要目的。
纵深防御概念，三个层次： （1）第一个层次是防止发生火灾; （2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害; （3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重 要功能的影响减至最低。
,5,二、 核动力厂防火的设计方法,（1）布置要求 （2）防火区 （3）火灾封锁法 （4）火灾扑灭法 （5）火灾和灭火系统的二次效应 （6）火灾危害性分析,6,11 核动力厂的概率安全分析 及其在安全管理中的作用 一、核动力厂概率安全分析简介 二、 概率安全分析在安全管理中 的作用,7,一、核动力厂概率安全分析 简介,概率安全分析通常可以在三个级别上进行： （1）1级概率安全分析：用以确定严重堆芯损坏的频率； （2）2级概率安全分析：用以确定安全壳。

2、裂变产生能量及其分布,二,核科学与技术学院,不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取,堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不相同,输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关键,1.核裂变产生能量及其分布,二,核科学与技术学院,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,堆芯功率的分布,进行理论分析时极其有用,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,堆芯的释热率分布,堆芯最大体积释热率,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,均匀裸堆中的中子通量分布,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,均匀装载燃料方案：,分区装载燃料方案：,目前的核电厂普遍采用的方案 布置特点：沿堆芯径向分区装载不同富集度的燃料，高富集度的装在最外区，低富集度的在中心。
优点：堆芯功率分布得到展平，提高平均燃耗,早期的压水堆采用此方案 优点：装卸料方便 缺点：功率分布过于不平均，平均燃耗低,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,。

3、院,课时分配： 总计：32学时 第三章：8学时 第七章：22学时 答疑：2学时,核科学与技术学院,考核方式：闭卷考试,平时成绩：1.点名 2.提问 3.作业,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,序言：核能的应用,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,各种反应堆,核科学与技术学院,反应堆的分类,核科学与技术学院,本课程研究什么,？,核科学与技术学院,压水堆的结构、热工计算和设计准则,！,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,核科学与技术学院,反应堆堆型及设计要点 典型压水反应堆热源、分布及计算 典型压水反应堆传热过程 典型压水反应堆水力特性 稳态热工分析 堆芯瞬态热工分析 热工分析程序类型及其简介,主要内容和要求,核科学与技术学院,本节课主要内容,常用反应堆堆型介绍 第四代反应堆简介,核科学与技术学院,常用反应堆堆型介绍,压水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆（Heavy Water Reactor） 气冷堆(Gas Cooled R。

4、核反应堆运行和控制核反应堆运行和控制一反应堆控制二保护系统控制三反应堆运行一反应堆控制一反应堆控制1基本任务与原理2功率控制3稳压器控制4蒸汽发生器水位控制5蒸汽排放控制1基本任务与原理基本任务与原理l两个基本任务：1正常运行工况下对启动提。

5、三种相互作用方式三种相互作用方式 势散射势散射直接相互作用直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。
复合核的形成复合核的形成：1AAZZnXX靶核复合核中子与原子核相互作用机理中子。

6、 1核反应堆与核电厂基本原理核反应堆与核电厂基本原理 2反应堆基本工作原理反应堆基本工作原理链式裂变反应链式裂变反应反应堆分类反应堆分类核电厂基本工作原理核电厂基本工作原理核电厂厂房结构核电厂厂房结构核电厂系统设备功能核电厂系统设备功能核电。

7、第三章第三章 中子扩散理论中子扩散理论 中子在介质中的输运过程中中子在介质中的输运过程中的运动状态由位置矢量的运动状态由位置矢量rx,y,z,能量能量 E, 和运动方向和运动方向表示。
表示。
通过极角通过极角和方位角和方位角来来表示表示中子角。

8、第第 6 章章 栅格非均匀效应与均匀化群常数计算栅格非均匀效应与均匀化群常数计算 临界计算的前提是精确地确定多群扩散方程的系数临界计算的前提是精确地确定多群扩散方程的系数, 计算结果的精确度在很大程度上依赖于这些所采用群常数计算结果的精确度。

9、 第一章核反应堆类型主要内容主要内容概述概述1压水堆压水堆PWRPWR2沸水堆沸水堆BWRBWR3重水堆重水堆4 5气冷堆气冷堆钠冷快中子堆钠冷快中子堆6舰船用核动力反应堆舰船用核动力反应堆7特殊用途的小型核反应堆特殊用途的小型核反应堆8第。

10、核科学与技术学院核科学与技术学院 School of Nuclear Science and Technology核反应堆仪表核反应堆仪表School of Nuclear Science and Technology2641.绪论绪论2。

11、 1压水堆核电厂压水堆核电厂 2 31 1压水堆以压水堆以轻水轻水作慢化剂及冷却剂,反应堆体积小,建设作慢化剂及冷却剂,反应堆体积小,建设周期短造价较低.周期短造价较低.2 2压水堆采用压水堆采用低富集度铀低富集度铀作燃料,铀的浓缩技术已经。

12、Reactor Thermal Hydraulics 4.1 稳态工况下水力计算的任务 4.2 流体力学的一些基本知识 4.3 单相冷却剂的流动压降计算 4.4 汽水两相流动及其压降计算4.5 流量计算4.6 流量分配4.7通道断裂时的临界。

13、蒸汽电能的产生电能的产生:核能核能 热能热能 机械能机械能 电能电能反应性引反应性引入事故入事故失流事故失流事故冷却剂丧失事故冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故给水管道破裂事故热阱丧失事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁。

14、核反应堆燃料组件的无损检测和修复核反应堆燃料组件的无损检测和修复中广核检测技术有限公司许俊龙2014年6月目录目录1.研究背景2.燃料组件结构3.燃料组件典型缺陷分析4.燃料组件的无损检测与修复5.结论及展望目录目录1.研究背景2.燃料组件。

15、Reactor Thermal Hydraulics 第四章第四章 核反应堆稳态工核反应堆稳态工况的水力计算况的水力计算 4.1 稳态工况下水力计算的任务 4.2 流体力学的一些基本知识 4.3 单相冷却剂的流动压降计算 4.4 汽水两相流。

16、第第1章章 核反应堆的核物理核反应堆的核物理基础基础 1.1 中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用中子性质中子性质n 中子质量中子质量:原子核的核子之一,静止质量在工程计算中近似取1u.n中子的电荷中子的电荷:中子不带电,在靠近原子。

17、1132022生产计划部核反应堆的核物理基础2核反应堆核反应堆:一种能以可控方式实现自持链式:一种能以可控方式实现自持链式核反应的装置核反应的装置按原子核产生能量的方式:分为按原子核产生能量的方式:分为裂变反应堆裂变反应堆聚变反应堆聚变反应。

18、第八章:温度效应与反应性控制核反应堆工程原理温度效应与反应性控制温度效应与反应性控制温度效应与反应性控制反应性系数反应堆的反应性相对于反应堆的某一个参数的变化率称为该参数的反应性系数.如:反应性相对于温度的变化率称为反应相的温度系数;相对于。

19、第八章:温度效应与反应性控制核反应堆工程原理温度效应与反应性控制温度效应与反应性控制温度效应与反应性控制反应性系数反应堆的反应性相对于反应堆的某一个参数的变化率称为该参数的反应性系数.如:反应性相对于温度的变化率称为反应相的温度系数;相对于。

20、第第8章章 温度效应与反应性控制温度效应与反应性控制8.1 反应性系数反应性系数定义:定义:反应堆的反应性相对于反应堆的某个参数的变化率成为该参数的反应性系数.参数变化引起的反应性变化将造成反应堆中子密度或功率变化,该变化又会引起参数的进一。