《新能源發(fā)電技術(shù)》

第二章核能利用2025.02.252/47本次課知識點(diǎn)思維導(dǎo)圖3/47第一節(jié)2.1核反應(yīng)堆的物理基礎(chǔ)難點(diǎn)：核力、比結(jié)合能、微觀截面、宏觀截面、反應(yīng)率、中子循環(huán)核物理基礎(chǔ)2.1.1核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.2核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.3自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.42.1.1核物理基礎(chǔ)——①原子核的組成03原子質(zhì)量單位02組成01質(zhì)子中子原子核元素符號：C原子序數(shù)：6原子量：12.011元素類別：非金屬元素6/472.1.1核物理基礎(chǔ)——②核力支配作用短程力強(qiáng)相互作用力斥力引力mN7/472.1.1核物理基礎(chǔ)——③核的結(jié)合能比結(jié)合能=總的結(jié)合能原子核質(zhì)量數(shù)8/472.1.1核物理基礎(chǔ)——③核的結(jié)合能---質(zhì)量與能量其核子的質(zhì)量總和聚合釋放能量新原子核的質(zhì)量

鈾-235裂變:8.32×1013J/kg鈾=2000t汽油氘聚變：3.50×1014J/kg=4kg鈾大于＞9/472.1.1核物理基礎(chǔ)——④核的放射性當(dāng)原子核內(nèi)的中子數(shù)與質(zhì)子數(shù)比例，超出質(zhì)量數(shù)相對應(yīng)的穩(wěn)定界限時(shí)，這種核將通過放射性衰變的方式，向著更穩(wěn)定的方向自發(fā)變化。β射線為電子組成的粒子流氦核10/472.1.1核物理基礎(chǔ)——④核的放射性穿透能力比較需要注意的是，盡管β射線的穿透能力相對較弱，但如果長時(shí)間接觸或輻射強(qiáng)度較大，仍然能對人體造成傷害。11/47核物理基礎(chǔ)2.1.1核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.2核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.3自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.42.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)——核反應(yīng)的定義核反應(yīng)是指外來粒子引起某原子核發(fā)生變化的反應(yīng)①鈾核裂變②氘氚核聚變13/472.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)——反應(yīng)截面微觀截面：通常用來度量平均一個(gè)給定能量的入射中子與一個(gè)靶核發(fā)生相互作用的概率大小，其計(jì)算式如下：N0，單位體積內(nèi)的靶核密度，單位是個(gè)/m3或cm3備注：P32頁2-7，快中子和熱中子引發(fā)核裂變的對比

入射中子少了多少14/472.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)——反應(yīng)截面宏觀截面：表示一個(gè)中子與單位體積內(nèi)原子核，發(fā)生核反應(yīng)平均概率

N0為單位體積內(nèi)的原子核密度，單位是個(gè)/m3或cm315/472.1.2核反應(yīng)基礎(chǔ)——核反應(yīng)率核反應(yīng)率的定義：單位時(shí)間、單位體積內(nèi)發(fā)生的核反應(yīng)次數(shù)16/47核物理基礎(chǔ)2.1.1核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.2核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.3自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.42.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)——核燃料增殖注：天然鈾中有鈾-235的含量僅為0.7%，其余99.3%為鈾-238（非裂變元素）核燃料增殖過程核裂變反應(yīng)新生成易裂變核的核數(shù)被消耗易裂變核的核數(shù)r=定義：新生成易裂變核的核數(shù)與被消耗易裂變核核數(shù)之比稱為轉(zhuǎn)換比18/472.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)——r﹤1時(shí)反應(yīng)堆稱為轉(zhuǎn)換堆

設(shè)初始核燃料量為M0，M0被消耗掉以后，則會(huì)產(chǎn)生rM0的新燃料，進(jìn)一步又能得到r2M0，依此類推，總共可供使用的核燃料量為（中間可能需要停爐）：19/472.1.3核裂變反應(yīng)相關(guān)——r﹥=1時(shí)反應(yīng)堆稱為增殖堆

反應(yīng)堆消耗1kg的核燃料的同時(shí)，還能生產(chǎn)出超過1kg的新核燃料，這種增殖型反應(yīng)堆。不僅可以大量發(fā)電，而且可以逐漸積累核燃料，經(jīng)過一定時(shí)間的運(yùn)行，將反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的新核燃料提取，又可建造新的核反應(yīng)堆。這種反應(yīng)堆充分利用了自然界大量蘊(yùn)藏的非裂變核燃料，使核電站反應(yīng)堆成為一座可裂變核燃料的加工廠，為核電站提供了豐富的核燃料資源。

M0新堆的循環(huán)量，G為增殖堆每天消耗的裂變?nèi)剂稀?/p>

倍增時(shí)間D=，單位為天數(shù)。思考：r有無理論上限？20/47核物理基礎(chǔ)2.1.1核反應(yīng)基礎(chǔ)2.1.2核裂變反應(yīng)相關(guān)2.1.3自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)2.1.42.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)——反應(yīng)機(jī)理自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)：不依靠補(bǔ)充外來中子，就能持續(xù)進(jìn)行核裂變反應(yīng)。中子被核燃料吸收，發(fā)生裂變中子被核燃料吸收，卻不發(fā)生裂變中子被慢化劑、冷卻劑、結(jié)構(gòu)材料等有害吸收中子被泄露22/472.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)——有效增殖系數(shù)

①反應(yīng)堆超臨界，升負(fù)荷②反應(yīng)堆臨界，額定負(fù)荷③反應(yīng)堆次臨界，降負(fù)荷23/472.1.4自持鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)——反應(yīng)堆內(nèi)中子循環(huán)中子循環(huán)舉例說明漏失、被慢化劑和結(jié)構(gòu)材料俘獲假設(shè)40個(gè)中子被235U俘獲發(fā)生裂變40*2.5=10024/47第二節(jié)2.2核反應(yīng)堆的熱工分析反應(yīng)堆熱源2.2.1燃料元件結(jié)構(gòu)2.2.2堆的傳熱過程2.2.32.2.1反應(yīng)堆熱源反應(yīng)堆內(nèi)的熱量來自核裂變所釋放的能量，每次裂變釋放的能量平均約為200MeV。約84%裂變碎片的動(dòng)能γ與β射線其余27/472.2.1反應(yīng)堆熱源特別需要注意的是，反應(yīng)堆停止運(yùn)行后，反應(yīng)堆的功率不會(huì)立即降為零，而是按照一定的規(guī)律衰減。熱量來源燃料棒內(nèi)儲(chǔ)存的顯熱剩余中子引起的核裂變

（剩余裂變發(fā)熱）裂變產(chǎn)物及中子俘獲反應(yīng)產(chǎn)物的衰變（衰變熱）燃料棒內(nèi)的顯熱、剩余裂變熱約在30s內(nèi)傳出，其后的冷卻要求完全取決于衰變熱。28/472.2.1反應(yīng)堆熱源—熱量分布情況分布與反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)有關(guān):對于熱中子反應(yīng)堆，一般來說，90%以上的總裂變能會(huì)在燃料元件內(nèi)轉(zhuǎn)換成熱能；另外大約5%，在慢化劑中轉(zhuǎn)換成熱能；剩余不到5%，則在反射層、熱屏蔽等部件中轉(zhuǎn)換成熱能。29/472.2.1反應(yīng)堆熱源壓水動(dòng)力堆燃料元件的釋熱量占反應(yīng)堆總釋熱量的97.4%。沸水堆燃料元件的釋熱量占堆總釋熱量的96%。燃料元件釋熱量占比熱工分析目的及時(shí)輸出燃料元件內(nèi)產(chǎn)生的熱量30/47反應(yīng)堆熱源2.2.1燃料元件結(jié)構(gòu)2.2.2堆的傳熱過程2.2.32.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)——元件分類方法燃料元件名稱極其繁多，這主要是由于不同的分類方法造成。下面介紹幾種主要的燃料元件分類方法：按燃料類型：可分為：金屬型燃料元件、彌散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三種。其中，輕水堆燃料元件（二氧化鈾）屬于陶瓷型燃料元件。按幾何形狀：可分為：棒狀、板狀、管狀和球狀等燃料元件形式。輕水堆幾乎全部用棒狀燃料元件。按反應(yīng)堆類型：

反應(yīng)堆型+燃料元件。如輕水堆燃料元件、重水堆燃料元件。32/472.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)——燃料棒雖然燃料元件種類繁多，但是不論何種形狀和形式的燃料元件，其組成不外乎兩大部分：燃料棒和骨架。典型的壓水堆燃料棒由UO2芯塊、鋯合金包殼、端塞、壓緊彈簧及氦氣腔組成。鋯合金在300～400℃的高溫高壓水和蒸汽中有良好的耐蝕性能、適中的力學(xué)性能、較低的原子熱中子吸收截面（鋯為0.18靶恩），對核燃料有良好的相容性，因此常用作水冷核反應(yīng)堆的包殼材料。33/472.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)——燃料棒雖然燃料元件種類繁多，但是不論何種形狀和形式的燃料元件，其組成不外乎兩大部分：燃料棒和骨架。包殼中留有足夠的空間和間隙，用于補(bǔ)償包殼和燃料芯塊不同的熱膨脹，以及芯塊的輻照膨脹，并且作容納裂變氣體的膨脹室。上端塞帶有一個(gè)小孔，用于制造時(shí)往包殼內(nèi)充氦氣加壓至2.0MPa，以減少包殼蠕變和增加燃料棒的導(dǎo)熱性能和可靠性。用氦氣加壓后，用熔焊將小孔封死。包殼內(nèi)的壓緊彈簧可以防止運(yùn)輸與操作過程中芯塊的竄動(dòng)。34/472.2.2燃料元件結(jié)構(gòu)——燃料元件骨架雖然燃料元件種類繁多，但是不論何種形狀和形式的燃料元件，其組成不外乎兩大部分：燃料棒和骨架。燃料元件的骨架是支撐燃料棒束的結(jié)構(gòu)部件它既要耐受冷卻劑的沖刷，還要承受住緊急停堆時(shí)數(shù)十公斤控制棒突然下落產(chǎn)生的沖擊力。此外，堆內(nèi)高溫及強(qiáng)烈中子輻照也會(huì)使骨架力學(xué)性能發(fā)生改變甚至造成骨架彎曲變形。因此，骨架結(jié)構(gòu)決定了燃料元件的剛性，它的性能也會(huì)直接影響到燃料元件的結(jié)構(gòu)特征。骨架外觀35/47反應(yīng)堆熱源2.2.1燃料元件結(jié)構(gòu)2.2.2堆的傳熱過程2.2.32.2.3堆的傳熱過程——傳熱異常的后果當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)的傳熱過程出現(xiàn)異常，例如冷卻劑不能及時(shí)地將反應(yīng)堆內(nèi)的熱量傳遞出去，將極有可能發(fā)生堆芯熔化事故。堆芯熔化過程一般如下：當(dāng)堆芯喪失余熱載出手段后，堆芯開始升溫，隨著溫度的逐漸上升，包殼首先熔化，然后控制棒解體，進(jìn)而燃料芯塊熔化、下移，造成堆芯支撐結(jié)構(gòu)失效和堆芯解體。37/472.2.3堆的傳熱過程核反應(yīng)堆熱交換方式熱傳導(dǎo)熱對流熱輻射（水冷堆）（高溫氣冷堆）38/472.2.3堆的傳熱過程反應(yīng)堆內(nèi)的傳熱過程就是指燃料元件內(nèi)產(chǎn)生的裂變熱，經(jīng)一系列過程傳給冷卻劑。其主要過程包括：①燃料芯塊導(dǎo)熱→②燃料-包殼間間隙導(dǎo)熱→③包殼導(dǎo)熱→④包殼表面向冷卻劑對流換熱。棒狀燃料元件徑向溫度分布圖燃料芯氣隙包殼冷卻劑tcitcstut0①②③④39/472.2.3堆的傳熱過程燃料元件與冷卻劑的傳熱過程分析燃料芯塊導(dǎo)熱屬于有內(nèi)熱源的圓柱形芯塊溫度場問題。燃料芯塊內(nèi)部導(dǎo)熱的主要計(jì)算式為：

t0為燃料芯塊的中心溫度tu為燃料芯塊的表面溫度λu為燃料芯塊的熱導(dǎo)率

ql為線功率①燃料芯塊內(nèi)的導(dǎo)熱40/47燃料芯塊與包殼之間存在很薄的間隙，通常情況下，使用氣隙導(dǎo)熱模型來計(jì)算。其主要計(jì)算式為：tci為包殼內(nèi)表面的溫度；為氣體間隙的熱導(dǎo)率；dci為燃料芯塊直徑；du為包殼內(nèi)表面直徑反應(yīng)堆長時(shí)間運(yùn)行后，燃料芯塊可能會(huì)與包殼直接接觸，不能再使用上述的氣隙導(dǎo)熱模型了，需要利用接觸導(dǎo)熱模型進(jìn)行計(jì)算。2.2.3堆的傳熱過程燃料元件與冷卻劑的傳熱過程分析

②氣體間隙導(dǎo)熱41/472.2.3堆的傳熱過程燃料元件與冷卻劑的傳熱過程分析包殼導(dǎo)熱屬于最常見的無熱源圓筒壁導(dǎo)熱問題。其主要計(jì)算式為：

tcs為包殼外表面的溫度為包殼的熱導(dǎo)率

dcs為包殼外表面直徑③包殼導(dǎo)熱

42/472.2.3堆的傳熱過程燃料元件與冷卻劑的傳熱過程分析冷卻劑的主要目的就是通過對流換熱把燃料芯塊內(nèi)產(chǎn)生的熱量給傳遞出去。因此其主要計(jì)算式為：

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