1-堆芯材料的选择和热物性幻灯片.ppt

热工水力参数（来自田湾56PSAR 4.1） 热工参数 哪些是直接测量的热工参数？压力、比容、温度、流量等。 哪些是不能直接测量的热工参数？内能、焓、熵、功率等。 如何计算反应堆的热功率？ 物性参数—材料的选择 核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性 核燃料： 铀－235、铀－233和鈈－239这三种核素可以在各种不同能量的中子作用下产生裂变反应，通常把它们称为裂变燃料（易裂变核素）。釷－232和铀－238在能量低于裂变阈能的中子作用下不能产生裂变反应，但在俘获中子后能转变为裂变燃料，这两种核素称为转换材料（可转换核素）。核燃料必须含有上述三种裂变燃料之一才能“燃烧”。 燃料的一般要求（固体） 良好的辐照稳定性，保证在燃耗后尺寸与形状的变化能够保持在允许的范围内； 良好的热物性 ，既要求熔点高，热导率高，热膨胀系数小； 高温下与包壳材料的相容性好； 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀； 工艺性能好，制造成本低，便于后处理。 常用燃料 为什么不用金属燃料？ 目前压水堆使用的燃料主要有以下两类： （1）含 UO2弥散体的燃料:用机械的方法把UO2弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的燃料。 （2） UO2陶瓷燃料：烧结的圆柱形小块（燃料芯块）（抗腐蚀性好，导热性能差） UO2陶瓷燃料的基本性质 熔点高（2840 ℃ ）；（设计限值2590 ℃ ） 在高温水蒸气中的化学稳定性（耐腐蚀性）好； 与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好； 金相结构没有同素异形体，高温和中子辐照下的几何稳定性好。 缺点：导热性差，抗拉强度较低；辐照后的熔点随燃耗的增加而下降。高功率密度与功率瞬变所引起的热应力易使芯块径向开裂（包壳约束） 密度 （g/cm） 熔点 （℃） 结晶形态 热导率 （W/（m·℃） 热膨胀系数 （10-6/ ℃） 10.98 2800 （中等辐照） CaF2形面心立方 5.01（200 ℃） 3.25（1000 ℃） 10 UO2陶瓷燃料高温与辐照条件下的特性 机械特性：脆性塑性；高温蠕变； 密实化与重结构：孔隙率，辐照效应，中心孔洞 肿胀：裂变产生的气体和固体，临界燃耗 裂变气体的释放：成分改变，导热率 二氧化铀燃料热物性 熔点：未经辐照的二氧化铀熔点的比较精确的测定值是 氧化铀中氧和铀的原子比为2的二氧化铀的熔点是2800℃ 密度： 二氧化铀的理论密度是 热导率：图1.3—1示出了一些研究者所提供的未经辐照的二氧化铀的热导率。从各条曲线的变化趋势来看，可以粗略的认为，温度低于 1600℃以下，二氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过 1600 ℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。可以把二氧化铀的热导率表示为 未经辐照的二氧化铀的热导率随温度的变化 包壳材料的考虑因素 核性能:中子吸收截面要小,感生反射性低; 良好的导热性能; 与燃料的相容性好 良好的机械性能,足够的机械强度和韧性; 良好的抗腐蚀能力; 良好的辐照稳定性 容易加工成形,成本低,便于后处理. 包壳材料 适合的主要材料:铝、镁、锆、不锈钢以及镍合金等； 应用最普遍的是Zr-2和Zr-4合金；压水堆一般用锆-4合金，沸水堆用锆-2合金。 不锈钢的热中子吸收截面大，不宜作热中子反应堆的包壳，但它的快中子吸收截面很小，而且具有很好的辐照特性和机械强度，因而适宜于做快中子堆的包壳材料 锆合金具有热中子吸收截面小，较好的机械性能和抗腐蚀性能等优点，压水堆稳态热工设计中，包壳的外表面的最高限制温度一般不超过350℃。（腐蚀的转折点,腐蚀加速） 关于M5-AFA 3G燃料 冷却剂的热工要求 沸点高; 导热性能好; 热容量大; 热稳定性好, 无毒 泵耗功低 核性能(中子吸收截面小、感生放射性弱). 冷却剂 水作为冷却剂有哪些优点和缺点： 较好的导热性； 比热和汽化潜热比较大； 价格便宜； 所需的唧送功率较小； 中子吸收截面较大； 沸点较低，在高温下运行保持液相需较高的压力； 存在临界热流问题 水在高温下的腐蚀作用相当强 水和水蒸汽的物性变化 饱和水和饱和水蒸气的某些热物性”。其中，饱和水的比焓h 随饱和压力的增加而单调增大；饱和水蒸汽的比焓h 随饱和压力的增加先是增大，在大约3 MPa 之后，随压力的增加而减小。还必须知道蒸汽发生器二次侧的工作压力一般在5 到6 Mpa 在一定压力下，过冷水与过热蒸汽的比容随温度的增加而增大；在一定温度下，过冷水与过热蒸汽的的比容随压力的增加而减小。 h C x=1 x=0 p v T x 增加几个物性量