新能源发电技术 电子课件 2.2 核反应堆的热工分析.pptx

2.2核反应堆的热工分析任课老师：于立军2019年02月

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2.2.1堆的热源反应堆内的热量来自核裂变释放的能量，每次裂变释放的能量平均约为200MeV。约84%裂变碎片的动能γ与β射线其余

2.2.1堆的热源裂变能的分布与反应堆的具体设计有关，对于热中子反应堆，一般来说，90%以上的总裂变能是在燃料元件内转换成热能的，大约5%的总裂变能在慢化剂中转换成热能，剩余不到5%则在反射层、热屏蔽等部件中转换成热能。

2.2.1堆的热源压水动力堆燃料元件的释热量占反应堆总释热量的97.4%。沸水堆燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。燃料元件释热量占比热工分析目的及时输出燃料元件内产生的热量

2.2.1堆的热源特别需要注意的是，反应堆停止运行后，反应堆的功率不会一下子降为零，而是按照一定的规律衰减。热量来源燃料棒内储存的显热剩余中子引起的核裂变（剩余裂变发热）裂变产物及中子俘获反应产物的衰变（衰变热）燃料棒内的显热、剩余裂变热约在30s内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热。

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2.2.2燃料元件结构燃料元件名称极其繁多，这主要是由于不同的分类方法造成的。下面介绍几种主要的燃料元件分类方法：按燃料类型：可分为金属型燃料元件、弥散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三种。轻水堆燃料元件（二氧化铀）属于陶瓷型燃料元件。按几何形状：可分为棒状、板状、管状和球状等燃料元件形式。轻水堆几乎全部用棒状燃料元件。按反应堆类型：反应堆型+燃料元件。如轻水堆燃料元件、重水堆燃料元件。

2.2.2燃料元件结构虽然燃料元件种类繁多，但是不论何种形状和形式的燃料元件，其组成不外乎两大部分：燃料棒和骨架。

2.2.2燃料元件结构燃料棒结构典型的压水堆燃料棒由UO2芯块、锆合金包壳、端塞、压紧弹簧及氦气腔组成。锆合金在300～400℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面（锆为0.18靶恩），对核燃料有良好的相容性，因此常用作水冷核反应堆的包壳材料。压水堆燃料棒上端塞贮气腔压紧弹簧包壳燃料芯块上端塞

2.2.2燃料元件结构燃料棒结构包壳中留有足够的空间和间隙，用于补偿包壳和燃料芯块不同的热膨胀，以及芯块的辐照膨胀，并且作容纳裂变气体的膨胀室。上端塞带有一个小孔，用于制造时往包壳内充氦气加压至2.0MPa，以减少包壳蠕变和增加燃料棒的导热性能和可靠性。用氦气加压后，用熔焊将小孔封死。包壳内的压紧弹簧可以防止运输与操作过程中芯块的窜动。压水堆燃料棒上端塞贮气腔压紧弹簧包壳燃料芯块上端塞

2.2.2燃料元件结构燃料元件的骨架是支撑燃料棒束的结构部件它承受冷却剂的冲刷，和紧急停堆时数十公斤的控制棒突然下落产生的冲击力。此外，堆内的高温和强烈的中子辐照也会是骨架的机械性能发生变化甚至发生弯曲。因此，骨架的结构决定了燃料元件的刚性，它的几何尺寸直接影响元件的外形。压水堆燃料元件骨架燃料元件骨架

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2.2.3堆的传热过程热交换方式热传导热对流热辐射（水冷堆）（高温气冷堆）

2.2.3堆的传热过程反应堆内的传热过程就是指燃料元件内产生的裂变热经一系列过程传给冷却剂。其主要过程包括：燃料芯块导热→燃料-包壳间间隙导热→包壳导热→包壳表面向冷却剂对流换热。棒状燃料元件径向的温度分布情况如图所示。棒状燃料元件径向温度分布燃料芯气隙包壳冷却剂tcitcstut0

2.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析燃料芯块导热属于有内热源的圆柱形芯块温度场问题。燃料芯块内部导热的主要计算式为：t0为燃料芯块的中心温度tu为燃料芯块的表面温度为燃料芯块的热导率ql为线功率（1）燃料芯块内的导热t0tur?

2.2.3堆的传热过程燃料元件与冷却剂的传热过程分析（2） 气体间隙导热。燃料芯块与包壳之间存在很薄的间隙，通常情况下，使用气隙导热模型来计算。其主要计算式为：tci为包壳内表面的温度为气体间隙的热导率dci为燃料芯块直径du为包壳内表面直径反应堆长时间运行后，燃料芯块可能会与包壳直接接触，不能再使用上述的气隙导热模型了，需要利用接触导热模型进行计算。tutcidcidu

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