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1.冯西桥.核反应堆压力管道与压力容器的LBB分析[R](精)

1.冯西桥.核反应堆压力管道与压力容器的LBB分析[R](精)
1.冯西桥.核反应堆压力管道与压力容器的LBB分析[R](精)

1.冯西桥.核反应堆压力管道与压力容器的LBB分析[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,1997.

[1]冯西桥.核反应堆压力管道与压力容器的LBB分析[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,1997.起止页码.

2.金显贺, 王昌长, 王忠东, 等. 一种用于在线检测局部放电的数字滤波技术[J]. 清华大学学报(自然科学版), 1993, 33(4): 62–67.

[2]金显贺.王昌长.王忠东等. 一种用于在线检测局部放电的数字滤波技术[J]. 清华大学学报(自然科学版), 1993, 33(4): 62–67.

3.张筑生. 微分半动力系统的不变集 [D]. 北京: 北京大学数学系数学研究所, 1983.

[3]张筑生. 微分半动力系统的不变集 [D]. 北京: 北京大学数学系数学研究所, 1983.

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4.辛希孟. 信息技术与信息服务国际研讨会论文集: A集

[C]. 北京: 中国社会科学出版社, 1994.

[4]辛希孟. 信息技术与信息服务国际研讨会论文集: A集 [C]. 北京: 中国社会科学出版社, 1994. 起止页码.

5.万锦. 中国大学学报论文文摘(1983–1993). 英文版[DB/CD]. 北京: 中国大百科全书出版社, 1996.

[5]万锦. 中国大学学报论文文摘(1983–1993). 英文版 [DB/CD]. 北京: 中国大百科全书出版社, 1996. 起止页码.

西安交大核反应堆热工分析复习详细

第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热:对反应堆而言,衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率:把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待,称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热:指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程:指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换,即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流:指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动,而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾:指由浸没在(具有自由表面)(原来静止的)大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾:也称为对流沸腾,通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线:壁面过热度(s w sat t t t -=?)和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点:即沸腾起始点,大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点:即临界热流密度或烧毁热流密度,是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点:即偏离核态沸腾规律点,是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界:特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增,导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁:由于受热面上逸出的气泡数量太多,以至阻碍了液体的补充,于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层,从而使传热性能恶化,加热面的温度骤升; 14、慢速烧毁:高含汽量下,当冷却剂的流型为环状流时,如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化,液体层就会被破坏,从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾:是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合,是一种中间传热方式,壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾,而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾,传热率随温度而变化,其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾:指加热面上形成稳定的蒸汽膜层,q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说,膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”:多发生在低于350°C 的环境下,它会使燃料芯块变形,表面粗糙化,强度降低,以至破坏。 18、“肿胀”:大于400℃时,由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的,随着燃耗的增加,气泡的压力增加,结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料:是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程:指当冷却剂流过堆芯时,将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素:可以由任何能量的中子引起裂变的核素,如铀-235、铀-233、钚-239,只有铀-235是天然存在的,占0.714%;可裂变核素:能在快中子的轰击下引起裂变的核素,

反应堆热工基础试题(成理工)

反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中,裂变碎片的动能约占总能量的84%,裂变能的绝大部分在燃料元件内转换 为热能,少量在慢化剂内释放,通常取97.4%在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括:提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括:泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项? 答:分析燃料元件内的温度分布;冷却剂的流动和传热特性;预测在各种运行工况下反应堆的热力参数;预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程;分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却? 答:核反应堆停堆后,虽然堆内自持的裂变反应随即终止,但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变,因此,反应堆停堆后,还必须继续进行冷却,以便排出这些热量,防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言,造成流量分配不均匀的主要原因有哪些? 答:就压水堆而言,造成流量分配不均匀的原因主要有:进入下腔室的冷却剂流,不可避免地会形成许多大大小小的涡流区,从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同;各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同,其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样,燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差,会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值,各冷却剂通道中的释热量不同,引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同,导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性?在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性,为什么? 答:流动不稳定性是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中,流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大,主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡,导致部件的疲劳损坏;流动振荡会干扰控制系统;流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化,从而导致部件的热疲劳破坏;流动振荡使系统内的换热性能变坏,极大地降低系统的输热能力,并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则? 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点:燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度,燃料元件外表面不允许发生沸腾临界,必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热,在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定。

2018年华南理工大学研究生入学考试专业课真题835_反应堆热工水力分析

835 华南理工大学 2018 年攻读硕士学位研究生入学考试试卷(试卷上做答无效,请在答题纸上做答,试后本卷必须与答题纸一同交回)科目名称:反应堆热工水力分析 适用专业:核电与动力工程 共 5 页 一、填空题(10 小题,每小题2 分,共20 分) 1、反应堆的热功率与()成正比。 2、控制棒的热源来源于吸收伽马射线和()反应释放的热量。 3、达到沸腾临界时的热流密度称为()。 4、反应堆三大安全屏障的第一层安全屏障是()。 5、计算两相流压降时的基本参数有空泡份额、()、滑速比。 6、临界热流密度比的最小值称为最小DNB 比,当最小DNB 比值为()时,表示燃料元件表面发生烧毁。 7、液体冷却剂的流动压降有()、()、加速压降和局部压降。 8、流动不稳定性包括()和()。 9、热流密度核热点因子Fq N表示堆芯功率分布的()。 10、核电厂设置的运行参数的极限值是根据()和()原则确定的。 二、单项选择题(10 小题,每小题2 分,共20 分) 1、快中子增殖堆要求使用()做冷却剂。A、 传热能力强而中子慢化能力小的流体B、传热能力 弱而中子慢化能力小的流体C、传热能力强而中子 慢化能力大的流体D、传热能力弱而中子慢化能力 大的流体

2、下述因素的变化不会影响功率分布的有() A、燃料布置 B、控制棒 C、水隙和空泡 D、燃料装载量 3、下述不属于停堆后的热源是() A、燃料棒内储存的显热 B、U-235 裂变 C、剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变 D、中子俘获产物的衰变4、对于流动沸腾来说,在较低的壁面温度下,可获得很高的热流密度,因而对实际应用来说最有意义的传热区段是() A、非沸腾区 B、膜态沸腾区 C、过渡沸腾区 D、核态沸腾区 5、气隙导热模型中的传热形式主要是() A、辐射 B、对流 C、传导 D、辐射和对流 6、不会导致自然循环能力下降或终止()A、驱 动压头克服上升段和下降段压力损失B、上升段和下 降段密度差太小C、蒸汽发生器二次侧冷却能力过强 D、堆芯产生气体体积存在压力壳上腔室7、静力学不 稳定性不包括() A、流量漂移 B、沸水堆的不稳定性 C、沸腾危机 D、流型不稳定性 8、关于热点的描述错误的是()A、热点是某一燃料元件表面热流密度最 大的点B、热点和热管对确定堆芯功率的输出量起着决定性作用C、燃料元件 表面上热流密度最大的点就是限制堆芯功率输出的热点D、堆芯功率分布的均 匀程度用热流密度和热点因子表示9、压水堆与气冷堆的热工设计准则不同的是()A、燃料元件芯块内最高温度低于相应燃耗下的熔化温度 B、燃料元件表面不允许发生沸腾临界

核反应堆热工分析课设

目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)

一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水,用二氧化铀作燃料,用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁,燃料元件为棒状,正方形排列。已知下列参数:系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距(栅距) 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05

若将堆芯自上而下划分为5个控制体,则其轴向归一化功率分布如下 表:堆芯轴向归一化功率分布(轴向等分5个控制体) 通过计算,得出 1. 堆芯出口温度; 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度,平均线功率,最大线功率; 3. 热管的焓,包壳表面温度,芯块中心温度随轴向的分布; 4. 包壳表面最高温度,芯块中心最高温度; 5. DNBR在轴向上的变化; 6. 计算堆芯压降; 二、课程设计要求 1.设计时间为两周; 2.独立编制程序计算; 3.迭代误差为0.1%; 4.计算机绘图; 5.设计报告写作认真,条理清楚,页面整洁; 6.设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前,压水核反应堆的稳态热工设计准则有: (1)燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前,压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃,经辐照后,其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀,其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下,熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中,一般将燃料元件中心最高温度限制在2200~2450℃之间。 (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。

核反应堆物理分析课后习题参考答案

核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料,其富集度为2.43%(质量),密度为10000kg/m3。试计算:当中子能量为0.0253eV 时,UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时:(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得,0.0253eV 时:()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比,ε表示富集度,则有: 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以,26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成,各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398,计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解:由18页表1-3查得,0.0253eV 时: (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得,0.0253eV 时:112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面:1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面:120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????

反应堆安全分析整理资料

核反应堆安全分析 英文缩写 ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆 APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆 AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂 ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构 AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵 ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams 安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会 ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆 BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故 BOL Beginning Of Life 寿期初 CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆 CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统 CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

华扶#力*孑 课程设计报告 (20 13 一2014年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系:核科学与工程学院______________________ 班级:实践核1101班______________________ 学号:06 _________________________ 学生姓名:M _____________________ 指导教师:王胜飞__________________ 设计周数:Ul _______________________ 成绩:_____________________ 日期:2014 年6月19日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣,尤其是对动力堆,最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行,并能适应启动、功率调和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确左的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选左堆型,确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范用: (3)燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H: <4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求: (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规立了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则,一般有以下几点:< 1)燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表而不允许发生沸腾临界: (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热: <4)在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳左性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英它先修课程的理论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设讣准则: 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及英最髙温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等: 5、掌握压降的计算: 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求: 1.设计时间为一周;

核反应堆物理分析名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础 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。 中子的散射:散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射:中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核,然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射:分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面:一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率,或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面:表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程:中子在介质中运动时,与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度:某点处中子密度与相应的中子速度的乘积,表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应:由于靶核的热运动随温度的增加而增加,所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加,同时峰值也逐渐减小,这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子:裂变中,99%以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的,把 这些中子叫瞬发中子;裂变中子中,还有小于1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的,把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间:裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间:无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命:在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子,直至最后被俘获的平均时间,称为中子的平均寿命。 慢化密度:在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能:通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子, E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度:在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内,运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度:中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度:快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用: 1. 减少芯部中子泄漏,从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小,节省一部分燃料;

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本

课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系:核科学与工程学院 班级:实践核1101班 学号:1111440306 学生:佳 指导教师:王胜飞 设计周数:1周 成绩:

日期:2014 年 6 月19 日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计,尤其是对动力堆,最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行,并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确定的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选定堆型,确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2)反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围; (3)燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围; (4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求; (5)冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规定了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则,一般有以下几点: (1)燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界; (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热; (4)在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识,树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR,燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及其最高温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等; 5、掌握压降的计算;

反应堆安全分析期末考试复习资料

冗余度:核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来,用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。 多样性:采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。 独立性:系统设计中通过功能隔离或实体隔离,实现系统布置和设计的独立性。 故障安全:核系统或部件发生故障时,电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。单一故障:导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障,包括由该故障引起的所有继发故障。 单一故障准则:满足单一故障准则的设备组合,在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。 核安全文化:安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和,它建立在一种超出一切之上的观念,即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 始发事件:能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件,都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。 初因事件::造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。 固有安全性:当反应堆出现异常工况时,不依靠人为操作或外部设备的强制性干预,只是由堆的自然安全性和非能动的安全性,控制反应性或移出堆芯热量,使反应堆趋于正常运行和安全停闭。 停堆余量(深度):全部毒物都投入堆芯时,反应堆芯达到的负反应性。 热流量:单位时间传递的热量。 热通量(热流密度):单位时间通过单位面积传递的热量。 传热系数:单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量,即单位传热量。 对流换热系数h:当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。 大容器沸腾:由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾 饱和沸腾:液体主体温度达到饱和温度,壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。热管:在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。 热点:堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素,在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。在堆芯内最危险的燃料元 件上的点。 偏离泡核沸腾:冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值 子通道模型:认为相邻通道是相互关联的,沿着整个堆芯高度,相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。 比放射性活度:单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。 核燃料线功率密度:单位长度的核燃料棒所释放的功率。 热阱:接受反应堆排除余热的场所。 核应急:是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态,又称“核紧急状态”。 应急计划:又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。

反应堆热工分析课程设计

《核反应堆热工分析》课程设计 学生:杨伟 学号:20094271 指导教师:陈德奇 专业:核工程与核技术 完成时间:2012年7月5日 重庆大学动力工程学院 二O一二年六月

通过本课程设计,达到以下目的: (1)深入理解压水堆热工设计准则; (2)深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道(平均 管)、热通道(热管)、热点等在反应堆热工设计中的应用; (3)掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数;烧毁比 DNBR,最小烧毁比MDNBR,燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max,包壳表面温度t cs及其最高温度t cs,max等; (4)求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度, 燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等; (5)通过本课程设计,掌握压水堆热工校核的具体工具; (6)掌握压降的计算; (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。

某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水,用UO2作燃料,用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁,燃料元件为棒状,采用正方形排列。已知参数如表1所示: 将堆芯自下而上分为6个控制体,其轴向归一化功率分布如表2所示: 表2: 堆芯归一化功率分布

3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320,则=(292.4+320)/2=306.2,差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得: = =

核反应堆安全分析复习内容

核反应堆安全分析 Ch1: 1.1安全总目标与两个辅助目标 1.2安全设计的基本原则 1.3核安全文化的定义和含义 1.4不要求 Ch2: 2.1四种安全性因素 2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现 2.3专设安全设施的功能及设计原则 Ch3:不要求 Ch4: 4.1:四类运行工况的定义,八种典型始发事故,核电厂运行状态示意图 4.2:看看吧 4.3:P66页的图看懂,反馈的作用 4.4—4.8:主要是事故过程分析,解释事故曲线的变化趋势。(个人认为4.6,4.7两节最重要)4.9:单老师说这一节不会考读图题,看看概念吧 4.10:大体看看吧 Ch5: 5.1:高压熔堆与低压熔堆的特点 5.2—5.4:大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程 5.5---5.6:大体看看吧,好好看看应急计划区 Ch7: 单老师说可能考PSA的三个等级,同时会有故障树分析的大题,选了PSA的同学窃喜,没选的就好好看看吧 答疑情报:题型有填空,简答与读图题,1.4与第三章不考,失水事故不考读图题,带公式的都不用看,最后他说他出题很随意,卷子还没出,那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了,时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧,有点印象就行了,好好复习吧。 安全的总的目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。 辅助目标: 辐射防护目标:确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并且低于规定的限值,还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 技术安全目标:有很大把握预防核电厂事故的发生;对于核电厂设计中考虑的所有事故,甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果(如果有的话)是小的;确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核设施的设计基准事故:每项专设安全设施都有其特定控制的事故,对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量,要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。 安全分析的内容:所有计划的正常运行模式;在预计运行事件下的核电厂性能;设计基准事

《核反应堆热工分析》复习资料大全

第一章绪论(简答) 1. 核反应堆分类: 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点: 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点:第一是省掉了一个回路,因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度,沸水堆只需加压到约72个大气压,比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点: 6.重水堆优缺点:优点: ●中子利用率高(主要由于D吸收中子截面远低于H) ●废料中含235U极低,废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)

缺点: ●重水初装量大,价格昂贵 ●燃耗线(8000~10000兆瓦日/T(铀)为压水堆1/3) ●为减少一回路泄漏(因补D2O昂贵)对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点:优点: ●高温,高效率(750~850℃,热效率40%) ●高转换比,高热耗值(由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨,而石墨吸收中子截面小。转换比0.85,燃耗10万兆瓦日/T(铀)) ●安全性高(反应堆负温度系数大,堆芯热容量大,温度上升缓慢,采取安全措施裕量大) ●环境污染小(采用氦气作冷却剂,一回路放射性剂量较低,由于热孝率高排出废热少)●有综合利用的广阔前景(如果进一步提高氦气温度~900℃时可直接推动气轮机;~1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50%;~1000-1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化) ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点:优点: ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B+2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu (消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu )●堆芯无慢化材料、结构材料,冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点: ●快中子裂变截面小,需用高浓铀(达~33%) ●对冷却剂要求苛刻,既要传热好又不能慢化中子,Na是首选材料,Na是活泼金属,遇水会发生剧烈化学反应,因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性(简答) 1.固体核燃料的5点性能要求:教材14页 2.常见的核燃料:金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料,必须综合考虑的7个因素:包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好

核反应堆安全分析考试要点

一、安全的总目标:核电厂里建立并维持一套有效的防护措施,以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。 辐射防护目标:确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平,并且低于规定的限值,还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 纵深防御原则:在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程,用以防止事故,或在未能防止事故时保证适当的防护 纵深防御目的1:防止偏离正常运行及系统故障 2:检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况3:限制事故的放射性后果,保障公众的安全。 4:应付可能已超出设计基准事故的严重事故,并使放射性后果合理可行尽量低。 5、减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果 三道屏障:1燃料元件包壳:2一回路压力边界3安全壳 安全设计的基本原则:单一故障准则(在其任何部位发生单一随机故障时,仍能保持所赋予的功能)多样性原则(通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性)独立性原则(功能隔离或实体分离,防止发生共因故障或共模故障)故障安全原则(核系统或部件发生故障时,电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态)定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。 四确保反应堆安全的四种安全性要素:(1) 自然的安全性。2非能动的安全性。 (3) 能动的安全性。。(4) 后备的安全性。固有安全性:当反应堆出现异常工况时,不依靠人为操作或外部设备的强制性干预,只是由堆的自然安全性和非能动安全性,控制反应性或移出堆芯热量,使反应堆趋于正常运行和安全停闭。四、反应堆安全设施有特定的安全功能:在所有情况下,正常运行或反应堆停闭状态1有效地控制反应性,2确保堆芯冷却,3包容放射性产物 五、专设安全设施的原因及功能 原因,当反应堆运行发生异常或事故工况下,仅仅依靠正常的控制保护系统仍不足以保障堆芯的冷却在压水堆核电厂中,一旦发生因冷却系统管道破裂的失水事故是及时反应堆紧急停闭也可以是燃料包壳烧毁,甚至熔化同时会危及安全壳的完整性。功能:1发生失水事故时,向堆芯注入含硼水;2. 阻止放射性物质向大气释放3.阻止氢气在安全壳中浓集4向蒸汽发生器应急供水。

《核反应堆热工分析》复习重点

重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点 第二章堆的热源及其分布 1、裂变能的近似分配(16页) 2、了解堆芯功率的分布及其影响因素(17页4个公式中的参数物理意义及变化影响) 3、影响功率分布的因素(19页——21页的黑体标题,内容了解) 4、停堆后的功率(25页) 5、剩余裂变功率的衰减(25页——26页) 6、衰变功率的衰减(27页) 第三章堆的传热过程 1、导热的概念(30页) 2、记忆热传导微分方程(30页公式3-1) 3、公式3-3和公式3-12的推导(31页、33页) 4、Dittus-Boelter公式;沸腾曲线(34页;37页) 5、产生沸腾的下限公式(39页公式3-26) 6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁(40页——41页) 7、过渡沸腾传热的定义(41页) 8、选择包壳材料要考虑的因素(48页,共7点) 9、热静效应(51页) 10、燃料芯块的肿胀含义(52页) 11、积分热导率的定义,以及定义积分热导率的意义(58页) 第四章堆内流体的流动过程及水力分析 1、单相流体的流动压降组成(87页——92页的黑体标题,共4点) 2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义(87页公式4-4) 3、Blausius关系式及使用范围(88页) 4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式(92页——93页,公式4-21和公式4-26) 5、多相流的定义(99页)

5、什么叫流型以及四种主要流型(99页——100页) 6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式(101页——102页) 7、公式4-49的推导(103页) 8、自然循环的概念,影响自然循环的因素及解决办法(120页——123页) 9、临界流的定义(123页) 10、单相流体的临界流(124页) 11、引起流动不稳定性的原因(133页) 12、两相流不稳定性的分类和定义(133页——134页) 13、流量漂移的特点(134页) 14、水动力稳定性准则(136页公式4-176) 第五章 堆芯稳态热工分析 1、热工设计准则(144页——145页) 2、热管和热点的定义(154页) 3、热流密度核热点因子N q F 的计算式(155页公式5-26) 4、焓升热管因子N H F ?的计算式(155页) 5、降低热管因子和热点因子的途径(157页) 6、只有流动交混因子E H F ?的值小于1,其他都大于1(158页) 7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正(168页——170页) 8、核反应堆热工参数的选择(174页——175页) 9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围(176页) 10、图5-12的,e R N 的选择及其原因(179页) 11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图(179页) 第六章 堆芯瞬态热工分析 1、棒状元件的导热微分方程(202页公式6-2) 2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性(218页——219页) 3、专设安全系统(220页,共3个)

核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本教材

华蛀也力*孑 课程设计报告 (20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称:核反应堆热工分析课程设计 题目:利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系:_____________________ 班级:实践核1101班 _______________________ 学号:1111440306 _______________________ 学生姓名:_____________________ 指导教师:_____________________ 设计周数:________________________ 成绩:________________________ 日期:2014 年6月19日

、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计,尤其是对动力堆,最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行,并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化,要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏,甚至在最严重的工况下,也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前,首先要了解并确定的前提为: (1)根据所设计堆的用途和特殊要求(如尺寸、重量等的限制)选定堆型,确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类; (2 )反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围; (3 )燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围; (4)二回路对一回路冷却剂热工参数的要求; (5 )冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,预先规定了热工设计必须遵守的要求,这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则,一般有以下几点:(1 )燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度; (2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界; (3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却;在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热; (4 )在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中,不发生流动不稳定性。 在热工设计中,通常是通过平均通道(平均管)可以估算堆芯的总功率,而热通道(热管)则是堆芯中轴向功率最高的通道,通过它确定堆芯功率的上限,热点是堆芯中温度最高的点,代表堆芯热量密度最大的点,通过这个点来确定 DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识, 树立正确的设计思想,培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计,达到以下目的: 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道(平均管)、热通道(热管)、热点等在反应堆设计中的应用; 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数:烧毁比DNBR最小烧毁比 MDNBR 燃料元件中心温度及其最高温度,包壳表面温度及其最高温度等; 4、求出体现反应堆先进性的主要参数:堆芯流量功率比,堆芯功率密度,燃料元件平均热流密度(热通量),最大热流密度,冷却剂平均流速,冷却剂出口温度等; 5、掌握压降的计算; 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。

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