什么是热产生-定义

重要的是,必须保持热产生和热去除速率的平衡,以防止这些温度可能导致燃料或其他结构材料的失效。优德app热能工程

核反应堆的热产生

正如写的那样,一个核电站(核电站)看起来像一个标准的热电站,只有一个例外。核电站的热源是一种核反应堆。典型的是,在所有的传统热电站,热量被用来产生蒸汽,驱动汽轮机连接到一个发电机生产电力。但在核电站,反应堆生产巨大的热量(能量)在一个小卷。能量产生的密度是非常大的这会对其提出要求w88优德备用网址 微博传热系统(反应堆冷却剂系统)。

电力分配-核反应堆
在商业反应堆中,核心磁通量分布受到许多因素的显着影响。简单地,电力操作的商用电源电抗器中没有余弦和J0。

对于在稳定状态下操作的反应器,必须删除系统中释放的所有热量尽可能快地生产。这是通过使液体或气体冷却剂通过核心并且通过产生热量的其他区域。传热必须w88优德备用网址 微博等于或大于发热速率或过热,并且可能发生对燃料的可能损坏。该冷却剂系统的性质和操作是核反应堆设计中最重要的考虑之一。

应该注意的是,从严格的核的观点来看,反应堆的热功率在理论上没有上限,任何临界反应堆都可以获得足够的超额反应性来克服其负的温度反馈。在每一个核反应堆,有一个正比例之间的中子通量反应堆热力。通常使用术语热功率,因为​​它意味着由于结果而在反应器核心中产生热量的速率排气在燃料。此外,在短时间内,临界反应堆不需要有高的反应性过剩,如在快速反应性偏离的情况下。

简而言之,几乎任何反应堆都能够超过其冷却剂系统的热除去能力。除此之外,燃料会加热,可以达到非常高的温度。电抗器操作员和反应堆安全系统必须避免这种情况。至关重要的是产热-散热速率平衡必须保持,以防止这些温度可能导致燃料或其他结构材料的失效。在反应堆工程中,核反应堆的热工水力描述了在正常运行和事故条件下,为了实现理想的堆芯散热率而涉及的传热和流体动力学耦合的努力。优德体育w88官网手机版w88优德备用网址 微博

燃料元件的产热

核反应堆,有一个正比例之间的中子通量反应堆热力。这个比例是由裂变反应速率每单位卷(Rr = Ф。Σ)。核反应堆内的裂变反应速率由几个因素控制。为简单起见,假设可裂变材料均匀分布于反应器内。在这种情况下宏观横截面与位置无关。乘以裂变反应速率每单位卷(Rr = Ф。Σ)由此总容积的核心(V)给了我们反应总数发生在反应堆核心单位时间内。但我们也知道每次裂变反应释放的能量是的200伏/裂变。现在,可以确定能量释放率(能量)由于裂变反应。由下式给出:

P = rr。Er。V = Ф。Σf。Er。V = Ф。NU235.。σf235.。Er。V

地点:

反应堆功率(MeV.s .-1)

Ф -中子通量(neutron .cm .-2。s-1)

Σ - 微观横截面(cm2)

n - 原子数密度(原子为CM-3)

ER - 每次裂变的平均可收回能量(MEV /裂变)

V - 核心的总体积(m3.)

反应速率和反应堆功率
一个典型的热中子反应堆包含100吨有一个平均的浓缩2%(不要把它混为一组新燃料)。如果反应堆功率为3000MWTH.,确定反应速度平均堆芯热通量

解决方案:

的数量裂变235.U根据反应器核心的体积。

235.[g/core] = 100[公吨]x 0.02 [g of .235.U / g (U)10.6(克/吨)=2 x 106235.U根据反应堆堆芯的体积

原子数密度235.反应堆堆芯体积中的U:

N235.。V = m235.。N一个/ M235.
= 2 x 106[g 235 / core] x 6.022 x 1023.[原子/ mol] / 235 [g / mol] =5.13 x 10.27.原子/核心
的微观裂变截面235.你(for..热能中子):

σf235.= 585谷仓

平均可回收能量235.U裂变:

Er= 200.7兆电子伏/裂变

中子通量-反应速率-热中子反应堆

一般来说,核裂变导致释放巨大数量的能源。能量的总量强烈依赖于原子核要分裂,也强烈地依赖于入射中子的动能。为了计算反应堆的功率,有必要精确识别这种能量的个体组成部分。起初,区分总能源释放可以在a中恢复的能量反应堆

每次裂变的能量释放释放的总能量在裂变中可以从初始靶核的结合能量计算待裂变和结合能量裂变产品。但并非所有总能量都可以在反应器中恢复。例如,大约10米是以什么形式释放的中微子(事实上Anteineutrinos.)。由于中微子是弱相互作用的(具有极低的任何相互作用的横截面),因此它们不会有助于可以在反应器中回收的能量。

从表格中可以看出,总能源释放在反应堆中是大约210米235.你裂变,分布如表所示。在反应堆中,平均可回收能量每个裂变大约200伏,总能量减去能量的能量Anteineutrinos.辐射到了。这意味着约3.110.10.裂变每秒是生产权力所必需的1 W。自1克任何裂变材料包含2.5 x 1021.,裂变1克裂变材料产量约1兆瓦(MWD)热能。

核电 - 腐烂热量
加压水反应器电力运行中的热能源

从裂变反应过程中释放的总能量的各个组分的描述中可以看出,存在大量的能量产生于核燃料(外部燃料棒)。特别是动能提示中子在很大程度上是生成的在冷却剂(主持人)。这种现象需要包含在核计算中。

中子反射器
中子反射器在Lwr的反应器核心内。它只是一个说明性的例子。

轻水反应堆,普遍认为约2.5%总能量的一部分被回收在主持人。这种能量部分取决于材料,它们在反应器内的布置,因此在反应器类型上。

它还必须加进去,另外反应堆的其他内部部件必须被充分冷却,以防止其建筑材料过热。控件是最公开的组件之一中子反射器,尤其是重型反射器。当充当中子屏蔽层时,重反射面由于吸收中子而受热伽玛辐射。为了避免过热,通过流过通过反射器钻的冷却通道的水除去反射器中的热量。

也可以看看:每次裂变的能量释放

也可以看看:余热

发热 - 微观视图
也可以看看:重带电粒子的相互作用

Nuclear-Fission-min由于电磁相互作用延伸了一定距离,所以轻的或重的带电粒子不需要与原子发生直接碰撞。它们可以简单地通过通过在附近重带电粒子,例如裂变碎片或阿尔法粒子主要通过库仑力与物质相互作用在它们的正电荷和来自原子轨道的电子的负电荷之间。另一方面,原子的内能是量化,因此只有一定数量的能量可以转移。一般来说,带电粒子传递能量的方式主要有:

  • 激发。带电颗粒可以将能量传递到原子,将电子提升到更高的能量水平。
  • 电离。当带电粒子有足够的能量除去一个电子时,就会发生电离。这导致了周围物质中离子对的产生。

电子对的产生需要能量,而能量是由于产生电子的带电粒子的动能而损失的减速。由带电粒子通过的正离子和自由电子将重新单独,释放​​能量以热的形式(例如,原子的振动能量或旋转能量)。这是裂变片段如何加热的原则燃料反应堆核心。在光带电粒子(如正电子和电子)和重带电粒子(如裂变碎片、阿尔法粒子和介子)通过时,能量损失和散射的方式有相当大的不同。这些差异大部分是基于碰撞过程的不同动力学。一般来说,当一个重粒子与一个轻得多的粒子(原子轨道中的电子)碰撞时,能量和动量守恒定律预测,只有一小部分重粒子的能量可以转移到质量较小的粒子上。转移能量的实际数量取决于带电粒子通过原子的距离,也取决于能级量子化的限制。

使粒子静止所需的距离称为它的范围。裂变片段的范围实力只有几微米,因此大部分裂变能量都是转换为热量非常接近到了裂变的地步。在气体的情况下范围增加到几厘米在依赖于气体参数(密度,气体类型等)的情况下,重带电粒子的轨迹不会受到很大的影响,因为他们与轻原子电子相互作用。其他带电粒子,如阿尔法粒子的行为与此类似,但有一个例外——对于较轻的带电粒子,范围稍长一些。

常规堆芯的功率分配

应该注意的是通量形状由扩散理论只是制服的理论案例均匀低功率的圆柱形反应堆(在零功率临界性”)。我们已经含蓄地假设由数千个燃料和控制元件、冷却剂和结构组成的核心可以用某种有效的均匀混合物来表示。这是一个很强的假设,因为它没有考虑到核心的异质性。

也可以看看:扩散方程 - 有限圆柱形反应器

在商业反应堆中,核心磁通量分布受到许多因素的显着影响。最重要的方面之一是燃料主持人组件的异质性。这个问题非常复杂,分别在:

也可以看看:配电

热限制

操作电抗器中的温度因系统内的点而异。结果,总有一根燃料棒一个当地的卷那是比其他所有人都多。为了限制这些炎热的地方峰值电源限制必须介绍。峰值功率限制与核心沸腾的偏离和可能导致燃料颗粒熔体的条件相关的峰值电源限制。

因此,核心内的功率分布必须适当限制。这些限制通常分为两个基本类别:

反应堆冷却剂δ T -能量平衡

另一个非常有用的关系是由反应器产生的热功率与反应器冷却剂的质量流速直接相关,并且在芯上的温度差异。

能量平衡方程式-反应堆

在直的热力学基础上,该发热也与芯上的流体温度差和通过芯的流体的质量流速有关。因此,反应器芯的尺寸取决于并限制低大量液体可以通过芯以除去产生的热能。注意,在PWRS.,堆芯出口温度受限。在一个典型的压水堆中,热的主冷却剂(水330°C;626°F)被泵入蒸汽发生器通过初级入口。这需要保持非常高的压力以使水保持在液态状态。为了防止初级冷却剂的沸腾并提供过冷余量(压力机温度与反应器核心的最高温度之间的差异),为PWRS典型约16MPa的压力反应器压力容器是关键组件,限制了每个核电站的热效率,因为反应堆容器必须承受高压。许多其他因素会影响堆芯产生的热量,但其限制产生率是基于冷却剂能安全地带走多少能量。

温度剖面-核燃料

核燃料-温度也可以看看:包层表面温度

大多数的压水器使用铀燃料,其形式是二氧化铀。二氧化铀是黑色半导体固体,导热率非常低。另一方面,二氧化铀具有非常高的熔点并且具有众所周知的行为。UO.2被压缩成圆柱形颗粒,然后将这些颗粒烧结成固体。

这些圆柱形颗粒然后装入并封装在一个燃料棒(或燃料针)内,这是由锆合金,因为它的非常低的吸收横截面(不像不锈钢)。覆盖小球的管的表面被称为燃料包壳

也可以看看:二氧化铀的热传导

热的机械的行为燃料芯块燃料棒构成三大核心设计学科之一。核燃料在非常居住的条件下操作(热,辐射,机械),并且必须承受超过正常情况的操作。例如,燃料颗粒中心的温度达到更多1000°C(1832°F)伴有裂变气瓶。因此,在单个燃料杆内的温度分布的详细知识对于核燃料的安全操作至关重要。在本节中,我们将学习热传导方程圆柱坐标采用给定表面温度的Dirichlet边界条件(即采用Dirichlet边界条件)。燃料棒温度分布的综合分析将在单独的章节中进行研究。

燃料球团中心线的温度

考虑到半径的燃料颗粒rU= 0.40厘米,其中单位体积产生的热量均匀而恒定,V[w / m3.]。而不是体积热速率qV[w / m3.,工程师经常使用线性热速率ql(W / m),这代表了一米的燃料棒的热速率。的线性热速率由容积热率计算得到:

线性热速率与体积热速率

以中心线作为r坐标的原点。由于z方向和方位方向的对称性,我们可以分离变量,将问题简化为一维问题。因此,我们将以半径的函数解决温度,T (r), 只要。对于常数导热系数,k,适当的形式圆柱热方程是:

热方程-圆柱- 2

该等方程的一般解决方案是:

热方程-圆柱-通解

其中C.1和C.2是积分常数。

热传导-燃料颗粒计算温度分布T(r)在这种燃料颗粒中,如果:

  • 燃料颗粒表面的温度是TU= 420°C
  • 燃料球团半径rU= 4毫米
  • 材料的平均电导率为k = 2.8 w / m.k(对应于1000°C的二氧化铀)
  • 线性热速率是l= 300瓦/厘米所以体积热速率是qV= 597 x 106W / m3.

在这种情况下,表面保持在给定温度tU。这对应于狄利克雷边界条件。此外,这个问题是热对称的,因此我们可以用also热对称边界条件。可以使用替代在一般解决方案中来评估常数,并且是形式:

热方程 - 圆柱 - 边界条件

在这些特定的边界条件下,圆柱形燃料球团的结果温度分布和中心线(r = 0)温度(最大值)将是:

热方程-圆柱-解

径向热通量在任意半径处,qr[下午-1],在缸内,当然可以通过使用温度分布和与傅里叶的法律。注意,通过发热,热通量不再独立于r。

下图显示了不同功率下燃料球团内的温度分布。

温度分布 - 核燃料

______

操作电抗器中的温度因系统内的点而异。结果,总有一根燃料棒一个当地的卷那是比其他所有人都多。为了限制这些炎热的地方峰值电源限制必须介绍。峰值电源限制与a相关联沸腾危机而且这种情况可能会导致燃料球团融化。然而,冶金方面的考虑使上限关于燃料包壳和燃料球团的温度。以上这些温度燃料有被损坏的危险。核反应堆设计的主要目标之一是提供在所需功率水平产生的热量的去除,同时确保最高燃料温度和最高包层温度总是低于这些预定值。

引用:
w88优德备用网址 微博传播热量:
  1. 传热传质基础,第七版。Theodore L. Bergman, Adrienne S. Lavine, Frank P. Incropera。John Wiley & Sons, Incorporated, 2011。ISBN: 9781118137253。
  2. 热量和传质。Yunus A. Cengel。McGraw-Hill教育,2011年。ISBN:9780071077866。
  3. 美国能源,热力学,传热和流体流动部。w88优德appw88优德备用网址 微博DOE基础知识手册,第2卷。2016年5月。

核与反应堆物理学:

  1. J. R. Lamarsh,核反应堆理论介绍,第二辑,艾迪生 - 韦斯利,读书,马(1983)。
  2. J. R. Lamarsh,A. J. Baratta,核工程介绍,3D Ed。,Prentice-Hall,2001年,ISBN:0-201-82498-1。
  3. 《核反应堆物理》,北京:清华大学出版社,2001年。
  4. Glasstone,Sesonske。核反应堆工程:反应堆系统工程,弹簧斯;第4版,1994,ISBN:978-0412985317
  5. W.S.C.威廉姆斯。核和粒子物理学。克拉登登新闻;1版,1991年,ISBN:978-0198520467
  6. g.r.keepin。核动力学物理学。Addison-Wesley Pub。co;第1版,1965年
  7. 罗伯特·里德·伯恩,《核反应堆运行导论》,1988年。
  8. 美国能源、核物理和反应堆理论部。美国能源部基础手册,卷1和2。1993年1月。
  9. 保罗·雷,中子物理学。EDP​​科学,2008. ISBN:978-2759800414。

高级反应堆物理:

  1. K.O. Ott,W.A.Pezella,介绍性核反应堆估值,美国核协会,修订版(1989),1989年,ISBN:0-894-48033-2。
  2. 《核反应堆动力学概论》,美国核学会,1985,ISBN: 0-894-48029-4。
  3. 李国强,核反应堆动力学,中国核科学研究院,1993,ISBN: 0-894-48453-2。
  4. 刘文杰,刘文杰,刘文杰。中子输运计算方法[j] .物理学报,1993,59(4):449 - 452。

也可以看看:

w88优德备用网址 微博

我们希望,这篇文章,热的一代,帮助你。如果是这样,给我们一个在侧边栏。这个网站的主要目的是帮助公众了解一些有关热工程的有趣和重要的信息。优德app