什么是燃料元件产生热量-定义

燃料元件中的热量生产。在燃料元件中,通过各种机制产生热量。本文介绍了典型的燃料元件中的热量生产。优德app热工程学

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功率。这个比例是由裂变反应率每单位体积(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,让我们假设可裂变物质均匀分布于反应器内。在这种情况下宏观截面独立于位置。乘的裂变反应率每单位体积(rr =ф。Σ)总体积的核心(V)给了我们总反应数发生在反应堆堆芯单位时间内。但我们也知道每个裂变反应释放的能量是关于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。N。σf235。Er。V

地点:

反应堆功率(MeV.s .1)

ф - 中子通量(中子磁带2。s1)

σ -微观截面(cm2)

N -原子数密度(atoms.cm .3)

Er -每裂变平均可恢复能量(MeV /裂变)

V -核的总体积(m3.)

反应速率和反应堆功率
一个典型的热中子反应堆含有约100吨平均富集2%(不要把它和丰富新燃料)。如果反应堆功率为3000MWth确定反应速率平均堆芯热通量

解决方案:

的数量裂变235U根据反应堆堆芯的体积。

235[g/core] = 100[公吨]x 0.02 [g of .235U / g (U)106(克/吨)=2 x 106克的235U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 /核心] x 6.022 x 1023[atoms/mol] / 235 [g/mol] =5.13 x 1027原子/核心
微观裂变横截面235U (热能中子):

σf235= 585栏

平均可回收能量235U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,核裂变结果在发布巨额数量能源。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,必须能够准确地识别反应堆的功率这个能量的单独组成部分。首先,重要的是要区分释放的总能量能被回收的能量反应堆

每次裂变释放的能量总能源释放在裂变过程中,可以通过初始目标核的结合能和初始目标核的结合能来计算裂变产物。但并不是所有的能量都能在反应堆中回收。例如,大约10兆电子伏是以什么形式释放的中微子(事实上反中微子)。由于中微子的相互作用是弱的(任何相互作用的横截面都很低),它们对可以在反应堆中回收的能量没有贡献。

从桌子上可以看出,释放的总能量在一个反应堆里大约210伏235U裂变,分布如表所示。在一个反应堆,平均可回收能量每次裂变是大约200米等于总能量减去的能量反中微子它们被辐射出去。这意味着约3.11010每秒排气需要产生的权力1 W。自1克任何裂变材料含有约2.5 x 1021, 1克裂变物质的裂变产生约1兆瓦日(MWd)的热能。

核动力-衰变热
压水堆动力运行中的热能

从裂变反应中释放的总能量的单个组分的描述中可以看出,有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主要是生成的在冷却剂(主持人)。这种现象需要包括在核计算中。

中子反射器
LWR反应堆堆芯内的中子反射器。这只是一个说明性的例子。

轻水反应堆,人们普遍认为约2.5%总能量的一部分被回收在主持人。这部分能量取决于材料,它们在反应堆中的排列,因此也取决于反应堆的类型。

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马辐射。为了避免过热,水通过在反射器上钻孔的冷却通道流动来除去反射器中的热量。

参见:每次裂变释放的能量

参见:余热

热产生-微观视图
参见: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,原子的内能是使量子化因此,只能转移一定量的能量。通常,带电粒子主要通过:

  • 激发。带电粒子可以将能量传递给原子,将电子提升到更高的能级。
  • 电离。当带电颗粒有足够的能量以除去电子时,可以发生电离。这导致在周围物质中产生离子对。

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。通过带电粒子产生的正离子和自由电子会重新结合,释放能量以热的形式(例如原子的振动能或转动能)。这就是裂变碎片升温的原理燃料在里面反应堆堆芯。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。

将粒子休息所需的距离被称为其范围。裂变碎片的范围在固体中等于只有几微米,因此,裂变的大部分能量是转化为热量非常接近到了裂变的地步。如果有气体范围上升到几厘米依赖于气体参数(密度,气体类型等),重带式粒子的轨迹不会受到大受影响的影响,因为它们与光原子电子相互作用。其他带电粒子,例如α颗粒的行为与一个例外类似 - 对于较轻的带电粒子,范围稍长。

温度曲线 - 核燃料

核燃料-温度大多数的压水器使用铀燃料,这是一种形式二氧化铀。二氧化铀是一种黑色半导体固体,导热系数很低。另一方面,二氧化铀具有很高的熔点和众所周知的特性。的UO2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载并封装在燃料棒(或燃料销)内,其由于其非常低的吸收而由锆合金制成横截面(不像不锈钢)。覆盖小球的管的表面被称为燃料包壳

参见:二氧化铀的热传导

机械的行为燃料芯块燃料棒构成三大核心设计学科之一。核燃料在非常恶劣的环境下工作(热辐射,机械),必须承受比正常条件更多的工作。例如,燃料芯块中心的温度超过1000°C(1832°F)伴随着裂变气体的释放。因此,详细了解单个燃料棒内的温度分布对于核燃料的安全运行是必不可少的。在这一节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。

燃料颗粒中心线的温度

考虑燃料颗粒的半径rU= 0.40厘米,其中单位体积产生的热量均匀而恒定,V[W /米3.]。而不是体积热速率qV[W /米3.,工程师经常使用线性热速率ql(W / m),表示1米燃料棒的热速率。的线性热率由容积热率计算得到:

线性热速率和体积热速率

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,我们将解出温度作为半径的函数,T (r),只有。为常数热导率, k,对应的形式圆柱热方程是:

热方程-圆柱- 2

这个方程的通解是:

热方程 - 圆柱形 - 通用解决方案

其中C1和C2是积分常数。

热传导-燃料颗粒计算温度分布T(r),在该燃料球团中,如果:

  • 燃料球团表面的温度为TU= 420°C
  • 燃料球团半径rU= 4毫米
  • 平均材料的电导率是k = 2.8 W/m。K(相当于1000°C时的二氧化铀)
  • 线性热速率是l= 300瓦/厘米因此,体积热速率是QV= 597 x 106W / m3.

在这种情况下,表面保持在给定的温度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。这些常数可以用代入通解的方法求值,其形式如下:

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

径向热流在任意半径处,qr[W.m1],在缸内,当然可以通过使用温度分布和与傅立叶定律。注意,随着热的产生,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

______

运行中的反应堆的温度在系统内随点而变化。因此,总是有一个燃料棒一个本地卷,这是较热比其他所有人都多。为了限制这些热的地方峰值功率限制必须引入。峰值功率限制与a沸腾的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:
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参见:

热的一代

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