热工水力学-精品.doc

第一章 一、试述核能的优缺点： 优点 缺点 核能对环境的污染小。 核电站基建投资大。 核电站需要的核燃料数量少，可以节省大量的运输力量。 安全问题：核燃料在裂变后会产生大量的放射性物质，在核反应堆发生重大事故时，这些放射性物质有可能逸散出来，污染环境。 反应堆在装一炉料之后可以运行很长时间，不需要中途加料，因而可提高反应堆的可利用系数。 安全问题：核电站还会积累一定数量的放射性废物，这些废物的处置也是相当麻烦的事情。 燃料费用和运行费用相对较低。 二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？ 比较成熟动力堆： 压水堆 沸水堆 重水堆 优点 结构紧凑，堆芯的功率密度大。 设备简单，省去一个二回路。 中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）。 平均燃耗深，节约核燃料。 压力容器要求相对较低。 废料中含235U极低，废料易处理。 具有负温度效应，安全性好。 通过使水汽化（潜热），通过塔堆冷却剂流量小。 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) 建造周期短，造价便宜。 缺点 水沸点低，热效率低。 沸腾的水相对中子慢化能力低。 重水初装量大，价格昂贵。 必须采用耐受高压的压力容器。 蒸汽温度不高，热效率低。 燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3）。 带有放射性的饱和蒸汽与汽轮机接触，增加放射性防护难度。 为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高。 有发展前途堆型： 高温气冷堆 钠冷快中子增殖堆 优点 高温，高效率（750～850℃，热效率40％）。 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）。 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））。 堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少。 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）。 液态金属钠沸点为895℃，堆出口温度可高于560 ℃。 环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热效率高排出废热少）。 有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度：～900℃时可直接推动汽轮机；～1000℃时可直接推动汽轮，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。 缺点 现阶段发展技术难度大。 快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％）。 市场竞争力较小。 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。 三、反应堆热工分析主要包括那些内容？ 要求 内容 安全：要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能够适应启动、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，甚至在最严重的事故工况下，也要保证堆芯中的放射性物质不扩散到周围环境中去； 分析燃料元件内的温度分布； 经济：设法降低造价，减少燃料的装载量，提高冷却剂的温度以提高电厂的热力循环效率等； 冷却剂的流动和传热特性； 可靠性； 预测在各种运行工况下反应堆的热力参数；以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等热力参数随时间的变化过程； 其他特殊要求：对于某些特殊用途的反应堆，还有一些特殊的要求； 第二章 一、影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例简述他们各自对堆功率分布的影响。 燃料布置对功率分布的影响 控制棒对功率分布的影响 水隙及空泡对功率分布的影响 均匀装载燃料方案：早期的压水堆采用此方案 优点：装卸料方便； 缺点：在这种装载的堆芯内，中心区域将会出现一个高的功率峰，从而限制了反应堆的总功率输出量；平均燃耗低； 控制棒一般均匀地布置在具有高中子通量的区域，这既有利于提高控制棒的效率，也有利于径向中子通量的展平； 在以轻水作为慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起的附加慢化作用，使该处的中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度； 分区装载燃料方案：目前的核电场普遍采用的方案 布置特点：沿堆芯的径向分区配置不同富集度的燃料，具有最高富集度的燃料元件装在最外区，具有最低富集度的燃料元件放在中心区，而中间区燃料元件的富集度介于外区和中心区之间； 优点：堆芯功率分布得到展平，提高平均燃耗。 控制棒对反应堆的轴向功率分布也有很大的影响 克服办法：采用棒束型控制棒组件。 二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成，他们各具有什么特点？ 原因：在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期