反应堆热工水力学03

'3材料与热源3.1核燃料3.2包壳材料3.3冷却剂和慢化剂3.4堆热源及其分布 3.1核燃料可裂变材料233235UU239241PuPu242245247249251Am，Cm，Cm，Cf和Cf等可转换材料232238Th和U参考书：李冠兴,武胜.核燃料.化学工业出版社200714:23:52核燃料2 核燃料分类-固体燃料燃料形式形态材料适用堆型固金属U石墨慢化堆体合金U-Al快堆燃U-Mo快堆料U-ZrH脉冲堆陶瓷USi重水堆3（U,Pu）O快堆2（U,Pu）C快堆（U,Pu）N快堆UO轻水堆、重水堆214:23:52核燃料3 核燃料分类-弥散体燃料弥金属-金属UAl-Al重水堆4散体陶瓷-金属UO-Al重水堆2陶瓷-陶瓷（U,Th）O-（热解石墨,SiC）高温气冷堆2-石墨金属-陶瓷（U,Th）C-（热解石墨,SiC）高温气冷堆2-石墨,UO-W214:23:52核燃料4 核燃料分类-液体燃料液水溶液（UO2）SO4-H2O沸水堆体燃悬浊液UO-HO水均匀堆382料液态金属U-Bi熔盐UF-LiF-BeF-ZrF熔盐堆424FLIBE14:23:52核燃料5 选择核燃料首先要考虑的是对中子的裂变截面其次要考虑的是燃料密度此外易获得性、加工制造和后处理难度，耐腐蚀、耐高温和耐辐照的性能综合考虑这些因素，目前的商用核电厂大多数采用化合物形式的陶瓷体燃料，用得最广的是UO214:23:52核燃料6 UO2优点熔点高化学惰性强没有同素异构体缺点导热性能差脆性大14:23:52核燃料7 UO的性质2熔点2800℃左右一些研究人员已测得的未经辐照的UO2的熔点数据是（2840±20℃），（2860±30℃），（2800±100℃），（2760±30℃），（2860±45℃），（2865±15℃），（2800±15℃）。取未经辐照的UO2的熔点为2800±15℃燃耗深度MW·d/t(U)的影响根据不断积累的反应堆运行经验，燃耗深度每增加104MW·d/t(U)，其熔点下降大约32℃14:23:52核燃料8 UO的性质2熔点密度3理论密度10.96g/cm计算中一般取95%理论密度下的值3ρρ=95%=10.41g/cm014:23:52核燃料9 UO的性质20.08熔点密度38.24−13()30.06k95=+6.1256×10t+273t+402.4热导率其他密度下的热导率影响UO2热导率的主要因素温度、密度0.041−εk=k0.02ε1001+βεε是燃料空隙率（体积份额）；β是由实验确定的常数，对于大于或等于90%理论密度的UO5002，β=0.51000，其它密度下，1500β2000=0.72500t/oC14:23:52核燃料10 UO的性质7002600熔点500密度400热导率300定压比热容200050010001500200025003000o25<750Cp2004006008001000t/oC14:23:52锆合金18 3.3冷却剂和慢化剂选择冷却剂要考虑的因素中子吸收截面、慢化能力热物性、相容性、稳定性经济成本选择慢化剂要考虑的因素慢化能力、中子吸收截面相容性、稳定性经济成本14:23:52冷却剂和慢化剂19 氦气和水的性能比较性能指标H2OHe热中子吸收还好还好慢化能力好还好热物性密度大，热容大密度小，热容小相容性还好很好稳定性还好很好经济成本便宜有点贵，易泄漏WestonM.Stacey,NuclearReactorPhysics,JohnWiley&Sons,Inc.200114:23:52HeVSH2O20 FLIBE的特性(0.1MPa,700℃)材料TTρ/ρc/k/meltboilp/℃/℃kg/m3kJ/m3℃W/m2℃Flibe459.01430.01940.04540.01.0钠Na97.8883.0790.01000.062.0铅Pb328.01750.010540.01700.016.0氦He——3.820.00.29水HO0.0290.5732.04040.00.562(7.5MPa,700°C)(7.5MPa,290°C)14:23:52FLIBE21 重水DO2重水的热中子俘获截面比轻水小得多可以采用天然铀作为燃料如果重水能以比较合理的廉价取得，那么将重水用在沸水型反应堆内作为冷却、慢化剂会是特别有利的一种应用方法。14:23:52核燃料22 冷却剂选择小结中子俘获截面小热性质良好，比热和热导率高所需抽送动力低沸点高而熔点低稳定性好热及辐射腐蚀性小危险性小(包括感生放射性强度要低)可以接受的价格14:23:52核燃料23 小结材料选择问题核燃料包壳材料冷却剂和慢化剂14:23:52小结24 习题3.1求1600℃下95%理论密度的UO2的热导率.3.2计算340℃时Zr-4合金、316不锈钢(18Cr-12Ni-2.5Mo)和铍的热导率。14:23:52核燃料25'