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单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,*,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,*,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,*,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,*,反应堆堆芯物理设计,本科教学（48学时）,2024/11/18,0,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,反应堆堆芯物理设计本科教学（48学时）2023/10/60哈,0,70.,反应堆设计的内容与步骤,设计内容,反应堆设计所涉及到的技术区域包括：,核设计；,反应堆堆芯物理设计；,辐射屏蔽的基本设计。,热工水力设计,反应堆堆芯和燃料元件的热工分析；,一回路冷却剂系统的设计。,2024/11/18,1,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,70.反应堆设计的内容与步骤设计内容2023/10/61哈,1,70.,反应堆设计的内容与步骤,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,2,反应堆控制和动力学分析；,反应堆控制系统的设计。,机械设计；,与核分析和热工分析有关的燃料元件的设计；,堆体结构与内部构件的设计。,热力学分析；,对用以产生电能的热力学循环的分析和设计。,70.反应堆设计的内容与步骤2023/10/6哈尔滨工程大学,2,70.,反应堆设计的内容与步骤,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,3,安全分析；,在各种假想事故工况下，反应堆性能的分析。,经济分析。,核电投资与成本及其评价。,上述各个技术领域彼此之间是密切相关的。在任一领域内所做的决定都将影响到其它领域的设计。,70.反应堆设计的内容与步骤2023/10/6哈尔滨工程大学,3,70.,反应堆设计的内容与步骤,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,4,设计步骤,反应堆的设计可以大致分为三个阶段：概念设计、初步设计和施工设计。,概念设计,任何一个核电厂反应堆设计的第一步经常是根据同一种堆型的不同方案进行多方案的概念设计，以便选取最佳方案。,选择最佳方案的基本原则是在保证安全的前提下获得最好的经济效益。这是一个最优化的问题，最优化的目标函数是电力价格，约束条件是反应堆设计的安全准则，优化变量是核电厂的一系列参数。,70.反应堆设计的内容与步骤2023/10/6哈尔滨工程大学,4,70.,反应堆设计的内容与步骤,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,5,最佳方案的选取常常依靠过去的设计经验。在安全限制条件下，确定系统的各个参数的允许变化范围。在此范围内选择各个参数的不同组合进行比较，确定最佳方案。,一旦主要参数确定下来，就要详细的做出核设计、热工水力设计、燃料组件设计、控制系统设计、热力循环分析以及安全和经济分析评价。,如果有不妥之处，要对选择的参数做适当的修改，重新进行上述设计，直到取得满意的结果。,70.反应堆设计的内容与步骤2023/10/6哈尔滨工程大学,5,70.,反应堆设计的内容与步骤,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,6,初步设计,在方案设计的基础上进行初步设计。在这一设计阶段：,要根据方案设计确定的参数进一步确定反应堆的运行方式；,对堆芯做仔细的静态分析和初步安全分析，修正方案设计的参数；,确定个系统的具体功能和流程图；,利用标准规范和设计准则合理的选择设备材料和仪器仪表，并做出初步的布置图。,70.反应堆设计的内容与步骤2023/10/6哈尔滨工程大学,6,70.,反应堆设计的内容与步骤,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,7,施工设计,施工设计在初步设计完成后进行。,在这部分工作中，要对堆芯进行仔细的动态分析，完成初步安全分析报告和全部一、二回路系统的详细设计。,这一阶段的设计要绘制所有系统的详细布置图（包括管道布置的模型）以及设备系统的结构、零件和安装图，编制必要的技术要求、调试大纲和运行操作大纲。,70.反应堆设计的内容与步骤2023/10/6哈尔滨工程大学,7,71.,反应堆堆芯物理设计,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,8,主要任务,堆芯物理设计的主要任务主要包括三个方面：堆芯栅格和功率分布的设计计算，反应性控制设计计算，燃耗分析和堆芯内燃料管理。,堆芯栅格和功率分布的设计计算,堆芯物理设计中最常见的分析工作就是计算堆芯的中子增殖因数和通量（功率）密度分布。,71.反应堆堆芯物理设计2023/10/6哈尔滨工程大学 核,8,71.,反应堆堆芯物理设计,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,9,堆芯功率分布的计算将随各种参数灵敏的变化。,由于在堆芯寿期内裂变核素的消耗和新核素的产生与积累，反应堆的功率密度也将随空间和时间而变化。,堆芯热工设计最感兴趣的参数是堆芯功率密度的峰值与平均值之比，即热通道因子或功率分布不均匀系数。,通过功率分布不均匀系数可以确定堆芯设计是否超出了热工限制范围。而要获得热通道因子，必须进行堆芯的功率分布计算。,71.反应堆堆芯物理设计2023/10/6哈尔滨工程大学 核,9,71.,反应堆堆芯物理设计,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,10,反应性控制设计计算,为补偿初装核燃料所具有的剩余反应性以及保证反应堆运行的灵活性和安全性，必须进行反应性控制设计和堆芯动态特性设计。,此时需要对各种控制手段进行反应性分配，并进行控制棒布置方式与反应堆运行时的提棒程序进行详细的设计。,在设计中还必须计算各种反应性反馈系数以及裂变产物中毒物积累所引起的反应性效应等。,71.反应堆堆芯物理设计2023/10/6哈尔滨工程大学 核,10,71.,反应堆堆芯物理设计,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,11,燃耗分析和堆芯内燃料管理,在反应堆运行过程中，由于裂变核素的消耗和裂变产物的产生和积累，燃料中的成分将发生变化，堆芯中子增殖系数和功率分布计算在整个堆芯运行寿期内必须进行多次。,关于堆芯功率分布与随时间变化的堆芯核素的产生或消耗间相互关系的研究通常称为燃耗分析。这部分研究内容关系到核能的经济性。,堆芯内燃料管理的目标是：在反应堆运行所规定的设计限度内使燃料装载、布置和换料方案最佳化，以便最经济的产生电能。,堆芯内燃料管理和燃耗分析课题是密切相关的。,71.反应堆堆芯物理设计2023/10/6哈尔滨工程大学 核,11,71.,反应堆堆芯物理设计,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,12,设计准则,堆芯物理设计必须遵循（满足）以下准则：,反应性温度系数；,燃料的反应性温度系数为负值；,慢化剂温度系数为负值。,最大可控反应性引入率；,控制棒束的抽出或硼含量的稀释引起的反应性最大引入率必须小于某规定值；,单个控制棒组件的最大价值应低于某规定的限制，保证出现失控抽棒或弹棒事故时，不会发生超设计基准事故。,71.反应堆堆芯物理设计2023/10/6哈尔滨工程大学 核,12,71.,反应堆堆芯物理设计,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,13,停堆裕度；,反应堆从运行工况进入热停堆或冷停堆时，必须由一个最小停堆裕度；,紧急停堆时，必须假定一束控制棒价值最大的棒卡在全抽出位置时，还能满足停堆裕度的要求。,燃耗；,燃料棒的平均燃耗深度能够达到某设计规定值；,燃耗最大的燃料棒的燃耗深度必须小于规定的极限值。,稳定性。,当堆芯功率输出保持常数时，如果堆芯发生功率的空间振荡，应该能够被测出并加以抑制或实行保护停堆。,71.反应堆堆芯物理设计2023/10/6哈尔滨工程大学 核,13,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,14,核数据的测量、编纂与评价,在进行核反应堆的核设计时，首先需要知道不同能量的中子和各种物质相互作用的截面和有关参数，这些参数统称为核数据。,核数据是核科学技术研究和核工程设计所必需的基本数据，也是核反应堆核计算的出发点和依据。,核数据主要来源于实验测量。,72.核数据库与多群常数库2023/10/6哈尔滨工程大学,14,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,15,对于实验测量的核数据，其存在以下问题：,对于同一截面数据，不同的实验和不同的实验方法给出的数值可能不同，这样就必需对已有的核数据进行分析、选取和评价；,核计算要涉及到大量的同位素以及广阔能量区间内的核反应截面和能量的复杂关系，其所需的核数据量非常庞大，现有实验数据不可能完全覆盖；,对于一些能量区间和部分核素，核数据存在空白，需要利用理论计算或内插方法来填补空缺的数据。,72.核数据库与多群常数库2023/10/6哈尔滨工程大学,15,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,16,由于以上问题，实际使用的并不是直接实验测量的原始核数据，而是经过编纂和评价的核数据：,编纂（compilation）：指收集、整理和贮存有关实验数据和材料；,评价（evaluation）：指分析、比较、鉴定及理论处理等。,在经过以上工作后，将核数据汇编成核工程人员使用的形式，以供核工程计算使用。,72.核数据库与多群常数库2023/10/6哈尔滨工程大学,16,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,17,常用的核数据库,目前常用的评价核数据库包括：,ENDF/B：美国（BNL）；,JEF2.2：欧共体（NEA Data Bank）；,JENDL3.2：日本（JAERI）；,BROND-2：俄罗斯（）；,CENDL-2：中国（CNDC）。,72.核数据库与多群常数库2023/10/6哈尔滨工程大学,17,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,18,ENDF是目前公认的最完整、先进的数据库。其由ENDF/A和ENDF/B两个库组成。,ENDF/A库主要贮存各种核素完整的或不完整的数据。,对于某特定核，它可以包括若干个不同系列的数据；,对于某些核反应则可能没有任何数据；,某些核数据并没有经过评价和检验。,ENDF/A库仅是作为供编纂评价核数据的一个库，不能供工程计算设计直接使用。,72.核数据库与多群常数库2023/10/6哈尔滨工程大学,18,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,19,ENDF/B库则是经过评价的核数据库，对某一特定核只包含一组评价过的截面，数据尽可能完整，其包括：,核反应堆设计所需的各种材料和核素，包括能量从10,-5,eV20MeV范围内的所有重要的中子反应的整套核数据；,光子相互作用的截面以及其它非中子的核数据。,72.核数据库与多群常数库2023/10/6哈尔滨工程大学,19,72.,核数据库与多群常数库,2024/11/18,哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟,20,在ENDF/B库中，由于核数据量极为庞大，因此实际截面数据并不全部以表值形式
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