反应堆热工水力学03

《反应堆热工水力学03》由会员上传分享，免费在线阅读，更多相关内容在行业资料-天天文库。

1、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UA

2、l-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

3、用化合物形式的陶瓷体燃料，用得最广的是UO214:23:52核燃料6UO2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7UO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℃14:2

4、3:52核燃料8UO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9UO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10U

5、O的性质7002600熔点500密度400热导率300定压比热容200050010001500200025003000o25<

6、料的选择压水堆内选择包壳材料的先决条件它应该具有相当小的热中子吸收截面可以把金属元素分为三类：(1)热中子俘获截面小(即在1巴之下)的元素；(2)截面数值中等大小(即1~10巴)的元素；(3)截面超过10巴的元素。14:23:52包壳材料13元素的热中子吸收截面和熔点低热中子截面中等热中子截面金属σ/巴熔点/℃金属σ/巴熔点/℃aa铍0.0091280钶1.1镁0.069650铁2.42415锆0.181845钼2.41539铝0.22660铬2.92625铜3.61083镍4.51455钒5.11900钛5.6167014:23:52截面14认识锆Zirconiu

7、m锆并不是稀有元素，它是地壳内占第七位的最常见元素，因此它比铜、铅、和锌还丰富。锆矿石无例外地总含有0.5~3.0%的铪，具有很高的热中子俘获截面(115巴)核纯锆很难获得14:23:52Zr15锆的性质400℃以下时，相当纯的锆和它的某些合金(特别是含有小量锡的)对于空气和水(或蒸汽)具有很高的抗腐蚀力在400℃以上时，它就比较容易与氧及水甚至还与氮作用，同时还由于它在这种高温下失掉了大部分机械强度，因此用锆作为结构材料可能只限于较低的温度。小量的氧和氮就会对锆金属的机械性质产