【正文】 應(yīng)堆熱工分析中有著重要的地位。 《 核安全綜合知識 》 2．對流和對流換熱 ?對流換熱的基本計算式為牛頓冷卻公式： 其中， F為與流體接觸的壁面面積， m2； Tw是固體的壁面溫度； Tb是流體的平均溫度； h是對流換熱系數(shù)，單位為 W/（ m2 《 核安全綜合知識 》 3. 熱輻射 ?一種稱做絕對黑體 （ 簡稱黑體 ） 的理想物體在同溫度的物體中具有最大的輻射本領(lǐng)和吸收本領(lǐng) 。 ?壓水堆正常運(yùn)行時，在設(shè)計上允許包殼表面的溫度超過冷卻劑飽和溫度，即允許包殼表面局部沸騰，這樣的局部沸騰不一定導(dǎo)致冷卻劑體積沸騰，包殼表面有小氣泡形成，但它一離開表面就很快消失。 《 核安全綜合知識 》 3. 流動沸騰 ?流動沸騰與池式沸騰的區(qū)別在于流體是在流動過程中被加熱的，流體的流動可以是自然循環(huán)，也可以是靠泵驅(qū)動的強(qiáng)迫循環(huán)。 《 核安全綜合知識 》 六、臨界熱流密度和偏離泡核沸騰比 ?燃料元件表面如果出現(xiàn)了偏離泡核沸騰工況，包殼溫度上升很快，這時鋯合金的機(jī)械特性、化學(xué)特性都急劇惡化，致使燃料元件發(fā)生破損，所以有時把這種工況稱做“燒毀”。 《 核安全綜合知識 》 六、臨界熱流密度和偏離泡核沸騰比 ?qDNB的數(shù)值可以用相關(guān)公式進(jìn)行計算，所用的公式是從大量的試驗(yàn)結(jié)果綜合出來的，是半經(jīng)驗(yàn)公式。 。冷卻劑的焓越大，越易產(chǎn)生氣泡，故 qDNB越??； （ 5） 加熱表面的粗糙度。 （ 2） 在從泡核沸騰轉(zhuǎn)變成膜態(tài)沸騰時，傳熱系數(shù)降低的幅度很大，這就更加劇了傳熱面（例如包殼）溫度的上升。在沸水堆的堆芯和蒸汽發(fā)生器傳熱管二次側(cè)出現(xiàn)的都是流動沸騰，穩(wěn)壓器中則是池式沸騰。 40E FT??40E FT???《 核安全綜合知識 》 三、單相流體的對流換熱 ?在核動力廠的許多系統(tǒng)中，如反應(yīng)堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽發(fā)生器或凝汽器的傳熱管內(nèi)，水與壁面之間的傳熱都是單相流體的強(qiáng)迫對流換熱。 ?熱輻射可以在真空中傳播 ， 而導(dǎo)熱和對流換熱這兩種熱傳遞方式只能在有物質(zhì)存在的條件下才能實(shí)現(xiàn) 。 ?流體流過固體表面，當(dāng)流體和固體溫度不同時，它們之間必然會發(fā)生熱量傳遞。功率展平的主要措施有燃料元件分區(qū)布置，合理設(shè)計和布置控制棒（例如采用束棒及部分長度控制棒），堆芯內(nèi)可燃毒物的合理布置，采用化學(xué)補(bǔ)償溶液以及堆芯周圍設(shè)置反射層 ? ? m a x 0eeπ, 5 c osVVrzq r z q JRL??????????? ??《 核安全綜合知識 》 二、傳熱的基本方式 ?熱傳遞的現(xiàn)象千變?nèi)f化，錯綜復(fù)雜，但總可以把它們歸納成三種基本的熱傳遞方式，即熱傳導(dǎo)、對流和熱輻射 1．熱傳導(dǎo) ?熱量從物體中溫度較高的部分傳遞到溫度較低的部分，或者從溫度較高的物體傳遞到與之接觸的溫度較低的另一物體的過程稱為熱傳導(dǎo)； ?從微觀角度來看，氣體、液體、固體的導(dǎo)熱機(jī)理不同：分子熱擴(kuò)散、振動、自由電子； ?傳熱學(xué)研究的范圍只是以宏觀方法去研究導(dǎo)熱過程，通常只使用宏觀量把導(dǎo)熱過程與物體的溫度分布聯(lián)系起來。 ?由于向冷卻劑增加或減少毒物量的速率十分緩慢，所以反應(yīng)性的引入速率相當(dāng)小。 《 核安全綜合知識 》 三、反應(yīng)性的控制 ?根據(jù)控制毒物在調(diào)節(jié)過程中的作用和要求，可把反應(yīng)性控制分為三種類型： （ 1）緊急停堆控制。 （ 2）裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生與積累，造成“中毒”和“結(jié)渣”效應(yīng)。 ?K有效 =1，堆內(nèi)中子產(chǎn)生與消失相平衡，堆內(nèi)中子數(shù)將穩(wěn)定在一定水平上，反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài) 。幾乎所有的反應(yīng)堆都有控制棒。能使 CR＞ 1的反應(yīng)堆稱為增殖堆， CR也被記為 BR，稱為增殖比。在動力堆中，它被定義為堆芯中每噸初始裝置鈾放出的能量，其單位是 MWd/tU。 《 核安全綜合知識 》 五 、 核燃料的消耗 、 轉(zhuǎn)化與增殖 ? 達(dá)到臨界的反應(yīng)堆可以實(shí)現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，不斷地釋放出裂變能。 《 核安全綜合知識 》 四、核反應(yīng)堆臨界條件 ?自續(xù)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)是核反應(yīng)堆的物理基礎(chǔ)。 ?與介質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子 。 ?好的慢化劑不僅應(yīng)該具有較大的慢化能力，還應(yīng)該具有大的慢化比。這可以通過向堆中放置慢化劑、讓中子與慢化劑核發(fā)生散射反應(yīng)來實(shí)現(xiàn)。 《 核安全綜合知識 》 4．截面隨中子能量變化的規(guī)律 ?核截面的數(shù)值決定于入射中子的能量和靶核的性質(zhì)。 ?宏觀截面的定義是： ∑＝ N? ?宏觀截面是一個中子在介質(zhì)穿過單位距離與核發(fā)生核反應(yīng)的概率。熱中子反應(yīng)堆內(nèi)主要采用 235U作核燃料。 ?非彈性散射反應(yīng)中，入射中子的一部分動能轉(zhuǎn)變成靶核的內(nèi)能，使靶核處于激發(fā)態(tài)，通過發(fā)射 γ射線返回到基態(tài)，散射前后中子與靶核系統(tǒng)的動量守恒，但動能不守恒。碰撞的結(jié)果，或是中子被散射、或中子被原子核所吸收。 《 核安全綜合知識 》 2. 裂變能及其分配 ?根據(jù)能量守恒定律，重核發(fā)生二分裂的裂變能可以表示為 Qf =ΔMc2=[M*(Z0, A0)－ M(Z1, A1)－ M(Z2, A2)－ vmn]c2 ? M*(Z0, A0)代表激發(fā)態(tài)復(fù)合核的原子質(zhì)量； M(Z1, A1)， M(Z2, A2)為發(fā)射中子后的碎片經(jīng) β 衰變而形成的兩個穩(wěn)定核的原子質(zhì)量； v為裂變中發(fā)射的中子數(shù)。 ? β 衰變的半衰期一般是大于 10﹣ 2s。裂變過程又有中子發(fā)射，可能形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng) ?熱中子（入射中子能量為 ）即可引起 235U誘發(fā)裂變： 235U(n,f)， 23623 5 *12n U U Y Y? ??? ??? ?《 核安全綜合知識 》 2．誘發(fā)裂變 ?處于激發(fā)態(tài)的復(fù)合核 236U*是裂變核； ?Y Y2代表兩個初級裂變碎片（如 139Br和 97Kr），按其碎片質(zhì)量的大小，稱為重碎片和輕碎片，一般也處于激發(fā)態(tài)。 ?仔細(xì)研究比結(jié)合能曲線可以發(fā)現(xiàn)，對于不是很重的核，例如 A＞ 90，就可滿足此條件。這些中子將使裂變自動地繼續(xù)下去，形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而使原子能的大規(guī)模利用成為可能。這不僅是因?yàn)樵诹炎冞^程中釋放出巨大的能量，而且在裂變過程中都伴隨著中子的發(fā)射。 ?自發(fā)裂變發(fā)生的條件： Qf,s＞ 0，即兩裂變碎片的結(jié)合能大于裂變核的結(jié)合能。 A 238U B 244Cm C 249Bk D 252Cf E 255Fm 《 核安全綜合知識 》 2．誘發(fā)裂變 ?能發(fā)生自發(fā)裂變的核素不多，大量的裂變過程是誘發(fā)裂變； ?當(dāng)具有一定能量的某粒子轟擊靶核時，形成的復(fù)合核發(fā)生裂變，其過程記為 A(a,f1)f2或 A(a,f)，其中 a是入射粒子 ff或 f代表裂變碎片或裂變； ?誘發(fā)裂變中，中子誘發(fā)裂變是最重要的； ?中子與靶核沒有庫侖勢壘，能量很低的中子就可以進(jìn)入核內(nèi)使其激發(fā)而發(fā)生裂變。發(fā)射光子后初級產(chǎn)物仍是豐中子核，經(jīng)過多次 β 衰變鏈，最后轉(zhuǎn)變成為穩(wěn)定的核素。 ?在二分裂情況下，碎片 Y Y2的質(zhì)量 AY AY2的分布有兩種情況： ?對 Z≤84（如 84Po）和 Z≥100（如 100Fm、 101Md等）的核素， AY1=AY2的對稱分布的概率最大，被稱為對稱裂變； ?對于 90≤Z≤98（ 90Th～ 98Cf）的核素其自發(fā)裂變和低激發(fā)能誘發(fā)裂變的碎片質(zhì)量分布是非對稱的，稱為非對稱裂變； ?隨激發(fā)能的提高，非對稱裂變向?qū)ΨQ裂變過渡。 《 核安全綜合知識 》 第二節(jié) 核反應(yīng)堆的基本工作原理 一、中子與原子核的相互作用 ?在核反應(yīng)堆堆芯，有大量的中子在飛行，不斷地與各種原子核發(fā)生碰撞。中子會把一部分動能傳給原子核，使自己逐漸慢化。 ?核裂變反應(yīng)（ n， f）是反應(yīng)堆中最重要的反應(yīng)。 《 核