大学热工水力学 课程设计.doc

Southwest university of science and technology专业课程设计设计报告从反应堆热工水力学分析福岛核电站事故学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名施光威学号20090706指导教师吕会议老师二一二年六月 西南科技大学专业课程设计报告 摘要介绍了福岛核电站的历史、热工水力学结构以及福岛核事故的原因、发展、结果，对福岛核事故进行了简介的分析。对事故背景，事故起因，事故发展，事故影响以及事故的反馈惊醒了简绍。在热工水力学方面分析事故的发生，事故时核电站内各种事故因素的微量变化，分析出福岛核事故严重后果的内部原因。叙述了以后核电站的发展前景、安全注意事项以及重大核事故的严重预警。总结了分岛核事故爆发的外部因素和以后的核电站的安全注意事项，对以后的核电站事故安全需要将强注意，在核安全方面提高注意，以及对工作人员的素质必须加强要求。 关键词： 沸水反应堆 福岛核事故 热工水力 Abstract Introduced the history of nuclear power plant, thermal hydraulics structure and nuclear accident causes, development, the results of nuclear accidents, the profile analysis. On the background of accident, accident, accident, accident and accident feedback awakened Jane shao. The thermal hydraulic analysis of accidents, accident in nuclear power plant accident factors trace changes, analysis of nuclear accident consequences of internal cause. The future prospects for the development of nuclear power plant, safety precautions and the major nuclear accidents early-warning. Summary of the divided Island nuclear accident outbreak of external factors and future of nuclear power plant safety precautions, for future nuclear power plant accident safety requires strong attention, in nuclear safety to improve attention, as well as on staff quality must strengthen requirements. Key words ：Boiling water reactor Nuclear accident Thermal hydraulic 目 录前言41.福岛核事故及事故简介1.1. 福岛核电站发展历史41.2. 福岛核事故进程42. 福岛核事故分析92.1. 堆芯融化9 2.2. 关于10 2.3. 消氢措施11 2.4. 高放废水113. 核事故内部分析123.1.堆芯余热123.1.1 堆芯余热从哪里来133.1.2 如何把热量带走13 4. 核，安全吗？144.1.什么是核安全 144.2.核安全风险分析 155.总结 16参考文献18 前言 福岛核电站发生的爆炸属于化学爆炸，是由泄漏到反应堆厂房里的氢气和空气反应发生的爆炸。 福岛核电站使用MOX燃料，燃料棒外壳为锆合金。由于地震和海啸导致应急冷却系统故障，反应堆内冷却水平面一度下降，并导致堆芯裸露。冷却不足使燃料棒外壳温度超过锆-水反应极限温度，从而发生锆-水反应生成大量氢气。 新闻照片中所看到的炸毁的屋顶是反应堆的厂房而不是安全壳。堆芯锆-水反应生成的氢气曾一直封闭在厂房中的安全壳之内。目前普遍认为，氢气泄漏到厂房中是在安全壳内压力升高时，从泄压安全阀的气体通道排出的。由于厂房中氢气相对空气的浓度达到了爆炸极限，在遇到高温甚至明火后便发生了爆炸。爆炸的威力掀掉了厂房的屋顶，只剩下钢筋骨架。目前没有确凿证据证实爆炸导致安全壳破损，安全壳是否破损以及破损的原因还需等待最终的调查报告。核危机之殇东京电力计划为第一核电站增建两座反应堆。 第一章 福岛核电站及事故简介 1.1.福岛核电站发展历程 福岛核电站（Pushkinian Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。1.2.福岛核事故进程 1号机组：12日，确认反应堆堆芯燃料开始熔化，工作人员采取释放反应堆容器内蒸汽并灌入海水的方法以减压降温，当日下午发生氢气爆炸，但安置反应堆的容器本身并未在爆炸中损坏，当晚，燃料棒熔毁初步得到遏制。 2号机组：12日，工作人员开始释放反应堆容器内的蒸汽；14日，反应堆失去冷却能力，工作人员开始向堆内灌入海水降压，但燃料棒仍在一段时间内完全露出水面，周边放射线剂量上升，堆芯可能已经出现部分熔毁；15日上午传出爆炸声，初步分析认为，核反应堆中的控制压力容器可能出现损坏。 3号机组：13日，反应堆冷却系统失灵，开始排气注水；14日发生与1号机组情况类似的氢气爆炸，反应堆所在建筑遭到损应堆堆芯燃料部分熔毁，但放置反应堆的容器损坏的可能性很小；15日，反应堆建筑上方出现白色蒸汽，机组附近辐射量最高达每小时400毫西弗。 4号机组：12日，丧失冷却功能；15日，日本内阁官房长官枝野幸男说，4号机组可能发生小规模氢气爆炸，有起火现象，但不会是核燃料起火。 第二章 福岛核事故分析2.1.堆芯熔化 温度超过1400，堆芯材料开始熔化。 可能存在重返临界问题 2.2. 关于氢气问题 如果燃料温度上升超过1300K，则锆合金包壳开始与水或水蒸汽相互作用，引发一种强烈的放热氧化反应 Zr + 2𝐻2𝑂 = 𝑍𝑟𝑂2 + 2𝐻2伴随能量释放：H = 6.774 106 244.9𝑇 H是1kg锆发生氧化反应释放的能量，J/kg；T为热力学温度（K） 2.3 消氢措施压水堆： 用金属触媒网，加热到800，促使氢与氧化合消除氢 问题是：（1）需要电源和冷却水支持（2）不能解决氢的局部浓积问题 据了解，有些新机组已改用非能动消氢设备 2.4.高放废水 1# 2# 3#水面辐射/mSv/h 60 1000+ 750 地面深度/m 0.4 1.0 1.5 推测水量/t 3100 6000 4200东电3月28日下午宣布，1-3号机组涡轮机房地下室向海边延伸的地道与地面坑道中发现积水，其中2号机组积水表面辐射量高达每小时1000毫西弗以上。坑道的空气中亦存在100-300毫西弗的高辐射。 存在多个漏点 第三章 核事故内部分析3.1.堆芯余热 3.1.1 堆芯余热从哪里来 3.1.2 如何把热量带走 1）燃料元件导热（傅里叶导热定律）2）气隙导热（傅里叶导热定律）3）冷却剂换热（牛顿冷却公式）q=h（Tw-Tb)4）流量分配与流动不稳定性3.2. 如何控制临界缓发中子是实现反应堆控制的关键只有快中子时，其中子寿命约0.0001s，缓发中子平均寿命是79s 中子动力学概念 在讨论中子能谱和中子通量随空间的分布时都针对的是稳态情况，即中子通量不随时间变化。温度变化、中毒效应、燃耗等问题本是一个动态过程，但相对于反应堆内中子运动的时间特性来说，它们随时间的变化速度较慢(小时、天、月的时间尺度)，因此可以作为稳态处理。若反应性出现快速变化，则必须考虑通量随时间的快速变化，属中子动力学范畴。 设在t时刻，作为一代中子引发裂变的中子数为 n(t)，接下来引发裂变的下一代中子数为 n(t+lo)，lo为两代中子之间的时间，是瞬发中子的平均寿命。热中子反应堆中，lo10-4秒。按照定义： n(t+lo)=Kn(t)dn/dt(K-1)n(t)/lo = K(K-1)n(t)/Klo = n(t)/l = n(t)l=lo/Klo；= /l；T=1/ (T称为反应堆周期)n(t)=noexp(t) =noexp(t/T) 不考虑缓发中子估算：lo10-4s, K1, = 0.1%, 则 Tl/=10-4/0.1% =0.1秒,即：0.1秒后中子数增致原来的e倍！工程上无法控制！考虑缓发中子：代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的权重平均值，约为0.085秒。对于0.1%的反应性变化，周期为0.085/0.1%85秒，反应堆控 制成为可能！ 严格一些 可以用单群方程 均匀裸堆的单群理论 对于由燃料与慢化剂组成的均匀增殖介质反应堆系统，单位时间、单位体积内的裂变中子源强为： 根据无限介质增殖因子定义在单群近似下有代入单群中子扩散方程可得l D及 Sa 是对中子能谱平均后的数值； l 在反应堆运行初期，须考虑外源中子，大多数情况下忽略外中子，认为裂变中子是反应堆内中子的唯一来源 ? 第四章 核,安全吗？ 4.1. 什么是核安全 核安全定义：在核设施和核活动中，保持正常的运行工况采取各种防护措施，保护工作人员、公众和环境免受不适当的辐射危害。 广义的核安全：指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，目前包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题。 狭义的核安全指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的所采取的技术和组织上的措施的综合。该措施包括：确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果。 社会议题的核安全主要是指防核扩散及核裁军等。4.2. 核电站的风险分析 从理论上讲，概率论方法的分析结果更接近真实。但是，概率论方法的分析结果目前仍存在较大的不确定性；在核电厂设计中仍以确定论方法的分析结果为主，概率论方法的分析结果为辅，两种方法联合应用；第三方的独立校核、评价尤为重要。 结总 这次课程设计是为我们学生理论联系实际的具体实践活动。经过这次知识掌握和实际运用的学习，使我意识到了理论联系实践的重要性。这次课程设计使得我加深了对书本理论知识的理解，同时也学到了很多在课堂上没有的东西，感觉收获很大。但是在实际的设计过程中困难重重，好多东西都不甚明白，最后还是自己和同组的同学一起探讨才解决了问题。在这过程中老师的帮助很大，老师给了我们很多启迪性的想法，这些思想都是难能可贵的。虽然问题很多，但最终还是顺利的把课题给设计出来了，心里面感觉非常的充实。通过这次对实际的实践把握，加深了我对本专业的理解，同时也让我明白了很多理论知识的实践性用法。特别是理论知识上又让我加深了一层认识。不管从知识上还是动手能力上这次的课程设计都是一个很好的机会，它让我不仅学到了很多知识，也锻炼了自己的能力。使自己对未来有一个更加清楚的认识，对未来有了更多的信心。总的来说这是一次非常有意义的实践活动。很简单的真理，人类可以死于地震但不能死于核电站核电站是人类为自己建造的漂亮死神。这个死神的复活只是时间问题，它有一个开关，只是等着某只手来开启而已。这次是地震这只巨手。人类并没有汲取原子弹的教训。原子弹爆炸在日本积累了对付化学武器的经验，现在却正好派上用场。地震也会导致死亡。但这种死亡是人类存在于大地上的先决条件，你要活在这个大地上，你就得接受地震。老子曰，天地无德，大地不是为人类的目的而存在的。核电站导致的死亡不同，这是以“德”为目的的死亡，核电站给人类带来利益，但这个利益是以死亡为代价的，死亡永远处于一触即发的状态。说穿了，所谓核电站，那就是立在地面的一颗颗原子弹而已，无非其开关方式与原子弹不同。大地没有地震那就不是大地。但大地上没有核电站大地还是大地。人类知道地震，但依然可以在大地上活下去，人类顺天承命。没有人会因为存在着地震海啸而逃离。道法自然，也顺应它的死亡方式。顺应生命被抛入世界的“被抛性”。福岛地区的一位女士说，如果早知道核电厂会爆炸的话，她一定不会住在这地区。注意，她刚刚经历了大海啸。但她没有说，如果早知道地震海啸的话，我一定不会住在这地区。这位日本妇女很诚实，这种死亡我们无法接受，很冤枉。她当然知道地震海啸先于知道核电站，她的祖先就知道地震海啸。很简单的真理，人类可以死于地震但不能死于核电站。有位俄罗斯核专家叫人们不要大惊小怪，说是福岛比切尔诺贝利事故轻微多了，我建议他即刻就前往福岛，敞开肺叶呼吸一番。专家们总是强调这是技术问题，他们忽略了这里面暗藏的世界观问题。在缺乏电力、秉烛夜游的古代世界，以及大量用电但死亡也一触即发的现代世界之间，倾向何者，我以为这不是技术科学的问题，而是一个世界观的问题。秉烛夜游显然是不可能了，这将遭到不只是技术的抵制而是整个人类图书馆的抵制。但我们还是可以重温一下古典作家莎士比亚提出的那个问题：我到底是谁，我从哪里来，我到哪里去？参考文献1， 1张作义 薛大知等先进沸水反应堆技术研究。北京：清华大学出版社20002， 2朱志平 李宇春等核电水化学控制工况及相关技术发展。深圳：2007中国电厂化学高峰论坛会议论文集3， 陈连发 先进沸水堆核设计和燃料分析。苏州：苏州热工研究所 20014， 中国核工业 了解沸水堆。北京：中国核工业期刊 20115， 董智 武蕴华等浅谈中国核反应堆的安全设计。太远：能源与节约期刊 20116， 顾军杨 范正平先进沸水堆核电厂的主要特点。苏州：苏州热工研究所 200418