简介

基本任务

简介

石墨水冷堆(watereooledgraphitemoder-atedreactor)以石墨为慢化剂、水为冷却剂的热中子反应堆。核工业发展初期，石墨水冷堆主要用以生产核武器装料—怀、氖等。这种堆一般以天然铀金属元件做燃料。在堆内天然铀中的铀235吸收中子发生核裂变反应，放出中子和能量，这些中子一部分用于维持链式核裂变反应，一部分则为天然铀中的铀238所吸收，转化为怀239及其他钵同位素。结构石墨水冷堆用核纯石墨砌体作慢化剂与反射层。在石墨砌体内有二三千个水平孔道(卧式堆)或垂直孔道(立式堆)，在这些孔道中插有可更换的石墨套管，套管中插铝合金工艺管，将冷却水同石墨慢化剂隔开。在工艺管内壁有凸肋以保持工艺管与燃料元件之间的间隙。石墨砌体各部分的温度是不均匀的，通过改变石墨套管与工艺管之间的间隙和工艺管内的水流量，可部分地调整砌体温度，使其温度分布较为平坦。燃料元件一般均做成棒状，直径约35一38mm，长度约100~ZOomm，为了提高比功率和使元件径向燃耗均匀，也有用管状燃料元件的。生产堆发展初期曾采用过开式冷却方式。即使河水直流堆芯，带出热量的水再排到河里。由于这种方式耗水量大，排水中放射性水平高、环保问题突出等原因，业已停止使用，而普遍采用闭式冷却方式，即冷却水从堆芯流过，将热量导出堆外，通过热交换器将热传导给另一回路侧的水，再经主泵返回堆芯，形成闭合循环的主冷却回路，或称一回路。对导出一回路水的热量的处理方式有两种:一种是将一回路热量通过热交换器导给二回路水，经过冷却水塔或河水冷却，将热量排到环境中去。另一种方式是通过热交换器将热传给余热利用系统，作为热源向外界供热或发电。特点天然铀石墨水冷堆重要特点之一是后备反应性很小。早期石墨水堆的反应性随其温度升高而升高，堆功率也随之升高(即所谓的正温度效应)，从而又导致了反应性上升，直到反应堆置于外部引人中子吸收体(控制棒等)的控制下，或造成堆芯熔化等恶性事故。1986年，切尔诺贝利核事故后，正温度效应问题更加引起各方面的重视，在堆物理设计方面必须获得负温度效应，以确保反应堆具有至关重要的自稳性。美国自1943年起建造了8座石墨水冷军用怀生产堆，1座生产发电两用堆(NPR)，后者热功率为400OMW。

基本任务

燃料组件功率计算，工艺管内燕汽含量计算，达到临界释热点的安全系数计算，后备反应性计算，栅格内石墨最高温度计算，径向功率不均匀系数计算，以及堆芯径向和轴向释能监察探测器的整定值计算。