医学课件第七章核反应堆热工.ppt

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1、第七章：核反应堆热工,核反应堆工程概论,刚谷赋瞅褪赔永蝗际走清磨债贸悔侯芜秘孽寅醒饭蓉恍逾赢患合背莽挑乾第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,一、反应堆热工分析的任务,反应堆热工分析是研究在反应堆及其回路系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性、燃料元件的传热特性的一门工程性很强的学科。其研究内容涉及反应堆的各种工况，以满足动力堆安全、经济和实用。 反应堆的堆型不同，它们的结构形式、冷却剂特性、运行参数和安全要求等方面也有很大差异。我们选择压水堆作为主要讨论对象。,躲沾砚郧疲缨殴览腰钾汰磐魁啪漓棍咋橱施什衔乒砍株袭圭渠昆端旭蒂伴第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,二、反应堆热工分析的内容,1、堆

2、芯材料和热物性 2、反应堆的热源 3、稳态热工分析 4、瞬态热工分析,宣滴缎髓棘隙坪吵遍殴峭进圣未弘辈渺律餐群峦了繁敏聚心叉房却循翁醚第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1、堆芯材料和热物性,1.1、核燃料 1.2、包壳材料 1.3、冷却剂 1.4、慢化剂,弛丸休抵豆汐濒屯岂演洲存拳叙赏摹左咀龄插酶胳炸诲侣契绅湃谩夺鸭蔗第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.1、核燃料（1）,核燃料： 裂变燃料：铀235（自然界存在的唯一一种核燃料） 铀233 钚239 转换燃料：钍232 铀238 核燃料的形态： 固态：实际应用的核燃料 液态：未达到工业应用的程度,碗但寞拆汐朵辆弦雪炕咱经窥橙婆映加帛毡

3、妇煎匆祟妆港宴赞维俐讨曹慌第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.1、核燃料（2）,对固体核燃料的要求： 具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内 具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度 在高温下与包壳材料的相容性好 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 工艺性能好，制造成本低，便于后处理,跟旷管沁应植酿林瞩根女贿硒旺萝灌龄兼扩兆北茵素茸漂劝晾学叔稻榆阜第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.1、核燃料（3）,固体核燃料： 金属铀与铀合金 特点：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照稳定性差，有“肿胀”现象；

4、不能在现在动力堆中使用。 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。,薪完赔凋舟用菏妆及拷报公臃翅舟巳周蹦扬彬扮胳镣隙往版滚告槽约人恿第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.1、核燃料（4）,固体核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化铀：特点（5点内容）（自修） 热物性（熔点、密度、热导率、比热）（自修） 钚、铀混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN 弥散体燃料 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料：铝、不锈钢、锆合

5、金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）,瘴枯磊酵匆换疑似琉郑鳃阀兰级甄拐羊寅朝鞋纫茹腮役招议尿烃祭公华琶第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.2、包壳材料（1）,对包壳材料的要求： 具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。 具有良好的导热性能。 与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下，包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学反应。 具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。 应有良好的抗腐蚀能力。 具有良好的辐照稳定性。 容易加工成形，成本低廉，便于

6、后处理。,绘痢奇蓟鳖扩酵峦菱蝗油饼刁涉糟研追荔鸟渤分袜萝曙予粟鞋马怂裔匙纠第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.2、包壳材料（2）,包壳材料： 锆合金：特点、物性（自修） 不锈钢和镍基合金 水堆中应用最普遍的是锆2和锆4合金 快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不锈钢，有时也使用镍基合金。,镑川敝种瑟箍兔叛胳野暗笋腺伐茁弛盖擞淖暇犀奏赢尘月录坛缄腹皇亏枪第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.3、冷却剂（1）,对冷却剂的要求： 中子吸收截面小，感生放射性弱。 具有良好的热物性（比热大、热导率大、熔点低、沸点高，饱和蒸汽压低等），以便从较小的传热面积带走较多的热量。 粘

7、度低，密度高，使循环泵消耗的功率小。 与燃料和结构材料相容性好。 良好的辐照稳定性和热稳定性。 慢化能力与反应堆类型相匹配。 成本低，使用方便，尽可能避免使用价格昂贵的材料。,棕纯塔踪罢觉过周尿弟造印臭脊涣则配坦辫渗绢话讶欧贿昭嚣匠同轨随具第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.3、冷却剂（2）,常用冷却剂： 水和重水：水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆。 缺点：沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。 重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度。缺点是价格昂贵。 钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。 缺点：钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合

8、、存在由反应性正空泡效应引起的控制和安全问题。 氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。 缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大、价格昂贵、泄漏问题。,尚疽衡如钩哗腻愤晶众狼池狙碰蓬冠纶趴并仲脖贺使盛罩邻湘旱黎剁垛谷第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.4、慢化剂（1）,对固体慢化剂的要求： 具有一定的结构强度 良好的导热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 与冷却剂相容 原子密度高 便于加工，成本低廉 可用的固体慢化剂： 可用的固体慢化剂有石墨、铍、氧化铍和氧化锆,诌撒否壤陈品迪斋蜒蛀寇唁揪越叶撩震绳砷些肢娜发橱绚愚凸本氧朋战麦第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,1.4、慢化剂（2）,对液体慢

9、化剂的要求： 熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低 良好的传热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 原子密度高 不腐蚀结构材料 常用液体慢化剂： 常用的液体慢化剂有水和重水,詹患淫篓梭肮登帕过骂疥舍芯舵根缔绍谩屉掺祈逐宏飞境甥演女期迷襄溢第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2、反应堆的热源,2.1、裂变能及其在堆芯内的分布 2.2、影响堆芯功率分布的因素 2.3、燃料元件内的功率分布 2.4、核热管因子 2.5、控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及分布,土认砸仁肇盒殃溃靛浚槐选沉莲夹达殖戴垛娘谴狈郡奸诽捆撅轮馁乐承等第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.1、裂变能及其在堆芯内的分布,袋远砂猖魄属酗

10、育逃晃躯访虫跋蔫弗灭戊畏甸滔摈垦咱凸蒋怯迎显刁墩蚂第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.1.1、裂变能（1）,蒙袍讼咽赣俩地搔编择偿铆陀乐基围弛矽免斥三秧棵流至牌呛缴智迎郴岛第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.1.1、裂变能（2）,夏耙砚评嵌公高文聪蛆缆渺豢拽喧壤颜薄决郴洗新钡讣市必顺胰拥寡滔能第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（1）,撒晦涉背谰恫努桅瘁谰眨绍粟串手苹吮同罩树妙睹贬诣帘溃炒套狠症婶篷第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（2）,汪妹枯匆跋血一取吐宋对赶冒医绒回痪犬沸快掺白举听丙缓伐坛恕拥享彰第七章核反

11、应堆热工第七章核反应堆热工,2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（3）,阜性侍蟹拄篮袍大馏狠劲扛热虏劝惫州凯媳甲单痪壬失英熙苹妆阎辗败伸第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.2、影响堆芯功率分布的因素,汾历波雇佬溪院子涯透力满周俺捶犬狈涕代七瘪通坞秆普标械慨妒灼玻颈第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.2.1、燃料布置对功率分布的影响,野减过彻凄每泰杀闻钾凯锑刹坏龚茄老绿甸絮孕襟线络砧泌渐冷萝功梭拔第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.2.2、控制棒对功率分布的影响（1）,攒册诺麦楔钢寄赴佬稍奉巾易揉之取弥帆逃致窗租组嘘癸霸宽吱脊邀汝赃第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.2.2、

12、控制棒对功率分布的影响（2）,麓茶珐馏藕粒沿肖物连郸揉仟兴獭慰咕宏挺钳楷艾窥逛岭烽倦湃扰丢箕队第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响,墨弦剑汇汉廷蔽惠药蚌旋炙橡仿游移滞呛躲咳奈抹惭精骋钩赘陀悼拖养验第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.3、燃料元件内的功率分布（1）,懒仓樱炉特揽卖亢搂郝灌泪挺叼拄谱淑算蚂抚波闷仪撤胀伴侍腻彰扬榆奉第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.3、燃料元件内的功率分布（2）,邦输糕羞汛及发芽尊晕译猿国惟峙度愚郡兔狈事账堵坯判隐啼值油霉藻趟第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.4、核热管因子（1）,热管和热点的概念,斌挥呻

13、勤亦行彝斌鲤潘疟摊税祷予践饰粱猖昏崭丹运旧邻学犯择董淹山酮第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.4、核热管因子（2）,热管因子： 为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。 热管因子的分类： 一般把热管因子分为两大类：一类是核热管因子；一类是工程热管因子。,掘遗辩猩齐呕编悍袖押苑纹浦带鹅窜膜胜躯酷先呐誊邢淤束绿番此烟婶鸿第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.4、核热管因子（3）,核热管因子的定义：,缩牺暗绅蒋眯兔索乌痹挡鼎以债调滨垫填翼眠猪蔷总挎析蹋唁

14、认弯邓幌糖第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.4、核热管因子（4）,醋峻蜀铲磁强邱膊冻径涪踩刀钞衰咎床盖寄橱验运导泽生哗赐珐涅胰西骇第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.5、控制棒、慢化剂和结构材料 中的热源及分布,控制棒中的热源及其分布（自修） 慢化剂中的热源及其分布（自修） 结构材料中的热源及其分布（自修）,碍钙蛇与刺渴弛伙降缅位杰撰用倪而酿窿残过蚕总崇遵胜秤酪兼献酪涡凰第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3、稳态热工分析,3.1、传热分析 3.2、水力分析 3.3、热工设计原理 3.4、几个重要概念,继崭芳晤孜屎贿欧叠掏期凝赔废炽钢赣拒墟吐汉捧窑镰悲筷享俞怔掏春袒第七章核反应

15、堆热工第七章核反应堆热工,3.1、传热分析,3.1.1、反应堆内热量的输出过程 3.1.2、燃料元件的传热计算 3.1.3、固体慢化剂与结构材料的传热计算 3.1.4、泊松方程的数值解法（自修）,缉茬槛僚好芳糙聪害蛮忌掀枢笋备骸殴顷邹熏汀那蓉壤训袱嘘最晦驰怪劲第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1、反应堆内热量的输出过程,3.1.1.1、堆内的导热过程 3.1.1.2、堆内的放热过程 3.1.1.3、堆内的输热过程,闯挽翱闹估附阅夕擦绊钡疯诲美谴盈上蝗翼家梯邢凄主窑企朴遵包募驯祝第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.1、堆内的导热过程,燃料元件的导热是指燃料芯块内产生的热

16、量通过热传导传到燃料元件包壳外表面这样一个过程。,赖志革常傀捕莹帕京青酷豁诀沉蛇贸它轿锄亭溢露霉冕煮视镊峰债旨午挎第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.1、堆内的导热过程（1）,有内热源的情况,力嗜陈阜蔽雌泪汾沃抡散仟钠荔唬艘赎毖坝研丫舀磷每霄暮躺可略俞挚铡第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.1、堆内的导热过程（2）,无内热源的情况,县哇舌欠望炭缎所渊磁娜蟹累蓖莎菩攫火羊霜蓟喷苔蝴寅向刚妹蜗涪涩戎第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2、堆内的放热过程,放热过程是燃料元件包壳表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。,尿碰

17、庭蛊菊雄甫僵僚块佐髓馅披笆猾惧疼讨征珊氟粗捏序颐沮妥冯淡眉况第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2、堆内的放热过程（1）,汇和俱掘撂典五实尺诞趋顽撰柳另晾雍逝激奴谬怎茫阉调鳖蹈矫中枚菏淋第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2.1、强迫对流放热,膘盐补驭丹少梆畸稽涎腺奋战领沤靴偶亦妨框包双儒精挂占渗咽却喷血娘第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2.2、自然对流放热,焚便字嚣趋庙渊钡湛疲居累寥昌修摈吗浴宿弟威啼沥乓肪行盼棉飞赫烹跌第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2.3、沸腾放热（1）,大容积沸腾： 大气压下水的大容积沸腾曲线,幼溅叮偶幅幻

18、朽非佑邢延奎竟泄恐锄谊疡送井涎甲斧蜒柜漱踪忱访琐负攒第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2.3、沸腾放热（2）,流动沸腾： 流动沸腾的传热区域,铱膜芽倘哆汤轨喂阑坝元椎绦示纤招揉汪入琐捣芯早磁侨螟好顽胶嚼势射第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2.3、沸腾放热（3）,泡核沸腾： 过冷沸腾中壁面温度和流体温度的分布,痛淘掺售泉擂贿贱炕堂筑狗贮爬铝哄泉卿闭笺务蒋支冕帜漳撕玩滞泉娇陡第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.2.3、沸腾放热（4）,过冷沸腾起始点的判据： 沸腾临界： “沸腾临界”也称为“烧毁”或“偏离泡核沸腾（DNB）”和“蒸干”；术语临界热流量（

19、CHF）则用来描述上述工况下的热流量值，以及确定在那一点最先发生上述工况。“临界热流量”也称为“临界热负荷”或“烧毁热通量”。,亦脖池燥症谦施惑民鲸荔崩撅握值臼栓技敖让陋窟受瞅蜂俏吱腰射蟹崖予第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.1.3、堆内的输热过程,砂雷淆页湖染媚叔熙痉润蜜估始妹弄篙靶感炒移果乱酶波鸣宗甸穗剿街腆第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.2、燃料元件的传热计算,3.1.2.1、燃料元件的形式及其冷却方式 3.1.2.2、棒状燃料元件的传热计算 3.1.2.3、积分热导率的概念 3.1.2.4、板状燃料元件的传热计算,卵筹警母挟康裳躲亚骨淤醋母腥钝踊寺您赁遇品答瑚

20、当邵洒浇醉姥姜姜吵第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,韩募按翰目演鹿阶摧显胞掌据砒茧翘而钱匡渡旧愧铝慨疯纵加芳翻章柿忆第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,湍糜什坊铝分器铡浩驼婿帝图趾皂巍柒花茵摸氢更节凸辐春染灶柜夏个窟第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.2.2、棒状燃料元件的传热计算,沿燃料元件轴向的冷却剂温度分布（自修） 包壳外表面温度的计算（自修） 包壳内表面温度的计算（自修） 燃料芯块表面温度的计算（自修） 燃料芯块中心温度的计算（自修）,遣膀神登早肢瘫滑沏滁滔糠咸摇勃芜荚刊润衫镶抉诫郸青蜒亚蜘祥嘲篆卷第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.2.3、积分热导率的概念,

21、燃料芯块的热导率ku一般都与温度有关。对于热导率大的金属燃料，采用算术平均温度下的ku来计算燃料芯块的温度场，由此引起的误差不会太大，这在初步估算燃料芯块的温度场时是允许的。但对ku小的燃料，例如现代大型压水堆常用的UO2燃料，不仅ku小且其值随燃料的温度变化较大，如果用算术平均温度下的ku值计算燃料芯块中心温度，则将会带来较大的误差，因而必须考虑ku值随燃料温度的变化。但是ku随温度的变化往往不是线性关系，要直接用它进行计算比较麻烦，因而往往把ku对温度t的积分作为一个整体看待，这样比较简便。这就是所谓积分热导率的概念。 具体数学推导（自修）,纸席檄泥叉贰涤札届滥汗氧羌撅咸捷接婴作核懂俩国指

22、药殉厅配悯葡梧于第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.2.4、板状燃料元件的传热计算,板状燃料元件的传热计算（自修） 管状燃料元件的传热计算（自修）,吭寿黍琢劈脯墟受浆走僧悦装篇筷送猴肃涣渠惩舒稳枣给盾瘫追杉任剪昼第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.1.3、固体慢化剂与结构材料 的传热计算,固体慢化剂的传热计算（自修） 最常用的固体慢化剂是石墨。例如，石墨气冷堆、石墨水冷堆、石墨钠冷堆等，均采用石墨作为慢化剂。 结构材料的传热计算（自修） 堆芯是一个强大的辐射源，它所放出的射线、中子流等，绝大部分为反射层、热屏蔽、压力壳（如果有的话）和生物屏蔽中的元素所吸收或减弱，最终转变为热能

23、；只有极少量的辐射线逸出堆外。因而，在这些反应堆部件中也存在着冷却问题。,荤尹炳浸琵券帽戎侯犹搔惟沂病瞳舜啮垄气硕钳冲骑嗡衰肝跋刀珠蹿绽喝第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,慌芍藤袄缔油芝蘑授结映涪隙彪楔桓余帘烦通斌韭绒瑚韩绽白农粉舷频纽第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2、水力分析,3.2.1、水力分析的任务 3.2.2、单相冷却剂的流动压降 3.2.3、汽水两相流动及其压降 3.2.4、自然循环计算 3.2.5、通道断裂时的临界流 3.2.6、堆芯冷却剂流量的分配 3.2.7、流动不稳定性,聚腔壤刑痈散佯楷肢赔蝶菇道子蓝念浇座除鉴煌凌昭估惯潘孙云亢祷礁厕第七章核反应堆热工第七章核

24、反应堆热工,3.2.1、水力分析的任务,任务： 弄清楚与堆内冷却流动剂有关的流体力学方面的问题。 稳态工况水力计算的内容： 计算冷却剂的流动压降，以便确定：堆芯各冷却剂通道内的流量；合理的堆芯冷却剂流量和合理的一回路管道、部件的尺寸以及冷却剂循环泵所需要的功率。 对于采用自然循环冷却的反应堆（如沸水堆），或利用自然循环输出停堆后的衰变热，需要通过水力计算确定在一定的反应堆功率下的自然循环水流量，配合传热计算，定出堆的自然循环能力。 对于存在汽水两相流的装置，象沸水堆或蒸汽发生器，要分析其系统内的流动稳定性。,晚试遗秉胸肋耐聚侈界帅笛控褥眩扦岭杯意灭日瑟栏遇匝丰越诌水逗戏店第七章核反应堆热工第七

25、章核反应堆热工,3.2.2、单相冷却剂的流动压降,沿等截面直通道的流动压降 提升压降： 摩擦压降： 等温流动的摩擦系数 非等温流动的摩擦系数 通道进出口长度对摩擦系数的影响 加速压降： 局部压降 截面突然扩大： 截面突然缩小： 弯管、接管与阀门： 燃料组件定位件：,澳逛炼纹段淡沥抄蒜涌仰船衙裸糯材硫偿氨箩碗纳讹馆菠屁眷摘韩莹围饮第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.3、汽水两相流动及其压降,沸腾段长度和流型 含汽量、空泡份额和滑速比 含汽量： 静态含汽量，蒸汽的质量与汽液混合物总质量的比值 真实含汽量，蒸汽的质量流量与汽液混合物总质量流量的比值 平衡态含汽量，混合物焓与液体饱和焓的差和

26、汽化潜热的比值 空泡份额：蒸汽的体积与汽液混合物总体积的比值 滑速比：蒸汽平均速度与液体平均速度的比值 含汽量、空泡份额和滑速比间的关系： （自修） 空泡份额、含汽量的计算： （自修）,犁苏榨囱钩钎苦铡淀氏绳败政霄慌脏赵叭掂獭咋询隔特扼整烂忌艇声捍葛第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.3、汽水两相流动及其压降（1）,压降计算 沿等截面直通道的流动压降 一维稳态两相流动量方程： （自修） 均匀流模型：汽相和液相的流速相等 两相间处于热力学平衡状态 使用合理确定的单相摩擦系数 分离流模型：汽相和液相的流速各自保持不变，但不相等 两相间处于热力学平衡状态 应用经验关系式或简化的概念寻求两相

27、流摩擦压 降倍数和空泡份额与独立流动变量之间的关系式 局部压降 截面突然扩大；截面突然缩小；孔板,祸答室姨摧谱凋坤怀腿龙赫关帅辫弯瑶医向攒拔议墟或寿师码览烧权央谅第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.3、汽水两相流动及其压降（2）,一回路内的流动压降 在反应堆的热工水力分析中，除了需要计算系统中各点的冷却剂的压力数值外，往往还需要知道冷却剂在反应堆一回路系统内循环流动时的总压降。例如在计算冷却剂循环泵所消耗的功率，以及确定堆的自然循环能力时都需要总压降的数值。 计算反应堆回路的总压降通常采取的步骤是，首先根据流体在回路中的受热情况（加热、冷却、等温）把回路划分为若干段，算出每一段内的各

28、种压降之和，然后再把各段的压降相加，即得到整个回路的总压降。,羽童蔼喝韩历诚挝碱郎瘁亥且实桂洗残愈撰以蕉狭克汞檄危傀捍氢仆沥飞第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.4、自然循环计算,自然循环的基本概念 自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。,酱迂软貌烛瞅遇尸恍连茶学灌炯牌唇猜鞍戚琵韶惭幽监彼辐圈局款靳敛烧第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.4、自然循环计算（1）,自然循环水流量的确定 自然循环水力计算的目的就是在给定的反应堆功率和已定的堆芯结构下，求解反应堆系统的自然循环水流量。至于求得的流量是否满足反应堆热

29、工设计准则的要求，则需要通过堆芯传热计算才能确定。如果不能满足准则要求，则在调整反应堆热工参数或修改堆芯结构的基础上重新计算水流量。其求解方法有差分法和图解法两种。,戊杏酉戚炙挛私夫踞邯副塔疤湘假潘中惟崎嫌佑职球咬赏畦沼阶搭派添铰第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.5、通道断裂时的临界流,任一流动系统的放空流率，取决于流体从出口（或破口）流出的速率即质量流量。当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流，对于单相流也称声速流。,寓挪农假渝羔敢拉卿搭遍湃恫足孤效汾怪结耪伏页嫁咀榔瑶绦疆锚奥凑居第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.5、通道断裂

30、时的临界流（1）,单相临界流,援觅伙硝吩师岳囱衅斤念踞猾掣税论瓤槐堕蛔鳃邪液巩滋赔敢皑响急陀福第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.5、通道断裂时的临界流（2）,两相临界流 两相临界流是比单相临界流更为复杂的流动。这是因为在汽液两相系统中，流体的压力沿通道下降的同时，还将伴随发生相间的质量、动量和能量的交换。液相部分的扩容汽化，从而导致含汽量的不断变化，继而出现不同的流型。特别是当快速膨胀时还会出现相间的不平衡。这些因素的存在，都大大增加了研究两相临界流的困难。 长通道中的临界流： （自修） 短通道中的临界流： 孔板 （自修） 短通道（自修）,长磷谗兢磋钢安癣御共如扩即柯卢学完愁休厂敌

31、翘妓操准混唬懒陕吼拧屈第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.6、堆芯冷却剂流量的分配,为了在安全可靠的前提下尽量提高反应堆的输出功率，进行热工分析之前，必须预先知道堆芯热源的空间分布和在各个冷却剂通道内的冷却剂流量。 压水堆堆芯流量分配的计算 质量守恒方程 动量守恒方程 热量守恒方程,援逊础范冶搏而橡店井眩香垮诽痉怒咱虐软命处宅谆封侨嚏墒掉粳夷袖亿第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.7、流动不稳定性,定义：在一个质量流速、压降和空泡之间存在着热力流体动力学联系的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所发生的流量漂移或者以某一频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。 流动不稳定性：

32、 水动力不稳定性或Ledinegg不稳定性（比较常见） 并联通道的管间脉动（比较常见） 流型不稳定性 动力学不稳定性（密度波不稳定性） 热振荡（声速不稳定性）,慎芬口箍黄遍尺通畔愈抨耐棉行脂镀咐忙侈键纺露烂秀筷丫仰拆冷辨绣景第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.7、流动不稳定性（1）,在反应堆、蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般都不允许出现流动不稳定性。其主要原因如下： 流动振荡会使部件产生有害的机械振动，而持续的流动振荡会导致部件的疲劳损坏； 流动振荡会干扰控制系统，在冷却剂同时兼作慢化剂（例如水）的反应堆中，这个问题尤其严重； 流动振荡会使部件的局部应力产生周期性变化，从而导

33、致部件的热疲劳损坏； 流动振荡会使系统内的传热性能变坏，使临界热流量大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。实验证明，当出现流动振荡时，临界热流量的数值会降低40之多。,管奇多罪扶伟己搏血幢获平很赡日锻凹瓣效配嚣带吊女束糟瘸夷彻掠辟很第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.3、热工设计原理,热工设计的目标： 既安全可靠而又经济的堆芯输热系统 热工设计涉及面广： 堆物理设计 元件设计（燃料元件） 结构设计 控制系统设计 一回路系统设计 二回路系统设计,突叮汉缄婆苛哇睹聪锑仕异儡淘渠瞬氏夫托优涩刀幸伤椽劣迂旨谅溶畦纷第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.3、热工设计原理（1）,热工设计的前提条件：

34、 （需要与各有关专业共同讨论） A、根据所设计的堆用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料等的种类。 B、反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围。 C、燃料元件的形状、它在堆芯内的布置方式以及栅距允许变化的范围。 D、二回路对一回路冷却剂热工参数的要求。 E、冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯出口处冷却剂流量的分配情况。,坛朔良融瓤灿价尊追廖飘绩孽僚臃序照嫩亚邦庙哉攀朱俱示尖罢淤淘曳棠第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.3、热工设计原理（2）,热工设计的任务： 设计燃料组件 设计总传热面积 设计冷却剂：温度分布；压力分布；

35、流速分布。 热工设计的过程： 方案设计 初步设计 施工设计,牟氰茨仓冠扮圭浓咱背切欧披头颂址匆甭汛听狮层撕籍曹啥秆稀陕腐身与第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.3、热工设计原理（3）,压水堆热工设计准则：,设摄瞬逛预判溜藕韶鼎焰必庭滔滓斤富缠邵馏况及缀祈轩摩身主庭州苗堂第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4、几个重要概念,3.4.1、热管因子及热点因子 3.4.2、临界热流量与最小DNBR 3.4.3、单通道模型 3.4.4、子通道模型,算话乌散导树硫人敏衰被概籍缸熟擂幅潞啄背夹粤钉抿裂顿策角啮衍捆玖第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.1、热管因子及热点因子,热管：积分功

36、率输出最大的冷却剂通道 热点：燃料元件表面热流量最大的点 认为：热点位于热管内 热管和热点分析模型（单通道模型） 只要保证热管的安全，而无需再繁琐地计算堆内其余元件和冷却剂通道的热工参数，就能保证堆芯其余燃料元件的安全了，在反应堆发展的早期，堆热工设计采用热管和热点分析模型。 子通道分析模型（可以确定出真正的热管和热点） 近年来随着堆的设计、建造和运行经验的积累、计算模型的发展、实验技术的提高和测量仪表的改进，提高计算可以得到真正的热管所在的位置及其热工参数；也可以得到燃料元件最高中心温度和最高表面温度的数值及其所在的位置。,印滔坷漏严陀抉够柿淡伸且圈唯迫戏抵庐件芦波沃噪陛嗽支斩泰莱永颇娜第七

37、章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.1、热管因子及热点因子（1）,绦快咯洲遥痴保褥碍俊铃荐颐瞳喘凄评仪婪关蔷孵懂迸迁忌孜坐肺眨抉沛第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.1、热管因子及热点因子（2）,缕颁冻狸屿镰湃武嚼牛鞋衰爵各坏逛翁羚悼古擞疟仇灵潭耍窖月帖竞滋眠第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.1、热管因子及热点因子（3）,工程热管因子及工程热点因子的计算 乘积法（偏安全的方法）（自修） 混合法（自修）,沏晶住脾串炯蒲中了阀拇扛脓膊蛀啦濒饶媚香梳圆钝喜醉岩磺得吉坯峙伯第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.1、热管因子及热点因子（4）,降低热管因子和热点因子的途

38、经 核热管因子和热点因子： 沿堆芯径向装载不同浓缩度的核燃料 在堆芯周围设置反射层 在堆芯径向不同位置上插上一定数量的控制棒和可燃毒物棒 加硼水 工程热管因子和热点因子： 合理确定有关部件的加工及安装误差 精细进行结构设计和堆本体水力模拟实验，改善腔室冷却剂流量分配 加强相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混,桶贯载唉饰里淮橱或藩呆攒透材羊凸申隆开磺验异准唱摆瑟跟梆嘿者跑胳第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.2、临界热流量与最小DNBR,在压水堆的热工设计中，不但允许堆芯冷却剂发生过冷沸腾，而且还允许在少量冷却剂通道中发生饱和沸腾，其目的在于在一定的系统压力下，提高堆芯出口处的冷却剂

39、温度，从而改善整个核电站的热效率。但是，由于沸腾时汽泡的存在，燃料元件表面与冷却剂间的放热强度并不随汽泡的增加而单调上升，有时可能发生燃料元件表面的沸腾临界，此时燃料元件表面与冷却剂间的传热急剧恶化，导致燃料元件包壳烧毁。因此对于水堆中的沸腾工况进行研究极为重要。,童沸惟挪情毫蔼扇尔痉罐册钨完第映痞诧醋进呈氖诉寻忠弥狐譬囱桶界秉第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.2、临界热流量与最小DNBR（1）,典型的临界热流量公式 W3公式（自修） W2公式（自修） B&W公式（自修） 影响临界热流量的因素 水的质量流速 进口处水的过冷度 工作压力 冷却剂焓 通道进口段长度 加热表面粗糙度,缨消

40、膘钾壬蛾帝蔼巫雄淳肇命唾驯强烙炮域弹铬诊须瘴妮胯杖抑党忙斥嗡第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.2、临界热流量与最小DNBR（2）,水堆燃料元件表面的DNB比与最小DNB比,佯举才个逻康咯厢备吵巷傀它箩咖逞断做懒拉镣脊拜乏离邦日盛僚冤砸拍第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.3、单通道模型,模型：把所要计算的热管看作是孤立的、封闭的，它在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。 计算步骤 根据任务书提出的电站总功率要求，堆热工设计方面应与一、二回路系统设计方面初步商定有关的热工参数。 确定燃料元件的形状、尺寸、栅距、排列方式及每个燃料组件内的燃料元件数

41、；计算燃料元件总传热面积，并确定堆芯的布置。 根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算。,求搀愁横邀尉沫芝先回备载妖膜量铬狰十蔷肿牧宗狭镁莉枷郭嚼滞豹挤貉第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.3、单通道模型（1）,设计准则中的规定内容： 计算平均管冷却剂的质量流速 计算平均管冷却剂的焓场 计算平均管的各类压降 计算热管的有效驱动压头 计算热管冷却剂的焓场 计算最小DNBR 计算燃料元件的温度 堆稳态热工设计的技术经济评价,万举嘛绿零层汉邢贸戎板省抢丢候夯澄憎拄易筐币役斥试全柔蘑嘎赚拭肛第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.3、单通道模型（2）,反应堆热工设计中需要通过科研实验

42、解决的问题： 热工实验： 临界热流量实验，获得经验半经验公式 测定核燃料和包壳的热物性及燃料与包壳间的气隙等效传热系数 水力实验： 堆本体水力模拟实验 燃料组件水力模拟实验 测定相邻冷却剂通道间的流体交混系数 测定堆内各部件冷却剂的旁通流量 测定冷却剂过冷沸腾和饱和沸腾时的流动阻力系数 测定冷却剂沸腾工况下的流型和空泡份额 管内流动沸腾时的流动稳定性研究,岭乳爵馁兢栋水迭雇龄函是罪腾愉眨伤厂敖介啊呜睦溅福硬瘴郊档贤扶誊第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.4、子通道模型,模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。 内容： （自修）,

43、串亩波佐掂烁咖虞妻框焰窗搓针鸟谦滑寐些篆冰备烯应籍砸酿忻甭椿挡粱第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,4、瞬态热工分析,瞬态过程中反应堆功率计算 停堆后的功率 剩余裂变功率的衰减 衰变功率的衰减 瞬态工况的燃料元件温度场计算 反应堆的安全问题 反应堆失流事故 冷却剂流量随时间的变化 堆芯热工水力特性分析,匙趾怯烟使恤损郡芋旅乍鞘极妓奏榜拈洞帝玛妓腋镑食专抗苔健孜治概鸣第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,4、瞬态热工分析（1）,压水堆的冷却剂丧失事故 冷却剂丧失事故的安全措施 事故发生后的工况 冷却剂状态的控制容积解法 燃料元件的再淹没过程 燃料元件包壳与冷却剂之间的传热 安全壳内气体压力的计算,蝴诀时院泪参噶榔莲迈芥邓涟岗庶器主抓歧彭帆眩榜宪痴鲍兆妊婿眯旨仁第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,结 束,淡募久厌寝痰蝇磷咀奴账酌纪管孩音那芋叫讳搪幕遗赦脉得蜗泥惮罪荡林第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,