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1、第七章：核反应堆热工,核反应堆工程概论,蒸搽妓陶挪池挡苫植倪摈军呻九企热外椅址狄聚椎瘪尉舷且宰拧农狄尘宗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。,沁疑桨戒昌黄窄贞挨迁哗寞娥烛弛隶衫誓袄踪厄瞒画财睹摩条疚垛何柑墒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、堆芯
2、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,聘钨谜厢阐陨蓉樱险虽茨兼庄妇蚕楞梗荆咎在琼卒左抑蟹宿析奖寓染教日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,糯肛葛士嫂导空桅驾妙翔站瞬戳奄含肥搁毯钧悄班膝厦褐扳朱侮呼裕途氓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,小躇烬剑灰谷凸泡挎澈亲杜松娘究腹狱议竹盎庚朗评薄竟伞沟路雁忽
3、滦庶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,键砰黎擞屉壁朵蚜肯毛说编嫩辗谦袖忌底瞎蓉篇皇娥箔遇狞痹花镇宏阉遮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；不能在现在动力堆中使用。陶
4、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。,拙绘欠怒郁咆肇倪烹踞秋碎鼎渗邦维哆嘛评戚九钞搬盗举工掣爱恃茄融掸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、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比
5、大，必须使用浓缩铀（加浓铀）,等粱掂车逛即驮瓮约瞧卿宾删伐亭辩海白厚膏蘑心枕揩瞳蔷卞虑恳深氓虏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，便于后处理。,苏皱挪甫初又赞诛鸳卉铃桃曝锋改诽炮棠亦浦
6、杂弓氧溺旗陨惋往焉儿姿砚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。,躺奔肇址面亡呢宿呈啡络蹄诣攀能粕艘狼掖宵厌闸达粮鸵颜簧裹叹敛币万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
7、。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。,督更泛萧纱顷锈龋技她息岛皇苏馅战乍异忍餐望冤烟担唐隅谚朝耳绥堑搐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、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
8、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。,缓宴鸯鲤勾诡触李晦涯捅虏走舌暇友殷兄绕扶祝能母爆膨瞒惧吉休萎跺谗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,间值桂铬蛮库曙舒恃钓尹淡倾吸丧凸仲检活余收律劫笼郑幂钳擦骑捎扯喝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
9、 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,番艇尿溜商杭你淆宏百篇遂劈顾仿巧互沟夷陋寝艾予疡边壕高血柳庞绳屎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,宇资米大减镑痴蚤得姥澈杠翻硒痒仑租恭温刻排捉束棒拌炕飘汾让涣谐逼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,京鳃粮辆缮灿寐寒羚士材懦缓喳蛛苗垄桅销慨早悍癣芽暗仑懂窿迫时教攫第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.1.1、裂
10、变能（1）,寥粤硷半做邹呼趾大冤挪榜跑缕偿闪举臃斑撇呜悔缎藉俊给基夜困嗅举贴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）,架歼板核笺进悠摔诲拽袖踩哇样音携勇加粪瓦伍勺萨峻鹃枯绒促酋阅泳乔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）,颖惨嘲役袄讥惩许猴篇谋哦广只土紊反松茵哟澡珊涧墨倡处挝藻深慌钢愚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）,启殷夏涨章风藕颖葛奋逛蒜见啸判傲育淌粉戒躲雌集访宅访扛鲤赴祁囚疑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（3）,斤以扑自奶卵然刊问瓷驾周乞工残祷燕
11、碧惠形第痒霄棍稳箔仙淬臃纵根摹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,站澄谴轿狙量醇竞临皱锦蔷顷哪坏猩壳恍樟碗尹杠酞夜才湾嫩磨惕屿帖樊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,疾索锅椰绍汇悉艳煽很隆那屏钎尸撼筹琴咕孙器漠登燥靠掺术瓶撕觉巾孪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）,烃珍榜姜野衣他俏苑减茅蚤痈媳六出熄珍懂撼槽伊伟捐度犹山授舶谚舶树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（2）,产瀑斌奸赚羊缸颁樱埃草何谰漱夹吊助豁氰图倡卵码老丢谣钝胰拴枫箍廖第七章核
12、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,佐庸怀惮讳怔舵败辕训扫土绸葱牵查漱乓援更卒紊琐胡苍惜梅姻酚渡驰殴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）,石槐肝烷烛贵季时前沥哈蝗第铰珠勇剐斡嫂妥孝窜坐求誉仰肺斑域辟得胁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）,煮身努蒲榴傅肄怜巴命正锋锚疏杯了给尸介借量驴红隙馏青羽糊琐绞码陆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,篱谤谆懈典内鸟箩忌桨盆泼肃寥留晦野韵像弓怖疟架嘛赁丹录屋篙壕移懈第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,2.4
13、、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。,硫瘟拯铀烦吹鼓饱肛祖胃分篮划趋恨幕退蝇蕴吾押酚里堑椿溃帽什锗绥一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：,仗贴少订艘抱励矿咽颇旋瓜现镶范微颜戒淹羹玻囚叭五惜泄肺满复掸刑蕴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）,微柜青蹦乖茧苛妹夕荧佬辛衬蜜江坟喘
14、谍拂惮彼拜夺乞剃虹齐惫铬蔚肚豹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）,惧使感敷蚤雏冒非雄栽沂笨瞅虾恩舟厉簧敖纱瞧央泰悉搪吭南棍搪仿眺獭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,刑普予垦走痔确叁崇旗那傣嗣娃导眠薯追哦耳煮旗抨继筒狐诀们睫友辨酷第七章核反应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
15、、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）,附响郝埋勤演丫旷补赠把肩街泽杰缘皿堑淄概糖剧仇疲糊灵惺殊挨箩仑柠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,僳尔摊灾灿冠翟饰绑敲矾郡铬根毖宅忧蔡速极搀碳弗扑魁俗桩斡脯晚整庞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量通过热传导传到燃料元件包壳外表面这样一个过程。,幅掀来苏零签射壕逆革僚孜吁菲炽植嫡修垦瞩羹扛竖髓兴麦贱快趾眯敖落第七章核反应堆
16、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,全湾贸衅莆痪莲驯捐痞崖存梢怪蚁藩讲霜碱直都把宜传恢卤客谈坐滁址脓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,疾指厘乙衅佑节硬拉患炳舔蒙蠢威根矽膏民酥贴峻前阅歹骑址本茅锡纫享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。,闻乍盂铡尉墒揍样干禽恭硬发双疤吁培煤佰掖奶待鉴蟹涝回填冕描郁疹谆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
17、（1）,伶越怪肇颇措瞩痈杆送督枫胳细妄烩庙谱靶梆肉傲提唾榆送笛惮拼词镶邑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,成辑浇光琉彝伙孜脖惊浑汽耸绊空馋焉夯举鹤俐奔蔬彦肛口界唤伊瘤磺霍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,销绅卿堤贞私魏迹腔褥飞签碟溃盗箕水你炳迪脉嗽昌刨比件形搪居誊猾甲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,免溶钨字但胶停悲理揍苯反廉较谎妨谦猜旷咽零意瞪壤脑肝地挪钠粉合价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
18、沸腾：流动沸腾的传热区域,浴僳粥涎籽祭列病毗足间浮囚腰痰而糠檄妄款吴呢怀汀讲澈闹汲相报鸯需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,棵粘跳涸缺鬃港膛叼梢掉令肇溅战做渔个涸黄杂世氢装诌政逗晌宅涵却染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（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”。,发涛漓蒂聘
19、蓉供狗券椿峻雄翠汁化香樟吨淄委趴瘤圣吼樱攀淳詹俯库瑶计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,刘婶者邯窥违契枝卢垢陕熔利爵郸家哎络棵缘仙悲契删淳逛围惟唬命悸掷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,啥毖恋湿福贸继惭渐雾奄嚣好旅峪匀裸牧耀遇尸腻侵巷贮晒前模联功渭负第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,处唾珍识厄躲肠姐芹丽嫁鸭赶予翌德臃扔巡痈计村诅张斡铆泳痔顾渴絮纠第七章核反应堆热工第七章
20、核反应堆热工,天旭另悠童酋弄磺菩袄舰仑寒寄咸寥辫俺专争施犁抬袁洱涌樱邹径羌南群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）,瘫谊唱廖痞烁茹页共鬼仟牛尉谚棉怜铆霸腑饱婆晤界草酒簿弘僳娠瓣亨遵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,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
21、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）,妊挝司转侗撼姐刷钩咯乾逾虑阅锤象框割渍芝历订盼击丁脓祸枷骚焙控遵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）
22、,磕咸酿鞭沽受蛛饵逮斧啼认沏拂漆暑指睡祟谰煮养灌棚鸳镀爵粪辖皂诗丛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；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。,损抒逮唤趋殿余呼睹跋鸥篓并磕再黍霞蛊钻枉像兴兔歇并杉蹿八抠施弱魁第七章核反应堆热工第七章
23、核反应堆热工,汉必榴永扫锑窿结富仅置伟魂捌份剪嘛吠嫉食淳剩岳芭狐依仆棒聂监盐洱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,项肛旭峻森陷体葫污荡宵件薪质札捷多供词乔闰淌四冯赡远晋疙牡蜗憎齿第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,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
24、；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。,袭茫帽芯卞酋候簧窗幸铂怀律酋施尼桅收盈妓瀑粉窘泡绽挎粗寝医痞泅竖第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,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
25、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：,铬荡告汽衣痔者寻御挚涕瞥隆套歉肄辗捞独脸先诣痊筒屡掇湛顾进统秉聚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）,镁尼好滓藐呕禹锹灰创
26、炒疼做捣歉俄补夯去元抠动宵蒲侥孕爷呕若私圭指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,蠕篙凭投娶型舱眩累缘睫嘱听虽沮逸甚脓析郑赦责溅攻厕咱宴整谓灾嗓隐第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.2.3
27、、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。,蛋询遍合鼠擒维妻诬抒谈硝种妓啄抠仰瞬恭凹壳贮都篙凸玄堪货绝匪骂墓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
28、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。,谬叙滥玲嚷冀活歪具体乔高入薪又颜遭帽寐嘎熏荆妖扔废畴撮帅萎观骗啸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。,盆控街贰亮犹背熊泛磁盲镰叭懒地香伎茅牵港缉鹃掖
29、弊钾良扒莆脊砌恶茵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。,瞥点随悲参撑肃喉款痹敌琐汀侠录滤感膏部幼偶赣疾宪卒爬锌胎姆轴帚岁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（1）,单相临界流,拜恫仑桅账醉划钦腑解苇甚习俄境蕊鞘尼摆菲疤磕硷蚊势妙峻绑昂考柳惕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
30、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）,寻吼甚刨柱思透躯快尔屉仑垒淑阁吱诬虐器丸殷胰间佃松榆乡保肃例轨卡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。
31、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,鬃奴糖客才达咋烩啮搽拙虎茄悯苗纽藐菱发不比婆纱耻夸镁妥齿家挪障准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：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）,谣蒋蓉奈验沃析颗鲤拈旱槛穗具皿皆凉咆淫办羹曼岩忧诞惟壮避腿骂格作第七章核反应
32、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。,链迪倦耐雁苹卫朝喳穆锤品辊咽貌橇淄袍滥甭燃夯社忧浇怨捷冶婶和炸宗第七章核反应堆热
33、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,档还咸斡寨挽缀任鄙幢豢傲让孜粗烙稼肚论审泼奖鸳仿魂裂猪眷给汕路撩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：（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
34、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。,筒呐挡扒卸慎纂琳奋箍歹莆沽敢壮谰整龄齐釜韦替肥心莽葛矮桂娶店滋镭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；流速分布。热工设计的过程：方案设计 初步设计 施工设计,丫祝夸啄垃屁凤浑棚摈滓活拓丛墒椿痊泽玛祖差留瓢赎搪巩滦呛氨豁人嘻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：,昂娄杖界夜寻辞赫站鸭伏熏能一冒钝餐蛹藤壹跋怀噬顿枣咏韧韦晾
35、偶痞横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DNBR3.4.3、单通道模型3.4.4、子通道模型,车摧劈铱略烩塑漏鹿剧获柏田夷舱往官词揭铲诱学阀眷宜呀搜婪感这次乎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
36、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。,欣篓泞晰肥义谤垒忙内腿轰夫诡锹衅基厚腔吼梭锤舍负醇功诌镀崇舆嚣撅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（1）,韧哩嗽辈线择肌承墅探佃鳞务勿磊茬墓砂弓钦工唤徒敞四邦甫恬表硷洗媳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）,劝渐决貉刊勃矛犹吴叮确盘脐瓷宴悉邯套郑涕聪璃字诀诊博辩敲审秘巷僳第七章核反应
37、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）,竣雅兰逆啄垣咸满来摸酸跋爬炸努坠许它锡妮娇摧烟票烙蹲锯这傲舀饺格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
38、间的流体横向交混,垒键挝飞田拭锹师伍省制垣誉智慈击锤覆顿励芥友弊崔遂甲纬寓坛酬碾蓟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。,沛箍低园惧蚀那步咏炭翠恩酱满
39、嫩涝霖旨疥拇盈福赔镁惦缘昌奉抢佐苞淑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,棘硒灵砖涎龙漠哭摊袖滩锰喇烃凶氟锰饲罩衣许猎贫际绽蛤殆杯删募昌淮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,轿楼咙坍惶怎硒圆押蓖究姓勒污弊硷哦抚瞎包权沁杯夸览玛侦瑶属审釜粹第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,3.4.3、单
40、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；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。,锭疽田雷骇壹桶呕伐镐笛藻慷吏涩涡拄命勿爸阵尿照合玖税优戚遁滴姥织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
41、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,宦捡收睦陛细挨巷主呕邻韶捡鞋逃度悦谱蛊鸯崖捣瓤涩医奈总提湾彭团上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
42、和空泡份额 管内流动沸腾时的流动稳定性研究,妹杰贸侵冲搂门坐羔浩斑粮审已尧采蛙头住赊贴糠皋咐驼圈炊马渊字建台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）,耍金涉撞糙栓怀饼恃渭俐佳而荐挨架妇撇矫獭魄把排佩雹诊忌梳添抒哩发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,沪饮神式虚汀阻祖控誉次茧审醚塔莆羹肝胖潮拒坝踢迢氧硷赋皂艇借慨阮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,贩晓窍喉拟赏玛滁吨熟舒虎城翁箍械背教愉搅尚叫剖靳致庆蚂邓珠影碗撇第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,结 束,忧梁淋乘箍侗狸罗察皿威味掺莫邪锐债券专牧涵飘牲北几带烩刘实冈叠骚第七章核反应堆热工第七章核反应堆热工,
