《核反應(yīng)堆熱工》PPT課件

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1、第七章：核反應(yīng)堆熱工 核反應(yīng)堆工程概論 一、反應(yīng)堆熱工分析的任務(wù) 反應(yīng)堆熱工分析是研究在反應(yīng)堆及其回路 系統(tǒng)中冷卻劑的流動特性、熱量傳輸特性、燃料 元件的傳熱特性的一門工程性很強(qiáng)的學(xué)科。其研 究內(nèi)容涉及反應(yīng)堆的各種工況，以滿足動力堆安 全、經(jīng)濟(jì)和實用。 反應(yīng)堆的堆型不同，它們的結(jié)構(gòu)形式、冷 卻劑特性、運(yùn)行參數(shù)和安全要求等方面也有很大 差異。我們選擇壓水堆作為主要討論對象。 二、反應(yīng)堆熱工分析的內(nèi)容 1、 堆芯材料和熱物性 2、反應(yīng)堆的熱源 3、穩(wěn)態(tài)熱工分析 4、瞬態(tài)熱工分析 1、 堆芯材料和熱物性 1.1、 核燃料 1.2、包殼材料 1.3、冷卻劑 1.4、慢化劑 1.1、 核燃料（ 1） 核

2、燃料： 裂變?nèi)剂希衡?235（自然界存在的唯一一種核燃料） 鈾 233 钚 239 轉(zhuǎn)換燃料：釷 232 鈾 238 核燃料的形態(tài)： 固態(tài)：實際應(yīng)用的核燃料 液態(tài)：未達(dá)到工業(yè)應(yīng)用的程度 1.1、 核燃料（ 2） 對固體核燃料的要求： 具有良好的輻照穩(wěn)定性，保證燃料元件在經(jīng)受深度燃 耗后，尺寸和形狀的變化能保持在允許的范圍之內(nèi) 具有良好的熱物性（熔點(diǎn)高，熱導(dǎo)率大，熱膨脹系數(shù) ?。狗磻?yīng)堆能達(dá)到高的功率密度 在高溫下與包殼材料的相容性好 與冷卻劑接觸不產(chǎn)生強(qiáng)烈的化學(xué)腐蝕 工藝性能好，制造成本低，便于后處理 1.1、 核燃料（ 3） 固體核燃料： 金屬鈾與鈾合金 特點(diǎn)：密度高、熱導(dǎo)率大、工藝性能好

3、；輻照穩(wěn)定性差，有 “腫脹”現(xiàn)象；不能在現(xiàn)在動力堆中使用。 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化物的使用研究最多，輕水、重水、改進(jìn)型氣冷、快堆等均 使用燒結(jié)的氧化物圓柱小塊。高溫氣冷堆使用氧化物或碳化物作成 的包覆顆粒在石墨基體中的彌散體。 1.1、 核燃料（ 4） 固體核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化鈾：特點(diǎn)（ 5點(diǎn)內(nèi)容）（自修） 熱物性（熔點(diǎn)、密度、熱導(dǎo)率、比熱）（自修） 钚、鈾混合物： UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN 彌散體燃料 陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料的基體中。 基體材料：鋁、不銹鋼、鋯合金、石墨等 缺點(diǎn)：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾（

4、加濃鈾） 1.2、包殼材料（ 1） 對包殼材料的要求： 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。 具有良好的導(dǎo)熱性能。 與核燃料的相容性要好，也就是說在燃料元件的工作狀態(tài)下，包 殼與燃料的界面處不會發(fā)生使燃料元件性能變壞的物理作用和化學(xué) 反應(yīng)。 具有良好的機(jī)械性能，即能夠提供合適的機(jī)械強(qiáng)度和韌性，使得 在燃耗較深的條件下，仍能保持燃料元件的機(jī)械完整性。 應(yīng)有良好的抗腐蝕能力。 具有良好的輻照穩(wěn)定性。 容易加工成形，成本低廉，便于后處理。 1.2、包殼材料（ 2） 包殼材料： 鋯合金：特點(diǎn)、物性（自修） 不銹鋼和鎳基合金 水堆中應(yīng)用最普遍的是鋯 2和鋯 4合金 快堆中主要考慮高

5、溫性能和抗輻照損傷性能，目前多采用奧氏體不 銹鋼，有時也使用鎳基合金。 1.3、冷卻劑（ 1） 對冷卻劑的要求： 中子吸收截面小，感生放射性弱。 具有良好的熱物性（比熱大、熱導(dǎo)率大、熔點(diǎn)低、沸點(diǎn)高， 飽和蒸汽壓低等），以便從較小的傳熱面積帶走較多的熱量。 粘度低，密度高，使循環(huán)泵消耗的功率小。 與燃料和結(jié)構(gòu)材料相容性好。 良好的輻照穩(wěn)定性和熱穩(wěn)定性。 慢化能力與反應(yīng)堆類型相匹配。 成本低，使用方便，盡可能避免使用價格昂貴的材料。 1.3、冷卻劑（ 2） 常用冷卻劑： 水和重水：水作為冷卻劑和慢化劑主要應(yīng)用于輕水堆。 缺點(diǎn)：沸點(diǎn)低、存在沸騰臨界、在高溫下有腐蝕作用。 重水慢化堆采用重水作冷卻劑的

6、好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃 縮度。缺點(diǎn)是價格昂貴。 鈉：鈉作為冷卻劑主要應(yīng)用于快中子堆。 缺點(diǎn)：鈉水劇烈反應(yīng)、溫度梯度質(zhì)量遷移、金屬的擴(kuò)散結(jié)合、存在由反應(yīng)性正空泡 效應(yīng)引起的控制和安全問題。 氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應(yīng)用于氣冷堆。 缺點(diǎn)：因運(yùn)行壓力和流量大而消耗功率大、價格昂貴、泄漏問題。 1.4、慢化劑（ 1） 對固體慢化劑的要求： 具有一定的結(jié)構(gòu)強(qiáng)度 良好的導(dǎo)熱性能 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性 與冷卻劑相容 原子密度高 便于加工，成本低廉 可用的固體慢化劑： 可用的固體慢化劑有石墨、鈹、氧化鈹和氧化鋯 1.4、慢化劑（ 2） 對液體慢化劑的要求： 熔點(diǎn)在室溫以下，高溫下蒸

7、汽壓要低 良好的傳熱性能 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性 原子密度高 不腐蝕結(jié)構(gòu)材料 常用液體慢化劑： 常用的液體慢化劑有水和重水 2、反應(yīng)堆的熱源 2.1、 裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布 2.2、影響堆芯功率分布的因素 2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布 2.4、核熱管因子 2.5、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中的熱源及分布 2.1、 裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布 2.1.1、 裂變能（ 1） 2.1.1、 裂變能（ 2） 2.1.2、 裂變能在堆芯內(nèi)的分布（ 1） 2.1.2、 裂變能在堆芯內(nèi)的分布（ 2） 2.1.2、 裂變能在堆芯內(nèi)的分布（ 3） 2.2、影響堆芯功率分布的因素 2.2.1、 燃料布置對功率

8、分布的影響 2.2.2、 控制棒對功率分布的影響（ 1） 2.2.2、 控制棒對功率分布的影響（ 2） 2.2.3、 水隙及空泡對功率分布的影響 2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布（ 1） 2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布（ 2） 2.4、核熱管因子（ 1） 熱管和熱點(diǎn)的概念 2.4、核熱管因子（ 2） 熱管因子： 為了衡量各有關(guān)的熱工參數(shù)的最大值偏離平均值 （或名義值）的程度，引入一個修正因子，這個修正因 子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關(guān)的熱工（或物 理）參數(shù)的最大值與平均值的比值來表示的。 熱管因子的分類： 一般把熱管因子分為兩大類：一類是核熱管因子； 一類是工程熱管因子。 2.4、核熱管因子（

9、 3） 核熱管因子的定義： N L N Z N R N q N L N Z N R N q N Z N R FFFF F FFF F F 熱流量核熱管因子 局部峰核熱管因子 堆芯平均熱流量 堆芯最大熱流量 熱流量核熱管因子 熱管的平均熱流量 熱管的最大熱流量 軸向核熱管因子 量堆芯平均管的平均熱流 熱管的平均熱流量 徑向核熱管因子 2.4、核熱管因子（ 4） 2.5、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料 中的熱源及分布 控制棒中的熱源及其分布（自修） 慢化劑中的熱源及其分布（自修） 結(jié)構(gòu)材料中的熱源及其分布（自修） 3、穩(wěn)態(tài)熱工分析 3.1、傳熱分析 3.2、水力分析 3.3、熱工設(shè)計原理 3.4、幾個重

10、要概念 3.1、傳熱分析 3.1.1、 反應(yīng)堆內(nèi)熱量的輸出過程 3.1.2、燃料元件的傳熱計算 3.1.3、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料的傳熱計算 3.1.4、泊松方程的數(shù)值解法（自修） 3.1.1、 反應(yīng)堆內(nèi)熱量的輸出過程 3.1.1.1、 堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程 3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程 3.1.1.3、堆內(nèi)的輸熱過程 3.1.1.1、 堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程 燃料元件的導(dǎo)熱是指燃料芯塊內(nèi)產(chǎn)生的熱量通過 熱傳導(dǎo)傳到燃料元件包殼外表面這樣一個過程。 核燃料 包殼 熱量 3.1.1.1、 堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程（ 1） 有內(nèi)熱源的情況 u v u v v v k q dx td k q dr dt rdr td kqt

11、 k q t 2 2 2 2 2 2 0 1 0 平板形燃料芯塊： 圓柱形燃料芯塊： 是導(dǎo)熱率是體積釋熱率，是溫度，是拉普拉斯符， 程：有內(nèi)熱源的導(dǎo)熱微分方 3.1.1.1、 堆內(nèi)的導(dǎo)熱過程（ 2） 無內(nèi)熱源的情況 dr dt FkQ dx dt kq o o 圓筒： 平板： 3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程 放熱過程是燃料元件包殼表面與冷卻劑之間直接 接觸時的熱交換，即熱量由包殼的外表面?zhèn)鬟f給 冷卻劑的過程。 核燃料 包殼 冷卻劑 熱量 熱量 3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程（ 1） l l fcs f cs fcsff f Fzh zq ztzt zzt zzt ztztz F h Q hFQ

12、 )( )( )()( )( )( )()( 所以： 處冷卻劑的溫度：位置 處包殼表面溫度：位置 處，：膜溫壓。在某一位置 ：傳熱面積 ：對流放熱系數(shù) 卻劑的熱功率：包殼外表面?zhèn)鬟f給冷 牛頓冷卻定律： 3.1.1.2.1、 強(qiáng)迫對流放熱 318.0 14.0 33.08.0 54 4.08.0 PrRe PrRe027.0 120Pr6.0102.1Re10 50 PrRe023.0 CNu B Nu Nu B o e lt e rD it t u s A w f 韋斯曼關(guān)系式： 時的放熱系數(shù)、水縱向流過平行棒束 對于大膜溫壓： ，且： 倍應(yīng)大于內(nèi)徑的膜溫壓不能太大，管長 ）關(guān)系式：）貝爾特（

13、迪圖斯（ 迫對流時的放熱系數(shù)、流體在圓形通道內(nèi)強(qiáng) 3.1.1.2.2、 自然對流放熱 25025.0 161341 11531 PrPrPr5.0 10Pr102P r )17.0 1010P r )6.0 Pr 。 ）（）（ 熱系數(shù)：橫管的自然對流平均放 （紊流），（ （層流），（ ，豎壁的放熱系數(shù)：當(dāng)壁面的熱流量恒定時 ）（式：自然對流放熱準(zhǔn)則關(guān)系 wff n GrNu GrGrNu GrGrNu GrCNu 3.1.1.2.3、 沸騰放熱（ 1） 大容積沸騰： 大氣壓下水 的大容積沸 騰曲線 3.1.1.2.3、 沸騰放熱（ 2） 流動沸騰： 流動沸騰的 傳熱區(qū)域 3.1.1.2.3、

14、沸騰放熱（ 3） 泡核沸騰： 過冷沸騰中 壁面溫度和 流體溫度的 分布 3.1.1.2.3、 沸騰放熱（ 4） 過冷沸騰起始點(diǎn)的判據(jù)： 沸騰臨界： “沸騰臨界”也稱為“燒毀”或“偏離泡核沸騰（ DNB） ”和“蒸干”；術(shù) 語臨界熱流量（ CHF） 則用來描述上述工況下的熱流量值，以及確定在那 一點(diǎn)最先發(fā)生上述工況?！芭R界熱流量”也稱為“臨界熱負(fù)荷”或“燒毀 熱通量”。 流量開始產(chǎn)生沸騰所需的熱 時，和系統(tǒng)壓力為為在壁面過冷度式中 pttq ttpq swO N B p swO N B 0234.0828.2 156.13 5 9 10798.1 3.1.1.3、堆內(nèi)的輸熱過程 處的溫升置冷卻劑

15、從堆芯進(jìn)口到位 處的焓升置冷卻劑從堆芯進(jìn)口到位 冷卻劑的流通截面積冷卻劑的密度； 冷卻劑的比熱；冷卻劑的質(zhì)量流量； 處的輸熱量；置冷卻劑從堆芯進(jìn)口到位 處的輸熱量為：置冷卻劑從堆芯進(jìn)口到位 程。量帶出堆外這樣一個過裂變過程中所釋放的熱 內(nèi)卻劑流過堆芯時，將堆輸熱過程指的是，當(dāng)冷 zzt zzH A cW zzQ zHWztcVAztWczQ z f f f p ffpffp :)( :)( : : :)( )()()()( 3.1.2、燃料元件的傳熱計算 3.1.2.1、 燃料元件的形式及其冷卻方式 3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算 3.1.2.3、積分熱導(dǎo)率的概念 3.1.2.4、板狀

16、燃料元件的傳熱計算 3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算 沿燃料元件軸向的冷卻劑溫度分布（自修） 包殼外表面溫度的計算（自修） 包殼內(nèi)表面溫度的計算（自修） 燃料芯塊表面溫度的計算（自修） 燃料芯塊中心溫度的計算（自修） 3.1.2.3、積分熱導(dǎo)率的概念 燃料芯塊的熱導(dǎo)率 ku一般都與溫度有關(guān)。對于熱導(dǎo) 率大的金屬燃料，采用算術(shù)平均溫度下的 ku來計算燃料 芯塊的溫度場，由此引起的誤差不會太大，這在初步估 算燃料芯塊的溫度場時是允許的。但對 ku小的燃料，例 如現(xiàn)代大型壓水堆常用的 UO2燃料，不僅 ku小且其值隨 燃料的溫度變化較大，如果用算術(shù)平均溫度下的 ku值計 算燃料芯塊中心溫度，則

17、將會帶來較大的誤差，因而必 須考慮 ku值隨燃料溫度的變化。但是 ku隨溫度的變化往 往不是線性關(guān)系，要直接用它進(jìn)行計算比較麻煩，因而 往往把 ku對溫度 t的積分作為一個整體看待，這樣比較簡 便。這就是所謂積分熱導(dǎo)率的概念。 具體數(shù)學(xué)推導(dǎo)（自修） 3.1.2.4、 板狀燃料元件的傳熱計算 板狀燃料元件的傳熱計算（自修） 管狀燃料元件的傳熱計算（自修） 3.1.3、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料 的傳熱計算 固體慢化劑的傳熱計算（自修） 最常用的固體慢化劑是石墨。例如，石墨氣冷堆、 石墨水冷堆、石墨鈉冷堆等，均采用石墨作為慢化劑。 結(jié)構(gòu)材料的傳熱計算（自修） 堆芯是一個強(qiáng)大的輻射源，它所放出的 射線、中

18、子 流等，絕大部分為反射層、熱屏蔽、壓力殼（如果有的 話）和生物屏蔽中的元素所吸收或減弱，最終轉(zhuǎn)變?yōu)闊?能；只有極少量的輻射線逸出堆外。因而，在這些反應(yīng) 堆部件中也存在著冷卻問題。 3.2、水力分析 3.2.1、 水力分析的任務(wù) 3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降 3.2.3、汽水兩相流動及其壓降 3.2.4、自然循環(huán)計算 3.2.5、通道斷裂時的臨界流 3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配 3.2.7、流動不穩(wěn)定性 3.2.1、 水力分析的任務(wù) 任務(wù)： 弄清楚與堆內(nèi)冷卻流動劑有關(guān)的流體力學(xué)方面的問題。 穩(wěn)態(tài)工況水力計算的內(nèi)容： 計算冷卻劑的流動壓降，以便確定：堆芯各冷卻劑通道內(nèi)的流量； 合理的堆芯

19、冷卻劑流量和合理的一回路管道、部件的尺寸以及冷卻 劑循環(huán)泵所需要的功率。 對于采用自然循環(huán)冷卻的反應(yīng)堆（如沸水堆），或利用自然循環(huán) 輸出停堆后的衰變熱，需要通過水力計算確定在一定的反應(yīng)堆功率 下的自然循環(huán)水流量，配合傳熱計算，定出堆的自然循環(huán)能力。 對于存在汽水兩相流的裝置，象沸水堆或蒸汽發(fā)生器，要分析其 系統(tǒng)內(nèi)的流動穩(wěn)定性。 3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降 沿等截面直通道的流動壓降 提升壓降： 摩擦壓降： 等溫流動的摩擦系數(shù) 非等溫流動的摩擦系數(shù) 通道進(jìn)出口長度對摩擦系數(shù)的影響 加速壓降： 局部壓降 截面突然擴(kuò)大： 截面突然縮小： 彎管、接管與閥門： 燃料組件定位件： 3.2.3、汽水兩相

20、流動及其壓降 沸騰段長度和流型 含汽量、空泡份額和滑速比 含汽量： 靜態(tài)含汽量，蒸汽的質(zhì)量與汽液混合物總質(zhì)量的比值 真實含汽量，蒸汽的質(zhì)量流量與汽液混合物總質(zhì)量流量的比值 平衡態(tài)含汽量，混合物焓與液體飽和焓的差和汽化潛熱的比值 空泡份額：蒸汽的體積與汽液混合物總體積的比值 滑速比：蒸汽平均速度與液體平均速度的比值 含汽量、空泡份額和滑速比間的關(guān)系： （自修） 空泡份額、含汽量的計算： （自修） 3.2.3、汽水兩相流動及其壓降（ 1） 壓降計算 沿等截面直通道的流動壓降 一維穩(wěn)態(tài)兩相流動量方程： （自修） 均勻流模型：汽相和液相的流速相等 兩相間處于熱力學(xué)平衡狀態(tài) 使用合理確定的單相摩擦系數(shù)

21、分離流模型：汽相和液相的流速各自保持不變，但不相等 兩相間處于熱力學(xué)平衡狀態(tài) 應(yīng)用經(jīng)驗關(guān)系式或簡化的概念尋求兩相流摩擦壓 降倍數(shù)和空泡份額與獨(dú)立流動變量之間的關(guān)系式 局部壓降 截面突然擴(kuò)大；截面突然縮??；孔板 3.2.3、汽水兩相流動及其壓降（ 2） 一回路內(nèi)的流動壓降 在反應(yīng)堆的熱工水力分析中，除了需要計算系統(tǒng)中 各點(diǎn)的冷卻劑的壓力數(shù)值外，往往還需要知道冷卻劑在 反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)內(nèi)循環(huán)流動時的總壓降。例如在計算 冷卻劑循環(huán)泵所消耗的功率，以及確定堆的自然循環(huán)能 力時都需要總壓降的數(shù)值。 計算反應(yīng)堆回路的總壓降通常采取的步驟是，首先 根據(jù)流體在回路中的受熱情況（加熱、冷卻、等溫）把 回路劃分為

22、若干段，算出每一段內(nèi)的各種壓降之和，然 后再把各段的壓降相加，即得到整個回路的總壓降。 3.2.4、自然循環(huán)計算 自然循環(huán)的基本概念 自然循環(huán)是指在閉合回路 內(nèi)依靠熱段（向上流）和冷 段（向下流）中的流體密度 差所產(chǎn)生的驅(qū)動壓頭來實現(xiàn) 的流動循環(huán)。 3.2.4、自然循環(huán)計算（ 1） 自然循環(huán)水流量的確定 自然循環(huán)水力計算的目的就是 在給定的反應(yīng)堆功率和已定的堆 芯結(jié)構(gòu)下，求解反應(yīng)堆系統(tǒng)的自 然循環(huán)水流量。至于求得的流量 是否滿足反應(yīng)堆熱工設(shè)計準(zhǔn)則的 要求，則需要通過堆芯傳熱計算 才能確定。如果不能滿足準(zhǔn)則要 求，則在調(diào)整反應(yīng)堆熱工參數(shù)或 修改堆芯結(jié)構(gòu)的基礎(chǔ)上重新計算 水流量。其求解方法有差分法

23、和 圖解法兩種。 3.2.5、通道斷裂時的臨界流 任一流動系統(tǒng)的放空 流率，取決于流體從 出口（或破口）流出 的速率即質(zhì)量流量。 當(dāng)流體自系統(tǒng)中流出 的速率不再受下游壓 力下降的影響時，這 種流動就稱為臨界流 或阻塞流，對于單相 流也稱聲速流。 3.2.5、通道斷裂時的臨界流（ 1） 單相臨界流 135.13.1 4.1 1 2 1 2 1 2 000 0 0 0 1 2 00 kk k ptv p v p kk k AW vp k k aV k exc c ；對于干飽和蒸汽可取對于過熱蒸汽可取 ；空氣可取對于雙原子氣體，如對 ）下的比容；）和滯止壓力（為滯止溫度（ 為上游滯止壓力； 臨界流量

24、為： 臨界流速即聲速為： 3.2.5、通道斷裂時的臨界流（ 2） 兩相臨界流 兩相臨界流是比單相臨界流更為復(fù)雜的流動。這是因為在汽液兩相 系統(tǒng)中，流體的壓力沿通道下降的同時，還將伴隨發(fā)生相間的質(zhì)量、 動量和能量的交換。液相部分的擴(kuò)容汽化，從而導(dǎo)致含汽量的不斷 變化，繼而出現(xiàn)不同的流型。特別是當(dāng)快速膨脹時還會出現(xiàn)相間的 不平衡。這些因素的存在，都大大增加了研究兩相臨界流的困難。 長通道中的臨界流： （自修） 短通道中的臨界流： 孔板 （自修） 短通道（自修） 3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配 為了在安全可靠的前提下盡量提高反應(yīng)堆的輸出 功率，進(jìn)行熱工分析之前，必須預(yù)先知道堆芯熱 源的空間分布和在

25、各個冷卻劑通道內(nèi)的冷卻劑流 量。 壓水堆堆芯流量分配的計算 質(zhì)量守恒方程 動量守恒方程 熱量守恒方程 3.2.7、流動不穩(wěn)定性 定義：在一個質(zhì)量流速、壓降和空泡之間存在著熱力 流體動力學(xué)聯(lián)系的兩相系統(tǒng)中，流體受到一個微小的擾 動后所發(fā)生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變 振幅進(jìn)行的流量振蕩。 流動不穩(wěn)定性： 水動力不穩(wěn)定性或 Ledinegg不穩(wěn)定性（比較常見） 并聯(lián)通道的管間脈動（比較常見） 流型不穩(wěn)定性 動力學(xué)不穩(wěn)定性（密度波不穩(wěn)定性） 熱振蕩（聲速不穩(wěn)定性） 3.2.7、流動不穩(wěn)定性（ 1） 在反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器以及其他存在兩相流的設(shè)備中一 般都不允許出現(xiàn)流動不穩(wěn)定性。其主要原因如下

26、： 流動振蕩會使部件產(chǎn)生有害的機(jī)械振動，而持續(xù)的流動振蕩會導(dǎo) 致部件的疲勞損壞； 流動振蕩會干擾控制系統(tǒng)，在冷卻劑同時兼作慢化劑（例如水） 的反應(yīng)堆中，這個問題尤其嚴(yán)重； 流動振蕩會使部件的局部應(yīng)力產(chǎn)生周期性變化，從而導(dǎo)致部件的 熱疲勞損壞； 流動振蕩會使系統(tǒng)內(nèi)的傳熱性能變壞，使臨界熱流量大幅度下降， 造成沸騰臨界過早出現(xiàn)。實驗證明，當(dāng)出現(xiàn)流動振蕩時，臨界熱流 量的數(shù)值會降低 40之多。 3.3、熱工設(shè)計原理 熱工設(shè)計的目標(biāo)： 既安全可靠而又經(jīng)濟(jì)的堆芯輸熱系統(tǒng) 熱工設(shè)計涉及面廣： 堆物理設(shè)計 元件設(shè)計（燃料元件） 結(jié)構(gòu)設(shè)計 控制系統(tǒng)設(shè)計 一回路系統(tǒng)設(shè)計 二回路系統(tǒng)設(shè)計 3.3、熱工設(shè)計原理（

27、1） 熱工設(shè)計的前提條件： （需要與各有關(guān)專業(yè)共同討論） A、 根據(jù)所設(shè)計的堆用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制） 選定堆型，確定所用的核燃料、慢化劑、冷卻劑和結(jié)構(gòu)材料 等的種類。 B、 反應(yīng)堆的熱功率、堆芯功率分布不均勻系數(shù)和水鈾比允許的 變化范圍。 C、 燃料元件的形狀、它在堆芯內(nèi)的布置方式以及柵距允許變化 的范圍。 D、 二回路對一回路冷卻劑熱工參數(shù)的要求。 E、 冷卻劑流過堆芯的流程以及堆芯出口處冷卻劑流量的分配情 況。 3.3、熱工設(shè)計原理（ 2） 熱工設(shè)計的任務(wù)： 設(shè)計燃料組件 設(shè)計總傳熱面積 設(shè)計冷卻劑：溫度分布；壓力分布；流速分布。 熱工設(shè)計的過程： 方案設(shè)計 初步設(shè)計 施工

28、設(shè)計 3.3、熱工設(shè)計原理（ 3） 壓水堆熱工設(shè)計準(zhǔn)則： 穩(wěn)定性情況下，不發(fā)生流動不 求在計算的最大熱功率、在穩(wěn)態(tài)額定工況，要 度額定）：預(yù)期瞬態(tài)（ 度額定功率： 度應(yīng)低于熔化溫度、燃料元件芯塊最高溫 額定）：預(yù)期最大功率（ 額定功率： 許發(fā)生沸騰臨界、燃料元件外表面不允 c t t b D N B R D N B R a 2650118 2200 3.1%118 8.1 0 0 3.4、幾個重要概念 3.4.1、 熱管因子及熱點(diǎn)因子 3.4.2、臨界熱流量與最小 DNBR 3.4.3、 單通道模型 3.4.4、子通道模型 3.4.1、 熱管因子及熱點(diǎn)因子 熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑通道

29、熱點(diǎn)：燃料元件表面熱流量最大的點(diǎn) 認(rèn)為：熱點(diǎn)位于熱管內(nèi) 熱管和熱點(diǎn)分析模型（單通道模型） 只要保證熱管的安全，而無需再繁瑣地計算堆內(nèi)其余元件和冷卻劑通道的 熱工參數(shù)，就能保證堆芯其余燃料元件的安全了，在反應(yīng)堆發(fā)展的早期， 堆熱工設(shè)計采用熱管和熱點(diǎn)分析模型。 子通道分析模型（可以確定出真正的熱管和熱點(diǎn)） 近年來隨著堆的設(shè)計、建造和運(yùn)行經(jīng)驗的積累、計算模型的發(fā)展、實驗技 術(shù)的提高和測量儀表的改進(jìn)，提高計算可以得到真正的熱管所在的位置及 其熱工參數(shù)；也可以得到燃料元件最高中心溫度和最高表面溫度的數(shù)值及 其所在的位置。 3.4.1、 熱管因子及熱點(diǎn)因子（ 1） H H F q q F FF FF q

30、q F nN H nN q N R N H N z N R N q m a x m a x m a x 堆芯平均管焓升 堆芯名義最大焓升 改寫為： 堆芯平均熱流量 堆芯名義最大熱流量 改寫為： 平均管冷卻劑焓升 熱管冷卻劑焓升 焓升核熱管因子： 熱流量核熱點(diǎn)因子： 熱管和平均管流量相等 平均 3.4.1、 熱管因子及熱點(diǎn)因子（ 2） E H N HH E q N qq n hE H n hE q FFF FFF H H F q q F 焓升熱管因子為：故，熱流量熱點(diǎn)因子和 堆芯名義最大焓升 堆芯熱管最大焓升 堆芯名義最大熱流量 堆芯熱點(diǎn)最大熱流量 義值的程度）（衡量熱工參數(shù)偏離名 點(diǎn)因子：工程

31、熱管因子和工程熱 m a x m a x m a x m a x 3.4.1、 熱管因子及熱點(diǎn)因子（ 3） 工程熱管因子及工程熱點(diǎn)因子的計算 乘積法（偏安全的方法）（自修） 混合法（自修） 3.4.1、 熱管因子及熱點(diǎn)因子（ 4） 降低熱管因子和熱點(diǎn)因子的途經(jīng) 核熱管因子和熱點(diǎn)因子： 沿堆芯徑向裝載不同濃縮度的核燃料 在堆芯周圍設(shè)置反射層 在堆芯徑向不同位置上插上一定數(shù)量的控制棒和可燃毒物棒 加硼水 工程熱管因子和熱點(diǎn)因子： 合理確定有關(guān)部件的加工及安裝誤差 精細(xì)進(jìn)行結(jié)構(gòu)設(shè)計和堆本體水力模擬實驗，改善腔室冷卻劑流量分配 加強(qiáng)相鄰燃料元件冷卻劑通道間的流體橫向交混 3.4.2、臨界熱流量與最小

32、DNBR 在壓水堆的熱工設(shè)計中，不但允許堆芯冷卻劑發(fā)生過冷 沸騰，而且還允許在少量冷卻劑通道中發(fā)生飽和沸騰， 其目的在于在一定的系統(tǒng)壓力下，提高堆芯出口處的冷 卻劑溫度，從而改善整個核電站的熱效率。但是，由于 沸騰時汽泡的存在，燃料元件表面與冷卻劑間的放熱強(qiáng) 度并不隨汽泡的增加而單調(diào)上升，有時可能發(fā)生燃料元 件表面的沸騰臨界，此時燃料元件表面與冷卻劑間的傳 熱急劇惡化，導(dǎo)致燃料元件包殼燒毀。因此對于水堆中 的沸騰工況進(jìn)行研究極為重要。 3.4.2、臨界熱流量與最小 DNBR（ 1） 典型的臨界熱流量公式 W 3公式（自修） W 2公式（自修） B&W公式（自修） 影響臨界熱流量的因素 水的質(zhì)量

33、流速 進(jìn)口處水的過冷度 工作壓力 冷卻劑焓 通道進(jìn)口段長度 加熱表面粗糙度 3.4.2、臨界熱流量與最小 DNBR（ 2） 水堆燃料元件表面的 DNB比與最小 DNB比 堆熱工設(shè)計準(zhǔn)則之一。 不小于某一數(shù)值作為最小在水堆熱工設(shè)計中，把 ?；虮?，記為最小 變化的，其最小值稱為值是沿冷卻劑通道長度 即： 來表示。常用實際熱流量的比值，通 與該點(diǎn)的一點(diǎn)的臨界熱流量通道中燃料元件表面某 劑關(guān)系式計算得到的冷卻比，就是指用合適的 D N B R M D N B RD N B RD N B zD N B R zq zq zD N B R D N B R q qD N B D N B D N B D N B

34、 m i n 3.4.3、 單通道模型 模型：把所要計算的熱管看作是孤立的、封閉的， 它在整個堆芯高度上與相鄰?fù)ǖ乐g沒有冷卻劑 的動量、質(zhì)量和熱量的交換。 計算步驟 根據(jù)任務(wù)書提出的電站總功率要求，堆熱工設(shè)計方面應(yīng)與一、二 回路系統(tǒng)設(shè)計方面初步商定有關(guān)的熱工參數(shù)。 確定燃料元件的形狀、尺寸、柵距、排列方式及每個燃料組件內(nèi) 的燃料元件數(shù)；計算燃料元件總傳熱面積，并確定堆芯的布置。 根據(jù)熱工設(shè)計準(zhǔn)則中規(guī)定的內(nèi)容進(jìn)行有關(guān)的計算。 3.4.3、 單通道模型（ 1） 設(shè)計準(zhǔn)則中的規(guī)定內(nèi)容： 計算平均管冷卻劑的質(zhì)量流速 計算平均管冷卻劑的焓場 計算平均管的各類壓降 計算熱管的有效驅(qū)動壓頭 計算熱管冷卻劑

35、的焓場 計算最小 DNBR 計算燃料元件的溫度 堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計的技術(shù)經(jīng)濟(jì)評價 3.4.3、 單通道模型（ 2） 反應(yīng)堆熱工設(shè)計中需要通過科研實驗解決的問題： 熱工實驗： 臨界熱流量實驗，獲得經(jīng)驗半經(jīng)驗公式 測定核燃料和包殼的熱物性及燃料與包殼間的氣隙等效傳熱系數(shù) 水力實驗： 堆本體水力模擬實驗 燃料組件水力模擬實驗 測定相鄰冷卻劑通道間的流體交混系數(shù) 測定堆內(nèi)各部件冷卻劑的旁通流量 測定冷卻劑過冷沸騰和飽和沸騰時的流動阻力系數(shù) 測定冷卻劑沸騰工況下的流型和空泡份額 管內(nèi)流動沸騰時的流動穩(wěn)定性研究 3.4.4、子通道模型 模型：認(rèn)為相鄰?fù)ǖ朗窍嗷リP(guān)聯(lián)的，沿著整個堆 芯高度，相鄰?fù)ǖ赖睦鋮s劑間發(fā)生著質(zhì)量、動量 和熱量交換。 內(nèi)容： （自修） 4、瞬態(tài)熱工分析 瞬態(tài)過程中反應(yīng)堆功率計算 停堆后的功率 剩余裂變功率的衰減 衰變功率的衰減 瞬態(tài)工況的燃料元件溫度場計算 反應(yīng)堆的安全問題 反應(yīng)堆失流事故 冷卻劑流量隨時間的變化 堆芯熱工水力特性分析 4、瞬態(tài)熱工分析（ 1） 壓水堆的冷卻劑喪失事故 冷卻劑喪失事故的安全措施 事故發(fā)生后的工況 冷卻劑狀態(tài)的控制容積解法 燃料元件的再淹沒過程 燃料元件包殼與冷卻劑之間的傳熱 安全殼內(nèi)氣體壓力的計算 結(jié) 束