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1、第七章：核反应堆热工核反应堆工程概论一、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。二、反应堆热工分析的内容1、堆芯材料和热物性 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1.1、核燃料（1）l核燃料：裂变燃料：铀235（自
2、然界存在的唯一一种核燃料）铀233钚239转换燃料：钍232铀238l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1.1、核燃料（2）l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1.1、核燃料（3）l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。 陶瓷燃
3、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。1.1、核燃料（4）l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大，必须使用浓缩铀（加浓铀）1.2、包壳材料（1）l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
4、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。1.2、包壳材料（2）l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。 1.3、冷却剂（1）l对冷却剂的要
5、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。 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。1.3、冷却剂（2）l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
6、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。1.4、慢化剂（1）l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l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1.4、慢化剂（2）l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 原子密度高 不腐蚀结构材料l常用液体慢化剂：常用的液体慢化剂有水和重水2、
7、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2.1、裂变能及其在堆芯内的分布2.1.1、裂变能（1）2.1.1、裂变能（2）2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（1）2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（2）2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（3）2.2、影响堆芯功率分布的因素2.2.1、燃料布置对功率分布的影响2.2.2、控制棒对功率分布的影响（1）2.2.2、控制棒对功率分布的影响（2）2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响2.3、燃料元件内的功率分布（1）2.3、燃料元
8、件内的功率分布（2）2.4、核热管因子（1）l热管和热点的概念2.4、核热管因子（2）l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。l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。 2.4、核热管因子（3）l核热管因子的定义：2.4、核热管因子（4）2.5、控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及分布l控制棒中的热源及其分布（自修）l慢化剂中的热源及其分布（自修）l结构材料中的热源及其分布（自修）3、稳态热工分析3.
9、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）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3.1.1.1、堆内的导热过程l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。核燃料包壳热量3.1.1.1、堆内的导热过程（1）l有内热源的情况3.1.1.1、堆内的导热过程（2）l无内热源的
10、情况3.1.1.2、堆内的放热过程l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。核燃料包壳冷却剂热量热量3.1.1.2、堆内的放热过程（1）3.1.1.2.1、强迫对流放热3.1.1.2.2、自然对流放热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3.1.1.2.3、沸腾放热（2 ）流动沸腾：流动沸腾的 传热区域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3.1.1.2.3、沸腾放热（4）l过冷沸腾起始点的判据：l沸腾临界：“沸腾临界”也称为“烧毁”或“偏离泡核
11、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”。3.1.1.3、堆内的输热过程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3.1.2.2、棒状燃料元件的传热计算l沿燃料元件轴向的冷却剂温度分布（自修）l包壳外表面温度的计算（自修）l包壳内表面温度的计算（自修）l燃料芯块表面温度的计算（自修）l燃料芯块中心温度的计算（自修）3.1.
12、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）3.1.
13、2.4、板状燃料元件的传热计算l板状燃料元件的传热计算（自修）l管状燃料元件的传热计算（自修）3.1.3、固体慢化剂与结构材料的传热计算l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。l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。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、
14、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3.2.1、水力分析的任务l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。l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
15、堆或蒸汽发生器，要分析 其系统内的流动稳定性。3.2.2、单相冷却剂的流动压降l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：l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：3.2.3、汽水两相流动及其压降l沸腾段长度和流型l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
16、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）3.2.3、汽水两相流动及其压降（1）l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3.2.3、汽水两相流动及其压降（2）l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
