反应堆传热过程
西安交大核反应堆热工分析复习详细
第一部分 名词解释第二章 堆的热源及其分布1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。
第三章 堆的传热过程2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ⎰κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。
3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。
4、换热过程：指燃料元件包壳外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。
5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。
6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。
8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=∆）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。
9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。
10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。
Critical heat flux11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。
Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。
达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。
13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升；14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。
15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。
第三章 堆的传热过程
1/ 5
m
当 2 × 1013 < Grx* ≤ 1016 （紊流时），
N x ,m = 0.17 Nu 0 17 ( G Gr ⋅ Pr )
* x 1/ 4 m
式中 Grx* 为修正的格拉晓夫数，其表达式为：
Grx* = Grx ⋅ Nu x = g ⋅ β ⋅ q ⋅ x 4 /(kν 2 )
Pr = 0.7
L / d ≥ 60
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.1 强迫对流换热
¾ 水纵向流过平行棒束时的换热系数
采用棒束燃料组件的水冷堆中遇到的情况，即为此问题 Weisman推荐的关系式：
Nu = C Re0.8 Pr1/ 3
常数C取决于栅格排列形式： 对于正方形栅格： P 1.1 ≤ ≤ 1.3 d 对于三角形栅格：
随着q的增加，在 随着q的增加 在 加热面上产生气泡， 但很快在跃离壁面 之前就被冷凝了 之前就被冷凝了， 在热边界层引起微 量的对流
当液体温度接近ts 时，气泡在加热面 上长大并跃离壁面， 它们升向自由表面 的过程中，被冷液 体所冷凝
当液体达到饱和温 度时，气泡将不再 在液体中凝结，而 是上升到自由表面
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.2 自然对流换热
¾ 竖壁
当壁面的热流密度q为常数时，Hoffmann推荐用以下公 式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水）： 式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水） 当 105 < Grx* ≤ 1011 （层流时），
Nu x ,m =
κm
hx
= 0.60 ( Gr ⋅ Pr )
核反应堆热工基础-第四章
ql rw Tg - Tw ln( ) 2K w rg
r T(r) Tg ln( ) w r g ln(1 ) rg
Tg Tw
rg r rg w
式中： Tw——包壳外表面温度，℃； Tg——包壳内壁温度，℃； rg——包壳内径，mm ； δw——包壳厚度，mm ； Kw——包壳的热导率， W ·m-1 ·℃-1
4. 总结
圆柱体燃料元件中心温度T0与包壳表明温度Tco之差为
式中： ql——线功率密度， W ·m-1 ； ku——燃料芯块平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Ru——燃料芯块半径， mm； hg——间隙的总传热系数， W ·m-2 ·℃-1 kc——包壳平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Rco ——包壳外半径，mm ； Rci ——包壳内半径，mm 。
2. 两相流的传热系数
（1）基本概念 • 多相流：多种物相在同一个系统内一 起流动。 多组分多相流 单组分多相流
• • 沸腾：液体受热超过其饱和温度时，在液体内部和 表面同时发生剧烈汽化的现象。 欠热沸腾（过冷沸腾）：流体处于未饱和状态即流 体温度低于饱和温度的沸腾现象。 饱和沸腾：若液体的主体温度达到或超过饱ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ温度， 气泡脱离壁面后会在液体中继续长大，直至冲出液 体表面，这样的沸腾称为饱和沸腾。
核反应堆热工基础
教师：刘晓辉
成都理工大学 核技术与自动化工程学院
第四章 反应堆堆芯的传热过程
堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产 生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、 元件壁面与冷却剂之间的对流放热和冷却剂将热量输 送到堆外的输热等三个过程。
第1节 燃料元件的径向 导热
燃料元件的径向导热 过程：燃料芯块内产生的 热传导至芯块表面→芯块 表面与包壳内壁间气体层 （间隙）导热→包壳壁中 的导热
2.反应堆热工
第二章反应堆热工2.1 压水堆堆芯设计及传热特点压水堆用轻水兼做冷却剂和慢化剂。
燃料组件竖直放置，这样既有利装卸又利于水的传热。
每个燃料组件由17×17燃料元件棒排列（其中包括24根控制棒导向管和一根仪表管）。
燃料组件的包壳和定位格架由锆-4合金做成。
燃料棒长度约3.852m，包壳壁厚为0.57mm。
每根燃料棒内装271块直径8.19mm、高度13.5mm的UO2芯块，芯块总高度（活性区高度）3.658m。
冷态时燃料包壳内壁与芯块之间有0.085mm的间隙，包壳内充一定压力（3.0MPa左右）的氦气，这样既允许芯块膨胀，也利于芯块与包壳的传热，并防止燃料初始坍塌。
定位格架高度33mm，共有8层，其中中间6层定位格架出口带有水流导向（搅混）叶片以改善水流与燃料棒的传热特性，提高临界热负荷。
换热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传热。
压水堆堆芯的换热主要靠前两种方式。
235）裂变后产生的热量主要通过热传导传给芯块表面及燃料包壳。
一回路的冷却剂通UO2芯块（U过主泵进行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对流换热带走。
冷却剂带出堆芯热量后流入蒸汽发生器，也通过对流换热把热量传给二次侧的给水。
反应堆压力壳的冷却剂进、出口接管都布置在堆芯顶部以上，其目的是为了保证在失水事故（LOCA）时，压力壳内仍能保留一部分冷却剂来冷却堆芯。
冷却剂从进口接管流入压力壳，沿吊篮与压力壳内壁之间的环形通道流向堆芯下腔室，然后自下而上流过堆芯，带走堆芯释出的热量。
加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流出至蒸汽发生器，在那里将热量传给二次侧给水。
从蒸汽发生器出来的冷却剂通过主泵升压后流回堆芯入口。
在正常运行期间，压水堆的堆芯不允许出现大范围的饱和沸腾，只允许局部（如热通道）出现过冷沸腾，堆芯冷却剂出口平均温度比饱和温度低15℃左右，以便为反应堆动态工况提供安全裕量。
为了提高整个电厂的循环热效率，需要提高二回路蒸汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温度，要做到这一点必须提高冷却剂的压力。
反应堆传热1
由此可见，堆内传热是一个较复杂的传热 问题。
反应堆传热
热传递的基本规律 ---三大传热方式
热传导 依靠微观粒子的热运动而产生的热量传递 对流传热 热传导 对流传热
流体各部分之间发生相对位移，冷热流体相互掺混所引 起的热量传递方式。
辐射传热
物体通过电磁波来传递热量的方式。
热传递的三种形式
反应堆热工
《反应堆热工》所要研究的基本课题之 一，就是如何把核反应过程所不断放出 的热量及时地载运出去，使反应堆得到 有效的冷却，以保证反应堆内的各部分 的温发不超过核燃料、结构材料等所能 够承受的安全限制温度。同时使反应堆 输出的热功率有效地加以利用。
燃料元件
上图是压水堆中燃料元件活性部分结构示意图．燃料 元件中的核燃料一般做成一定形状的芯块(铰片)，密 封在金属包壳内，芯块与包壳问在冷态时一般都留有 一个很小的间隙(或称气隙)，内中充以惰性气体
1.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数：
qV t 2 t 2 t 2 t qV 2 2 2 a t 2 c x y z c c
c
定义：热扩散率 a
表征物体被加热或冷却时，物体内各部分温度趋向均匀一致的能力
dT Q kF dx
积分两次，得：
t c1 x c 2
t t c1 w1 w 2 c 2 t w1
代入边界条件解出C1和C2：
将C1和C2代入导热微分方程，得到：
t w1 t w 2 单层平壁的温度分布：t t w1 x
上式对x求导，得到：
6.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数，一维稳态温度场，有内热源：
d 2 t qV 0 2 dx
核电站的热力循环过程解析
核电站的热力循环过程解析核电站是一种利用核能产生电能的设施，它利用核裂变过程中释放的能量产生蒸汽来驱动涡轮机发电。
而核电站的核反应堆只是核能转化为热能的关键部分，热能进一步转化为电能的过程则是借助于热力循环系统完成的。
本文将对核电站的热力循环过程进行详细解析。
一、核电站的热力循环系统概述核电站的热力循环系统由核反应堆和蒸汽发电厂组成。
核反应堆内的核裂变过程产生的高温热能通过冷却剂的传输，最终经过热交换器将热量传递给蒸汽。
蒸汽在高温高压下驱动涡轮机旋转，涡轮机带动发电机产生电能。
热能在循环中被充分利用，从而实现高效发电。
二、核电站热力循环过程详解1. 核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，它包括燃料元件、冷却剂、控制装置等。
核反应堆内的燃料元件一般采用铀或钚等放射性元素，这些燃料元件经过核裂变反应释放出大量热能。
冷却剂的作用是将产生的热能带走，并将其传递到蒸汽发电厂，为发电提供热源。
2. 蒸汽发电厂蒸汽发电厂是核电站的关键组成部分，其功能是利用核反应堆产生的高温热能产生蒸汽。
核热力系统中的冷却剂通过热交换器与蒸汽发电厂中的水进行换热，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
这一过程类似于传统火力发电厂中的锅炉过程，只不过核电站中的热源来自于核反应堆。
3. 涡轮机和发电机产生的高温高压蒸汽通过管道输送至涡轮机。
涡轮机利用蒸汽的力量旋转，将热能转化为机械能。
涡轮机的转动带动连接在轴上的发电机，通过发电机将机械能转化为电能。
这一过程遵循法拉第电磁感应定律，根据能量守恒原则将热能转化为电能。
4. 冷却系统涡轮机排出的低温低压蒸汽经过冷凝器冷却成为水，在冷却过程中释放出一部分剩余的热量。
冷却系统将冷凝的水回输到蒸汽发电厂，循环使用。
三、核电站热力循环的效益核电站的热力循环过程实现了高效发电和能量利用。
具体来说，以下几点是核电站热力循环的主要效益：1. 高效转化热能：核电站将核能通过热力循环效率高效地转化为电能，相对于传统的火力发电，核电发电效率更高。
热工水力学-第3章 反应堆传热
壁面附近流体速度发生剧烈变化的流体薄层，即粘 性起主要作用的薄层，称为速度边界层。
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热 ➢3.3.2 温度边界层与速度边界层
速度边界层
通常把从速度为0的壁面到达到来流速度的99%的距 离，定义为速度边界层。
反应堆热工水力学
速度边界层
临界雷诺数确定 2×105- 3×106
k q
T
➢物理意义：
单位时间，单位面积，单位负温度梯度下的 导热量。（或在单位温度梯度作用下通过物体的热 流密度。）
反应堆热工水力学
三、反应堆传热
3.1 反应堆热量的传输过程
➢3.1.1 燃料元件的导热
•k固体> k液体 > k气体 k取决于物质的种类和温度 热绝缘（保温）材料 k<0.12W/(mK)（GB84） 反应堆导热：依靠热传导把燃料元件中由于核裂变 产生的能量，从温度较高的燃料芯块内部传递到温 度较低的包壳外表面的过程
流体流过一物体表面时对流与导热联合作用的 热量传递过程。
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
➢辐射 辐射换热：以辐射形式传递的热量。 一切物体都有辐射粒子的能力，辐射粒子具有 的能量称为辐射能。 物体通过电磁波传递能量的方式称为辐射。物体 会因各种原因发出辐射能，其中由于物体热的原因 而发出的辐射能的现象就是热辐射。
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程 ➢3.1.2 包壳外表面与冷却剂之间的传热
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程 ➢3.1.2 冷却剂的输热 把燃料元件传给冷却剂的热量通过热焓的形式 带出堆外的过程。
第3章+反应堆稳态工况下的传热计算
第三章反应堆稳态工况下传热计算第一节反应堆内功率的产生和分布反应堆内的热源问题，即能量在反应堆内的分配，掌握裂变能的分配情况。
重点讲解：燃料元件内温度的空间分布，即温度场分布。
主要目的：（1）由于温度梯度会造成热应力，材料在高温下的蠕变和低温下的脆裂等现象都密切与温度有关系；（2）包壳表面和冷却剂的化学反应也与温度密切相关；（3）从堆物理角度考虑，由于燃料和慢化剂的温度变化会引入反应性的变化，影响到堆的控制。
影响燃料元件内的温度场的因素：燃料的释热率一、核裂变产生的能量虽然不同核燃料元素的裂变能有所不同，但一般认为大约为200Mev。
一、核裂变产生的能量二、堆芯功率的分布1、裂变率在单位时间(1s)单位体积(1cm3)燃料内，发生的裂变次数，称为裂变率。
核子密度核子密度是指单位体积内的原子核数目。
2.芯块内的体积释热率¾体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量，也称为功率密度。
¾体积释热率指的是已经转化为热能的能量，并不是在该体积单元内释放出的全部能量。
均匀化的芯块内的体积释热率为：3. 堆芯总热功率由于屏蔽层、各种结构件和冷却剂内等处的释热也是反应堆总功率的一部分，因此反应堆总热功率为：堆芯的总热功率三、均匀裸堆释热率分布均匀裸堆的定义：是一个极其简化的堆芯模型。
假设富集度相同的燃料均匀分布在整个活性区内，且活性区外面没有反射层。
1. 均匀裸堆活性区热中子通量分布2. 均匀裸堆的释热率分布注意：这样得到的是把全堆芯均匀化之后的结果，若考虑元件棒和慢化剂的不均匀分布，导致裂变能在不同的地方被不同材料吸收而转化为热能，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换为热能，少量在慢化剂和其它结构材料内释放，则元件棒内的释热率为：堆芯内的释热率空间分布是随燃耗寿期而改变的，在对堆芯作较详细的热工分析时，堆芯释热率分布也就是中子通量分布随寿期的变化应由堆物理计算得到。
压水堆三区布置时的归一化功率分布燃料采用分区布置后，在半径方向上的功率分布已经不是零阶贝塞尔函数分布2. 控制棒对功率分布的影响控制棒是热中子的强吸收材料，在控制棒附近使得功率下降很多，因此合理的把控制棒布置在反应堆的不同位置，可以得到比较理想的功率分布。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
➢核科学与工程系
➢3.3.3 沸腾临界
指传热机理发生变化时，传热系数发生的突然下降 包括偏离泡核沸腾（DNB）和蒸干两种工况 棒束通道的临界热流密度，受功率轴向径向分布，定位件，棒间距等因素
影响，同时也受压力，质量流密度，含汽率的分布等因素影响 在均与加热的情况下，可由西屋公司提出的实验数据拟合公式获得，当通
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
E+F段 – 通过液膜强制对 流蒸发传热
含汽率增加 液膜变薄，内部导热及对
流变强，过热度降低 当过热度低于ΔTw,ONB后，
液膜内气泡停止产生，则 液膜内完全通过导热和对 流实现换热 液膜逐渐变薄，直至蒸干
A段 – 单相液体对流 壁面温度与流体平均温
度均升高 壁面附近形成热边界层 因过热度不足不能生成
气泡
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
B段 – 欠热泡核沸腾 气泡形成 传热增强，传热系数增大 液体边界层温度高于饱和
温度 初始阶段，气泡较少，附
着在壁面，管中心仍为潜 热液体，气泡不能长大 后段，气泡长大并脱离壁 面，泡核沸腾逐渐增强
道内存在冷壁时，该式中De应被替换为热等效直径Dh = 4 x 通道截面积 / 加热周长
➢核科学与工程系
➢3.3.4 过渡沸腾传热
是一种中间传热方式，是不稳定膜态沸腾与不稳定核态沸腾的结合 壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，但又低的不足以维持稳定的膜态
沸腾 固有不稳定性导致研究困难 出现条件：LOCA后ECCS注水，导致堆芯发生再淹没Reflood 包括三种形式：1.包含沸腾和对流成分的关系式3-33；2. 现象表达式3-34；
3. 经验关系式3-32
➢核科学与工程系
➢3.3.5 膜态沸腾传热
DE段形成稳定蒸汽膜层后出现 加热表面通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液珠与壁面之间的相互z
作用实现传热 分为反环状流（空泡份额<30%）和弥散流（空泡份额>80, 之间为块状流
➢
分为自然对流换热和强迫对流换热两种情况考虑
➢
对于非圆形通道，可使用当量直径作为公式3-15,16中的特征尺寸 对于棒束通道，使用Weissman关系式，分为正方形栅格和三角形栅格
两种情况对待
➢核科学与工程系
➢3.2 单相对流传热 – 自然对流换热
由密度梯度即温度梯度引起 引入特征量格拉晓夫数Gr=(gβΔT x3)/ ν2
第三章 堆的传热过程
➢核科学与工程系
➢3.1 导热
➢
➢核科学与工程系
➢3.1 导热
有内热源的圆柱形芯块温度场,忽略轴向导热情况
➢
无内热源的圆筒形包壳温度场,忽略轴向导热情况
➢
➢核科学与工程系
➢3.2 单相对流传热
包壳外表面与冷却剂的热交换过程，基于牛顿冷却定律 Q = h FΔθt, 其中Δθt为膜温差，h为对流换热系数，F为传热表面积， Q为传递的热功率
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-其他因素
液壁接触角增加或不凝气体掺入 降低ΔTw 使沸腾曲线ABC段左移，强化传热
核科学与工程系
流动沸腾传热
强制或自然对流 有宏观运动的系统内的沸腾 气泡生长受流体流动的影响 汽液两相运动–比池式沸腾复杂
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
G段 – 缺液区传热 液膜蒸干后，壁面被蒸汽
覆盖 传热能力急剧下降 壁温上升 液相以液滴形式存在
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
H段 – 单相蒸汽对流传热 液滴全部蒸完 蒸汽逐渐被过热
核科学与工程系
➢核科学与工程系
➢3.3.2 核态沸腾传热
自然对流占主导 流动沸腾 – 流体流经加热通道时发生，沸水堆的正常工况，压水堆
中也会发生尤其是事故状况下
➢核科学与工程系
➢3.3.1 沸腾ห้องสมุดไป่ตู้线 – 池式沸腾
壁面过热度与热流密度的关系曲线 右下方为大容积沸腾，左上方为管
内流动沸腾 B点前为不沸腾自然对流区，B点开
始产生气泡，B点称为沸腾起始点 ONB。气泡产生，对流换热系数高， 热流密度迅速上升 C点达到热流密度最大值，称为临 界热流密度 BC段为核态沸腾区
➢核科学与工程系
➢3.3.1 沸腾曲线 – 池式沸腾
CD段为过度沸腾区，由于汽膜形成 导致热阻上升，热流密度降低
DE段为稳定膜态沸腾区 此两区内稳定的汽膜形成 D点后辐射传热增强，热流密度再
次提高 C，E点热流密度相同，故当从C点
进一步提高热流密度时，膜温差可 能跃升，造成壁面烧毁。因此C点 又称为烧毁点。 H点为偏离核态沸腾规律点DNB
其中β为流体的体积膨胀系数，ν=μ/ρ为运动黏度，x为位差 普遍关系式为Nu=f(Gr Pr) = C(Gr Pr)mn,式中m指物性参数取平均温
度点的值，即tm=(tf+tw)/2 针对竖壁与横管霍夫曼和米海耶夫分别提出经验关系式(3-19至3-24)
➢核科学与工程系
➢3.3 沸腾传热
包括池式沸腾和流动沸腾两种情况 池式沸腾 – 拥有自由表面的大容积液体，在受热面处发生的沸腾。
ONB判断： ➢ 对于工业光滑管，Bergles和Rohsenow提出 qONB = 1.798x10-3 p1.156 [1.8 (tw - ts)]2.828/p0.0234 ➢ 使用Jens-Lottes沸腾传热方程与单相强迫对流方程联立 tf,ONB = ts + ΔθJ - q/h 其中tw - ts= 25(q/105)0.25 exp(-p/6.2) 以上公式中ΔθJ为壁面过热度
影响池式沸腾的主要因素-系统压力
➢
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-主流液体温度(或欠 热度)
对传热强度无影响 对于qc影响显著 随欠热度ΔTSUB增大，汽液置换时易冷凝近壁气泡，则qc升
高
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-加热表面粗糙 度
表面越粗糙，泡化空穴越大，因此需要的过热度越小 使ABC段左移 泡核沸腾传热增强 对qc及膜态沸腾的影响很小 – 气膜将粗糙度掩盖