反应堆热工水力学
反应堆热工水力学08

qm
1 e C e
e e
0 .5 1 1 t 0 .5 1 1 t
1 1
qm
t
1 C
2 .9 6 1 0
4
0 .5 5 1 t 0 .5 5 1 t
0 .9
21:46:52
1 1
t = 5.34s
6
方程体系
5.2.2 粘性流动
Y t< 0 ,流 体 处 于 静 止 状 态 Vx y Fx
,
p
*
p
V
2
x ,y ,z
* * *
x De
,
y De
,
z De
Dυ Dt
* *
p VD
* *
e
*2 * D e g υ V2
g g
Dυ Dt
* *
De g g p υ 2 Re V g
qm
A
4 6 8 6 0 .0 1 1 0 0 0 3 8 0 0 0 .0 2 2 2 / 4
2
0 .0 3 1 8
1 6 .5 1 0 0 0 0 .0 3 1 8 L Vm Δp f 0 .0 9 0 5 3 4 .0 P a 0 .0 2 2 2 2 D 2
2 r d p z 1 2 4 d z R
R
2
w
R dp 4 R 2 dz Vm
Vm
R
0
z 2 πrdr
πR
2
R dp 8 dz
反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)

反应堆热工水力学习题讲解2.1查水物性骨架表计算水的以下物性参数:(1)求16.7MPa时饱和水的动力粘度和比焓;(2)若324℃下汽水混合物中水蒸气的质量比是1%,求汽水混合物的比体积;(3)求15MPa下比焓为1600kJ/kg时水的温度;(4)求15MPa下310℃时水的热导率。
2.2计算核电厂循环的热效率:49第三章3.1的热导率,并求1600℃下97%理论密度的UO2与316℃下金属铀的热导率做比较。
13:14:49习题讲解83.2,慢化剂为重水假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2D2O,慢化剂温度为260℃,并且假设中子是全部热能化的,在整个中子能谱范围内都适用1/v定律。
试计算中子注量率为1013 1/(cm2·s)处燃料元件内的体积释热率。
= 0.2753.3试推导半径为R ,高度为L ,包含n 根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q t 的方程:1Q tnLA u q V ,maxF u其中,A u 是燃料芯块的横截面积。
4.1燃料元件,已知表面热有一压水堆圆柱形UO2流密度为1.7 MW/m2,芯块表面温度为400℃,芯块直径为10.0mm,UO2密度取理论密度的95%,计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度:(1)热导率为常数,k = 3 W/(m•℃)(2)热导率为k = 1+3exp(-0.0005t)。
热导率为常数k不是常数,要用积分热导法4.2有一板状燃料元件,芯块用铀铝合金制成(铀占22%重量),厚度为1mm,铀的富集度为90%,包壳用0.5mm厚的铝。
元件两侧用40℃水冷却,对流传热系数h=40000 W/(m2•℃),假设:气隙热阻可以忽略铝的热导率221.5 W/(m•℃)铀铝合金的热导率167.9 W/(m•℃)裂变截面520×10-24cm2试求元件在稳态下的径向温度分布4.3已知某压水堆燃料元件芯块半径为4.7mm,包壳内半径为4.89mm,包壳外半径为5.46mm,包壳外流体温度307.5 ℃,冷却剂与包壳之间传热系数为 28.4 kW/(m2•℃),燃料芯块热导率为 3.011 W/(m•℃),包壳热导率为18.69 W/(m•℃),气隙气体的热导率为0.277W/(m•℃)。
反应堆热工水力学作业解答

反应堆热工水力学作业参考答案第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何?答:未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。
辐射以后,随着固相裂变产物的积累,二氧化铀的熔点会有所下降,燃耗越深,下降得越多。
熔点随燃耗增加而下降的数值约为:燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀,熔点下降32°C 。
二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ,但实际制造出来的二氧化铀,由于存在孔隙,还达不到这个数值。
加工方法不同,所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。
热导率:①未经辐照的二氧化铀,可以粗略的认为,温度在1600°C 以下,热导率随着温度的升高而减小,超过1600°C ,二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。
②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是:热导率随着燃耗的增加而减小。
应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系,大体来说,温度低于500°C 时,辐照对热导率的影响比较显著,热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降,大于500°C 时,特别是在1600°C 以上,辐照的影响就变得不明显了。
③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响,随着氧铀比的增加,氧化铀的热导率将显著减小。
二氧化铀的比热可以表示成温度的函数:在25°C <t <1226°C 的情况下, 262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C <t <2800°C 的情况下,41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中,p c 的单位是)·/(C kg J ︒,t 的单位是C ︒。
1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么?答:在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性:① 中子吸收截面小,感生放射性弱② 具有良好的热物性(比热大,热导率大,熔点低,沸点高,饱和蒸汽压力低等),以便从较小的传热面带走较多的热量。
反应堆热工水力20个知识点

反应堆热工水力20个知识点一. 需要掌握的基本概念1. 堆内热源的由来和分布特点。
2. 体积释热率基本概念和计算方法?3. 有限圆柱形反应堆. 无干扰. 均匀裸堆条件下的功率分布规律?4. 影响堆芯功率分布的因素主要有哪些?5. 控制棒中的热源来源是什么?6. 热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么?7. 反应堆停堆后的功率由哪几部分组成?有何特点。
.8. 以铀-235作为燃料的压水堆,每次裂变释放出来的总能量约为多少?在大型压水堆的设计中,往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几?9 与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比,现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么?10. 什么是积分热导率?为什么要引入积分热导率?11. 棒状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
12. 板状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。
13. 什么是沸腾临界,沸腾临界可以分为哪两种?14.在垂直加热蒸发管中,一般公认的两相流流型主要有哪几种?15.在压水堆燃料元件的传热计算中,影响包壳外表面最高温度t cs·max 的主要因素有哪些?用锆合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度?16. 气隙传热有哪两种基本模型?各适用于何种条件?17.压水堆主回路中的总压降由哪几部分组成?对于闭合回路,系统中哪项压降为零。
18.对于单相流,确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么?19. 什么是流动的亚稳态现象?20.什么叫均匀流模型?其基本假设有哪些?分离流模型基本假设有哪些?21.什么叫自然循环?自然循环对核电厂的安全运行有什么意义?导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些?22.什么是质量含气率. 空泡份额及容积含气率?23.什么是两相流动不稳定性?两相流动不稳定性有什么危害?24. 什么是水动力学流动不稳定性?水动力学流动不稳定性发生条件是什么?25. 缓解或消除管间脉动的方法有哪些?26. 已知一段均匀加热稳定流动水平管道,进口为过冷水,出口为两相混合物,导出总压降与流量之间的关系。
反应堆热工水力学

1.核燃料的化合物主要有:氧化物、碳化物和氮化物。
2.二氧化铀的特点:一、没有同素异形体,在整个熔点以下温度范围内只有一种结晶形态,各向同性,允许有较深的燃耗。
二、熔点高,使用范围大。
三、在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能。
四、与包壳材料的相容性好。
3.二氧化铀熔点:2805±15℃,燃耗越深,下降越多。
4.二氧化铀理论密度:10.98g/cm3。
5.二氧化铀热导率:热导率随燃耗的增加而减小。
6.包壳作用:一、保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀和机械侵蚀;二、包容裂变气体和其它裂变产物;三、规定燃料元件几何形态的支承结构。
7.包壳材料选择:一、中子吸收截面要小,感生放射性要弱;二、具有较好的导热性能;三、与核燃料相容性要好;四、具有良好的机械性能;五、应有良好的抗腐蚀性能;六、具有良好的辐照稳定性;七、易加工,成本低,便于后处理。
8.压水堆:锆合金,快堆:不锈钢和镍基合金,高温气冷堆:石墨。
9.锆合金的优点:中子吸收截面小,具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。
10.冷却剂:对反应堆进行冷却,并把链式裂变反应释放的热量带到反应堆外面的液体或气体介质。
11.冷却剂要求:一、中子吸收截面小,感生放射性弱;二、具有良好的物性;三、粘度低,密度大;四、与燃料和结构材料的相容性好;五、具有良好的辐照稳定性和热稳定性;六、慢化能力与反应堆类型匹配;七、成本低,使用方便。
12.每次裂变放出的总能量E f=200Mev13.燃料元件的释热量占堆总释热量的97.5%14.堆芯平均比功率:是在整个堆芯内,平均每千克燃料所发出的热功率。
15.堆芯平均热功率密度:在整个堆芯内,平均每单位堆芯体积所发出的功率。
16.体积释热率:单位时间,堆芯内某点附近单位体积燃料所释放出来的能量。
17.影响堆芯功率分布的因素:一、燃料布置;二、控制棒;三、水隙及空泡;四、燃料元件的自屏蔽效应。
18.燃料均匀装载和分区装载:均匀装载中心区会出现一个高的功率峰值,限制整个反应堆的总功率输出值,堆芯的平均燃耗低;分区装载与之相反。
反应堆热工水力

第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能到热能转换的装置。
传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。
核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆按中子能量分类:热中子堆、中能中子堆、快中子堆以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆水作为冷却剂慢化剂的优缺点:轻水作为冷却剂缺点是沸点低,优点具有优良热传输性能,且价格便宜。
描述反应堆性能的参数反应堆热功率[MWh]:反应堆堆芯内生产的总热量电厂功率输出[MWe]:电厂生产的净电功率电厂净效率[%]:电厂电功率输出/反应堆热功率容量因子[%]:某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]功率密度[MW/m3]:单位体积堆芯所产生的热功率线功率密度[kW/m]:单位长度燃料元件内产生的热功率比功率[kW/kg]:反应堆热功率/可裂变物质初始总装量燃料总装量[kg]:堆芯内燃料总质量燃料富集度[%]:易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量比燃耗[MWd/t]:堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量本章主要内容1.压水堆的主要特征2 沸水堆和重水堆的主要特征3 热工水力学分析的目的与任务(这个可以忽略)第二章(本章可以覆盖部分计算题)热力学第一定律:热力系内物质的能量可以传递,其形式可以转换,在转换和传递过程中总能量保持不变。
热力学第二定律(永动机不可能制成):不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化;不可能从单一热源取热,并使之完全转变为有用功而不产生其它影响;不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。
最基本的状态参数:压力(压强Pa,atm,bar,at)比体积(m3/kg)温度内能:系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和,U焓:热力学中表示物质系统一个状态参数–H,数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。
反应堆热工水力学12

冷壁修正
Ru = 1 − De Dh
Fc = 1 − Ru [13.76 − 1.372 exp (1.78 χ e ) − 6.96G −0.0535 −
0.107 0.00683 p 0.14 − 12.6 Dh ]
14:27:37 两相流 32
W-3公式的计算值和实验值的比较
1 +23% 0.5 -23%
临界热流密度
14:27:37
两相流
37
作业
6.4 某沸水堆冷却剂通道,高1.8m,运行压力为4.8MPa,进 入通道的水的欠热度为13℃,通道出口处平衡态含汽率为 0.06,如果通道的加热方式是均匀的,计算气泡脱离点位置。 6.5 某压水堆运行压力为15.19 MPa,某燃料元件通道水力直 径为12.53mm,均匀发热,质量流密度为2722 kg/(m2·s),入 口平衡态含汽率为 χe = - 0.1645,计算该通道入口处和平衡态 含汽率为零处的DNB临界热流密度。 6.6 某垂直圆形加热通道运行压力是10.0MPa,内直径 2cm, 冷却水的质量流量为1.2 t/h,入口水温度275℃,沿通道轴向 均匀加热,热流密度q = 6.7×105 W/m2,通道长2m。计算 1.5米处的内壁面温度和通道出口处的平衡态含汽率。
缺液区
(A区)
F
欠热沸腾区
夹带 环状流
(B区) (C,D区) (E,F区) (G区) (H区)
液相温度
液膜强迫对流蒸发区
泡核沸腾区
E
液膜强迫对流蒸发区
环状流
缺液区
D C
弹状流
泡核沸腾区
反应堆热工水力学15

蒸汽发生器
LSG
ρ2
主泵
ρ1
L
LR
反应堆
14:22:16
稳态设计
10
4
流动不稳定性
两相压降特性和流动不稳定性
汽
A C
∆p
液
pout ql(z) pin
g
D B
0 两相流区 qm 1 qm 2 单相液区 qm 3 qm
qm hin
14:22:16
流动不稳定性
5
自然循环
分析方法: 驱动压头=阻力压头
14:22:16
自然循环
6
图表法计算自然循环流量
∆p
∆p d
∆p r
∆p 0
qm 1 qm 2 qm 0
14:22:16 自然循环
qm 3
qm 4
qm
7
哪里是不稳定的?
14:22:16
稳态设计
8
习题
7.3 已知压水反应堆的热功率为2727.27 MW;燃料元件包壳外 径10 mm,包壳内径8.6 mm,芯块直径8.43mm;燃料组件采 用15×15正方形排列,每个组件内有20个控制棒套管和1个中 子通量密度测量管,燃料棒的中心栅距13.3 mm,组件间水隙1 mm。系统工作压力15.48 MPa,冷却剂平均温度302℃,堆芯 冷却剂平均温升39.64℃,冷却剂旁流系数9%,堆下腔室流量 不均匀系数0.05,燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76 kW/m2,FqN = 2.3,FRN = 1.438,F∆hE = 1.08,FqE = 1.03。 又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%,堆芯高度 取3.29m,并近似认为燃料元件表面最大热流量、元件表面最 高温度和元件中心最高温度都发生在元件半高处。已知元件包 壳的热导率kc = 0.00547(1.8tcs+32)+13.8 W/(m•℃),试 用单通道模型求燃料元件中心最高温度。
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查附录 1 可知 316 ℃下金属铀热导率为 30.28 W•m-1•℃-1 ,比UO2的大一个数量级。
3.2 假设堆芯内所含燃料是富集度 3%的UO2,慢化剂为重水D2O, 慢化剂温度为 260 ℃, 并且假设中子是全部热能化的,在整个中子能谱范围内都适用 1/v定律。 试计算中子注量 率为 1013(cm-2·s-1)处燃料元件内的体积释热率。
解:查表 3-4 等可得:σ f ,0.0253 = 582 b, ρUO2 = 10.41 ×103 kg/m3, Fu = 97.4% ,则有:
C5
=
1+
1 0.9874(1/
e5
−1)
=
3.037%
MUO2 = C M 5 235UO2 + (1 − C8 )M 238UO2 = 2.6991×105 (kg/mol)
⇒ T (r)
=
tC
+ qV
d2 (
4
−
r2) / 4k
所以 T0 = tC + qV d 2 /16k ○2
(3)球 以球心为原点建立球体系,则稳态导热方程:
d 2T dr 2
+ 2 dT r dr
+ qV k
=0,0< r ≤ d /2
边界条件:i.
T (r) |r=d / 2 = tC ; ii.
(W/m•℃)
最后内插得到 16 MPa、310 ℃下的热导率:
2
k
=
k1
+ (k′ −
k1 )
t − t1 t′ − t1
=
567.7
+ (441.2 − 567.7)
310 − 300 347.2 − 300
= 540.9×10-3
(W/m•℃)
(注意:以下算法是错误的:查附录 3-7 可得热导率k×103 /(W/m•℃):
Le
−
π 2
)
○1
根据(4-54)可得:
T0 (z) − Tm (z)
=
1 ql (z)[ 4π ku
+
1 2π kg
ln( Rci Ru
)+
1 2π kc
ln( Rco Rci
)+
1 ]
2π Rcoh
由于为 97%理论密度的UO2,应用Maxwell-Euken关系式计算:
kε
=
1.025(1− ε ) 0.95(1+ βε )
k95
其中,ε = 0.97, β = 0.5,则有:
k97
=
1.025(1− 0.03) 0.95(1+ 0.5× 0.03)
=
2.44
或
2.38
(W•m-1•℃-1)
2.1 查附录 3 计算水的以下物性参数:(1)求 15.7 MPa 时饱和水的动力粘度和比焓;(2)
若 344 ℃下汽水混合物中水蒸汽的质量分数是 1%,求汽水混合物的比体积;(3)求 15 MPa
下比焓为 1600 kJ/kg 时水的温度;(4)求 16 MPa 下 310 ℃时水的热导率。
解:(1)查附录 3-1,得饱和水物性:
查附录 3-7 可得 300 ℃下未饱和水:
压力 p /MPa
热导率k×103 /(W/m•℃)
15.0 MPa
565.8
17.5 MPa
570.5
内插得到 16 MPa 下 300 ℃水的热导率:
k1
=
565.8
+
(570.5
−
565.8) 16 −15.0 17.5 −15.0
=
567.7×10-3
最后内插得到比焓为 1600 kJ/kg 的水温:
t = t(1593.3kJ/kg) + [t(1611kJ/kg) − t(1593.3kJ/kg)]1600 −1593.3 = 341.5 (℃) 1611 − 1593.3
(注意:以下算法是错误的:查附录 3-3 可得 15 MPa 下:
温度 t /℃
dT = 0 ; iii. dr r=0
− dT dr
x=d /2
=
qV i4π (d / 2)3 / ki4π (d / 2)2
3
=
qV k
d
.
6
方程两边×r,积分一次:
5
r
dT dr
−T
+
2T
+
qV 2k
r2
=
C1
ii ⇒
C1
=
T0
⇒
r
dT dr
+T
+
qV 2k
r2
= T0 ,
iii ⇒ − d 2 12
温度 t /℃
饱和水比体积v×103 /m3/kg
340
1.639
350
1.741
内插得到 344 ℃下饱和水的比体积:
饱和蒸汽比体积v /m3/kg 0.010779 0.008805
v′(344o C) = v′(340o C) + [v′(350o C) − v′(340o C)] 344 − 340 = 1.680×10-3 (m3/kg) 350 − 340
1611 (kJ/kg) 因为 h < h′,可知此水未饱和(若介于 h′和 h″之间则可直接取饱和水或饱和蒸汽的温度)
1
由附录 C-3 可知,15 MPa 刚好处于水和水蒸气分界点,求出饱和水温度: 内插计算 15 MPa 下饱和水的温度:
t′(15MPa) = t′(14.6MPa) + [t′(16.5MPa) − t′(14.6MPa)] 15 −14.608 = 344 (℃) 16.537 −14.608
由于 310 ℃ < t′,可知此水未饱和。 (或者,查附录 3-1 可得 310℃的饱和水压力为 p′ = 9.8694 MPa, 由于 p > p′,可知此水未 饱和。) 内插得到 16 MPa 下饱和水的热导率:
k′ = 460 + (434 − 460) 16 −14.608 = 441.2×10-3 (W/m•℃) 16.537 −14.608
qV k
+ tC
+ qV k
d2 8
= T0 ⇒ T0
= tC
+ qV d 2 24k
○3
4.5 考察某压水堆(圆柱形堆芯)中的某根燃料元件,参数如下表。假设轴向发热分布为 余弦分布,试求燃料元件轴向 z = 650 mm 高度处的燃料中心温度。
参数
燃料元件外直径 2Rco 芯块直径 2Ru 包壳厚度 δ 最大线释热率 ql,max 冷却剂进口温度 Tm(0) 冷却剂与元件壁面间传热系数 h 冷却剂流量 qm 堆芯高度 Le 包壳热导率 kc 气隙热导率 kg 芯块热导率ku
比焓 h /kJ/kg
330
1519.4
340
1593.3
无法内插,故外插得到比焓为 1600 kJ/kg 的水温:
t = t(1519.4kJ/kg) + [t(1593.3kJ/kg) − t(1519.4kJ/kg)] 1600 −1519.4 = 340.9 (℃)) 1593.3 −1519.4
250 ℃
300 ℃
15.0 MPa
638.3
565.8
17.5 MPa
639.1
外插得到 15.0 MPa、310 ℃下的热导率:
570.5
k1
=
638.3
+
(565.8
−
638.3)
310 300
− −
250 250
=
551.3×10-3
(W/m•℃)
外插得到 17.5 MPa、310 ℃下的热导率:
(4)首先判断状态:查附录 3-1 可得:
压力 p /MPa 温度 t /℃
热导率k×103 /(W/m•℃)
14.608
340
460
16.537
350
434
内插得到 16 MPa 下水的饱和温度:
t′ = t′(14.608MPa) + [t′(16.537MPa) − t′(14.608MPa)] 16 −14.608 = 347.2 (℃) 16.537 −14.608
=
−
qV x2 2k
+ Βιβλιοθήκη 2i ⇒ C2=tC
+
qV d 2 8k
⇒ T (x)
=
tC
+
qV
d2 (
4
−
x2 ) / 2k
所以 T0 = tC + qV d 2 / 8k ○1
(2)圆柱 以圆柱几何中心为原点建立柱坐标系,则稳态导热方程:
d 2T dr 2
+ 1 dT r dr
+ qV k
=0,0< r ≤ d /2
压力 p /MPa
动力粘度μ×106 /Pa•s 比焓 h /kJ/kg
14.608
75.4
1596
16.537
69.4
内插得到 15.7 MPa 时饱和水的动力粘度:
1672
μ(15.7MPa) = μ(14.6MPa) + [μ(16.5MPa) − μ(14.6MPa)] 15.7 −14.608 = 16.537 −14.608
344 ℃下饱和蒸汽的比体积:
v′′(344o C) = v′(340o C) + [v′′(350o C) − v′′(340o C)] 344 − 340 = 9.989×10-3 (m3/kg) 350 − 340