第6章 核反应堆热工水力设计 核工程概论课件
反应堆热工水力
沸腾传热
泡核沸腾传热的主要机理:
1. 汽-液置换传热 2. 微对流 3. 汽化潜热传热
沸腾传热－池式沸腾
沸腾一般可分为两种基本型式：大容积沸腾和流动沸腾
大容积沸腾传热：浸没在大容积静止液体 内的受热面产生的沸腾，又叫池式沸腾
A点前：单相液体自然对流传热； AB：泡核沸腾和自然对流混合
传热工况；
+ sin LR 2 L Re
) (2)
以Z= LR 代入(2)式，以整理后得：
2
tf(Z)= tλ+
+ t f 2
q o LRe
WCp
(sin
Z LRe
)
用不同的Z值代入上式，就可得到不同 高度的冷却剂温度，其温度分布如图所 示。
燃料棒的传热与冷却
包壳外表tcs(z面) 温t f (z度) 沿dqc轴1s(hz()向z) 的分布
在高热流密度下，泡核沸腾区产生的汽泡 数量很多，当汽泡产生的频率高到在汽泡 脱离壁面之前就形成了蒸汽膜覆盖在壁面 上，使液体不能接触壁面，从而使传热恶 化造成壁面温度急剧升高，就发生DNB， 随后传热变成膜态沸腾工况。
沸腾传热－流动沸腾
流动型态
单相蒸汽
问：设有一根全长均匀加热的垂
直管段，以低热流密度加热此管， 管底以这样的速度供给欠热液体， 使得液体在管全长上能够蒸发完， 试标出从管底进口至管出口可能 出现的流动型态？
传热学
1、对圆柱形有内热源芯块：
热阻：
R1 1 4ku L
对有内热源的平板形燃料芯块：
t0 tu
q u 2ku
对无内热源的平板形燃料芯块：
tu
tcs
q
c ku
《核动力反应堆技术》PPT课件
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四、新型反应堆的分类和简介
1、近期新型反应堆 2、远期新型反应堆
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1、近期新型反应堆（1）
先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、 中国发展的AC－600等都属此型，是在压水堆基础上加 以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。
先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上， 由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆 型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造 中，它是一种先进而又现实的沸水堆。
2、按中子能量分类： 热中子堆、中能中子堆、快中子堆
3、按核燃料分类 固体燃料反应堆、液体燃料反应堆
4、按慢化剂和冷却剂分类 轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆
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三、动力反应堆的类型
1、压水堆（PWR） 2、沸水堆（BWR） 3、重水堆（HWR） 4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR） 5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）
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结束
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2、远期新型反应堆（1）
聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等）合成， 释放大量结合能并加以利用的反应堆。目前，瞬时的、 断续的聚变反应已经实现。
聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合的装置， 在聚变反应堆达不到能量自给时，这种装置具有重要的 实用价值。其结构原理为，在装置中心设置聚变堆，外 围是裂变堆，聚变产生的中子逸出到裂变堆即可参与裂 变反应、释放裂变能量，作为聚变能的补充。
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1、压水堆（PWR）
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2、沸水堆（BWR）
反应堆热工水力学第六章 反应堆瞬态热工分析简介
返回第五章 反应堆稳态热工设计原理第六章 反应堆瞬态热工分析简介 (1)§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算........................................................................1 §6.2 瞬态工况燃料元件温度场计算....................................................................2 §6.3 基本方程组....................................................................................................3 §6.4 反应堆的安全问题........................................................................................4 §6.5 反应堆失流事故............................................................................................6 §6.6 冷却剂丧失事故.. (6)第六章 反应堆瞬态热工分析简介§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算0.11101001000100000.010.11.00图6-1 衰变功率裂变产物的衰变功率：对于稳定运行了很长时间的压水堆，停堆后裂变产物的衰变功率在许多人的实验结果上得出曲线图6-2，也可以表示为：其中：A=53.18 ，α=0.3350剩余裂变功率：裂变时瞬间放出的功率大小与堆芯的热中子密度成正比，可由中子动力学方程计算得到。
对于以恒定功率运行了很长时间的压水堆，如果引入的负反应性绝对值大于4%，则在剩余裂变功率其重要作用的期间内，可用下式估算：对于重水堆，中子俘获产物衰变功率：在用天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中，对中子俘获产物衰变功率贡献最大的是铀-238吸收中子后产生铀-239（T 1/2=23.5分）和由它衰变成的镎-239（ T 1/2=对于停堆前运行了很长时间的压水堆，C=0.6 ，α=0.2 ，由于忽略了其它俘获产物，还要乘1.1的安全系数。
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
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反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
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压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
核反应堆热工分析ppt(热工部分)
热量
裂变产物和
停堆后的功率
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出， 其后的冷却要求完全取决于衰变热
压水堆的衰变热：
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四
停堆后的功率
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四
停堆后的功率
剩余裂变功率的衰减
停堆后时间非常短（0.1s内）：
(keff 1) ( ) (0) exp l
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：
AI0 ( K0r )
若燃料棒表面处的热中子通量为 ，则在
s ，则：
I0 ( K0 r ) s I 0 ( K 0 R0 )
N s2 239U， 101 =825 2.28 103 0.88 1 0.2 exp 4.91 104 101 =1.98MW
N s2 239U ,3.6 103 0.34 MW
N s2 239U , 4.74 107 0 MW
二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
堆芯功率的分布
简化一：
简化二：
均匀裸堆
富集度相同 的燃料均匀 分布在整个 活性区内 活性区外面 没有反射层
进行理论分析时极其有用
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
目前绝大部分的堆都采用圆柱形堆芯，圆柱形堆芯的均匀裸堆，热中子 通量分布在高度方向上为余弦分布，半径方向上为零阶贝塞尔函数分布：
衰变功率的衰减
核反应堆热工水力课程设计.
一、设计要求在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。
目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：1.燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；2.燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；3.必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；4.在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。
5.在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。
二、设计任务某压水反应堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，Zr-4作燃料包壳材料。
燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列，已知下列参数：系统压力P 15.8M P a 堆芯输出热功率N t1820M W 冷却剂总流量W32500t/h 反应堆进口温度t f i n287℃堆芯高度L 3.60m 燃料组件数m121燃料组件形式n0×n017×17每个组件燃料棒数n265燃料包壳外径d c s9.5m m 燃料包壳内径d c i8.6m m 燃料包壳厚度δc0.57m m 燃料芯块直径d u8.19m m 燃料棒间距（栅距）s12.6m m 两个组件间的水隙δ0.8m m UO2芯块密度ρUO2 95%理论密度旁流系数ζ5%燃料元件发热占总发热份额F a97.4%径向核热管因子F R N 1.33轴向核热管因子F Z N 1.520热流量核热点因子F q N F R N F Z N 2.022热流量工程热点因子F q E 1.03焓升工程热点因子FΔH E未计入交混因子) 1.142交混因子FΔH·mE0.95焓升核热管因子FΔH N F R N 1.085堆芯进口局部阻力系数K i n0.75堆芯出口局部阻力系数K o u t 1.0堆芯定位格架阻力系数K g r 1.05若将堆芯自下而上分为3个控制体，其轴向归一化功率分布见下表：通过计算，得出：1. 堆芯流体出口温度；2. 燃料棒表面平均热流密度以及最大热流密度，平均线功率，最大线功率；3. 热管内的流体温度（或焓）、包壳表面温度、芯块中心温度随轴向的分布；4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度；5. DNBR 在轴向上的变化；6. 计算堆芯压降三、设计正文（详细的计算过程、计算结果及分析）1.计算过程1.1堆芯流体出口温度（平均管）t f,out=t f,in+F a∙N tW∙(1−ζ)∙C p̅̅̅C p̅̅̅按流体平均温度t f̅=12(t f,in+t f,out)以及压力由表中查得。
第6章+反应堆动态热工分析
第六章反应堆动态热工分析6.1 瞬态过程反应堆功率计算衰变功率的衰减(除显热)。
6.2 动态工况下燃料元件温度场的计算6.3 基本方程组6.4 反应堆的安全问题反应堆的事故额外的反应性引入堆芯冷却能力不足正常运行的瞬态过程常见事故出现的可能性很小的事故 极限事故（设计基准事故）反应堆的安全保护:紧急停堆系统，要求接到停堆信号后投入运行的速度要快，在重大事故后有能力连续运行一定的时间，以去除堆芯的衰变热。
还要有足够的停堆深度，以保证在事故过程中堆芯始终处于次临界状态。
工程安全设施；安全壳密封装置；安全壳大气的降压设施；安全壳大气中去除放射性物质的设施；另外，为了保证安全保护系统能够随时投入工作，必须设置应急电源，一般都备有快速启动的柴油发电机组和蓄电池组。
专设安全系统除了用控制系统实现停堆保护外，专门装备的安全系统（即专设安全系统）发挥作用来限制事故的后果。
以压水堆的专设安全系统为例介绍：1.应急堆芯冷却系统（安全注射系统）当一回路系发生冷却剂丧失事故时，把足够的应急冷却水注入堆芯，以防止燃料过热。
分能动和非能动两类。
2. 辅助给水系统在二回路主给水流量丧失的情况下向蒸汽发生器二次侧供水，以维持蒸汽发生器的排热能力，冷却一回路。
3. 安全壳喷淋系统用喷淋水泵把含硼水送到安全壳的顶部，通过喷嘴向壳内空间喷淋，用以抑制一回路或二回路发生大破口事故时安全壳内压力上升过高，防止安全壳超压，喷淋水中可以加氢氧化钠，它有助于除去泄露的冷却剂中的放射性物质(主要是碘)。
4. 其他安全设施放射性去除系统、消氢系统和贯穿件密封装置等6.5 负荷丧失瞬态6.5 失流事故。
核反应堆工程概论
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核反应堆工程概论
2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行 中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。 要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特 性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗 余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的 结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
与核安全相比，核安全文化是一种意识形态。
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核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（1）
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核反应堆工程概论
3、核反应堆的安全运行与管理（2）
l 核安全文化作用于或表现在下面两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面：
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核反应堆工程概论
1、核安全的目标
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
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核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
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2.1 热管和热点的概念
在反应堆内，即使燃料元件的形状、尺寸，及燃料的 密度和裂变物质浓缩度都相同，堆芯内中子通量的分 布也还是不均匀的；再加上堆芯内存在控制棒、水隙、 空泡以及堆芯周围存在反射层，就更加重了堆芯内中 子通量整体分布和局部分布的不均匀性。
（1）安全性：
所确定的参数大多数是一些很重要的 限量，如燃料表面热流密度、反应堆冷却 剂流量和燃料温度等。准确地计算这些量， 就会保证设计出的反应堆运行安全。
（2）经济性：
经济性的指标要通过反应堆各方面的 设计共同来完成，其中反应堆热工设计起 到很重要的作用。
6.1.3 相关专业共同商定的内容
由于反应堆热工水力设计与其他几个专 业关系密切，共同商定以下内容：
（2）反应堆的安全性和经济性有时会产生矛盾 燃料表面的热流密度低、堆芯的出口温度低
一些——产生较大的安全裕量——热效率下降、 经济性降低。 （3）反应堆设计的总目标
对堆芯功率密度、燃料比功率、冷却剂出口 温度，有怎样的要求？为什么？
6.1.4 对反应堆设计的限制
（4）具体限制 对堆芯热工性能主要的限制包括： ①避免发生明显的燃料中心熔化； ②使热流密度低于允许的最大值； ③限制由于裂变气体释放、燃料肿胀和
在早期的反应堆设计中，把堆芯内各冷却剂通道看成 是独立的。当不考虑在堆芯进口处冷却剂流量分配不 均匀性，以及不考虑燃料元件的尺寸、性能等，单从 核方面来看，在堆芯内各并行的通道中就存在着某一 积分功率输出最大的冷却剂通道（热管）；同时，堆 芯内还存在着某一燃料元件表面热流密度最大的点 （热点）。
对压水堆，如果将冷却剂的工作压力提高， 饱和温度却只提高很小。且大幅度的提高压力， 对反应堆及其辅助系统有关设备的设计与制造都 将带来许多困难和经济损失，而电站效率方面的 收益却并不太大。
②反应堆出口冷却剂温度
电站的热效率与冷却剂的平均温度密切相 关。只有反应堆出口冷却剂的温度高，才能得 到较高的冷却剂平均温度，从而使电站的热效 率提高。
6.1.7 反应堆热工设计准则 （1）概述
①什么是反应堆热工设计准则？ ②设计准则的目的：
（2）一般准则内容
①在正常工况和允许的超功率工况下，燃料 元件外表面不允许产生沸腾临界；
②燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗 下燃料的熔化温度；
③在稳态运行和预期的动态运行过程中，堆 芯内不允许发生流动不稳定性；
温度梯度对包壳造成过高的应力。 这些条件限制： ①燃料元件的表面热流密度 ②线功率密度 ③体积释热率
6.1.5 各专业对参数限制的矛盾
（1）从热工的角度出发——对燃料元件棒的 粗细要求？为什么？
（2）为了提高经济性——对燃料元件的形状 要求？
（3）为了保证冷却剂在堆内有足够的流速— —对燃料棒的间距要求？为什么？
出口温度值的选取应考虑的因素有： a.燃料包壳材料要受抗高温腐蚀性能的限 制； b.元件壁面与冷却剂间要有足够大的膜温 压； c.堆芯冷却剂出口温度还受到堆芯径向功 率分 布不均匀性的限制。
③反应堆进口冷却剂温度
反应堆出口冷却剂温度一经确定之后，由载热方 程可知：对于已知的反应堆热功率Nt来说，冷却剂的 进口温度与流量之间有单值关系。入口温度取值愈高， 堆内温升愈低，平均温度就愈高，从而得到的循环效 率及电站效率也较高。而另一方面，降低温升意味着 在输出同样功率的条件下需要提高冷却剂的流量，这 就增加了主循环泵的唧送功率。
第6章 核反应堆热工水力设计
6.1 概述 6.1.1 热工水力设计基本内容
（1）核反应堆设计要达到的目标： 安全、可靠、经济地产生核裂变
热能有效地输出。
（2）反应堆设计涉及的范围包括： （3）反应堆热工水力设计的主要任务：
得到足够的冷却——保证反应堆安全； 确定堆芯燃料元件的参数。
6.1.2反应堆设计的两个重要指标
冷却剂最佳流量的选择，应使得主循环泵的唧送 功率较小，净电功率输出较大，并使反应堆及其主回 路系统与设备具有适中的尺寸和容量。在反应堆热工 水力设计中，对于已给定的反应堆功率，目前有两种 匹配方案。
6.2 热管和热点的概念
在反应堆设计时，一般首先知道的参数是反应堆 的热功率、燃料表面的总传热面积和冷却剂的流 量等。根据这些参数比较容易确定堆芯的平均热 工参数。但是反应堆内最大总功率的输出不是受 这些平均热工参数的限制，而是受某局部的最高 热工参数限制。
为什么？
6.1.8 堆芯热工水力设计参数的选择
（1）堆芯热工设计的重要内容？
（2）压水堆的哪些参数直接影响到堆的安全 性和核电站的经济性？
①冷却剂的运行压力
根据水的热力学性质得知，欲提高压水堆出 口的冷却剂工作温度，从而获得满意的电站效率， 必须提高冷却剂的运行压力。然而，这方面的潜 力是有限的。
热工计算时，可根据已确定的冷却剂总流量，再 由载热方程算出入口温度。其中总流通面积A视冷却 剂的总流量Mt和流速W的大小而定。
④堆芯冷却剂流量
堆芯冷却剂流量的确定对于核电站的经济性和安 全性影响较大。冷却剂的流量越大，主泵的唧送功率 也会相应的增加。反之，在其他条件相同的情况下， 如果减小流量，则进口温度降低，堆内温升加大，平 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ温度下降，从而导致电站效率降低。
④保证在正常运行工况下，燃料元件和堆内 构件能得到充分冷却；并保证在允许的事故工况 下，有足够的冷却剂冷却堆芯。
（3）压水堆的热工设计准则： ①气冷堆的热工设计准则 燃料元件表面最高温度、中心最高温
度，以及燃料元件和结构部件的最大热应 力不超过允许值。
②水冷生产堆的热工设计准则 把燃料元件包壳与水发生加速腐蚀时 的包壳表面温度作为其设计限值之一。
6.1.6 热工水力实验的内容
反应堆热工水力设计的一些关键参数还是要 以实验为依据。反应堆热工水力设计中需要进行 的热工水力实验的大致内容有： （1）临界热流密度实验；实验目的？ （2）测定设计所采用的燃料芯块和包壳的热物性， 及芯块和包壳的间隙传热系数； （3）堆本体水力模拟实验；实验目的？ （4）燃料组件水力模拟实验。实验目的？
（1）提出反应堆的总热功率；根据什么？ 1.swf
（2）确定主要热工参数；要考虑什么？ （3）确定堆芯水铀比、堆芯结构、燃料元件
尺寸和栅格布置等；要考虑什么？ （4）确定冷却剂流程和流量分配方案。根据
什么？
6.1.4 对反应堆设计的限制
（1）不同用途——具体要求——各参数的选取原则 船用堆——要求质量小、体积小； 电站堆——对经济性要求较高