热工水力学
水纵向流过平行棒束时 ②自然对流换热:由流体内部密度梯度引起的流体的运动
对于正方形栅格，当 1.1≤p/d≤1.3,c=0.042p/d-0.024; 对于三角形栅格，当 1.1≤p/d≤1.5,c=0.026p/d-0.006
㈡流动沸腾换热
①大容积沸腾：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 特点：液体的流速很低，自然对流起主导作用，压水堆中冷却剂丧失事故末期
第二章 堆芯材料和热源分布
2.1 堆芯材料的选择理由
⑴核燃料（二氧化铀）
优点：①二氧化铀没有同素异形体，在熔点以下整个温度范围内只有一种结晶状态且是各向 同性，不会像金属铀一样发生发生长大现象；
②熔点高，使用温度范围大，为现在和将来的先进反应堆提供了达到高效率的可能 ③在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能 ④与包壳材料（如锆-4、不锈钢等）相容性好 缺点：导热性差和在热梯度或热震下的脆性等。
变化特点：停堆 1h 内的剩余功率由停堆前功率决定：主要由①②组成； 停堆 1h 以后的剩余功率由反应堆运行时间决定：裂变产物是否已经达到平衡。
第三章 核动力装置传热学基础
1 导热基本定律、导热微分方程的基本形式
⑴傅里叶定律
热流量
A
dt dx
(W) ,热流密度q
A
dt dx
4 堆芯功率分布、影响因素
⑴功率分布
⑵影响因素
⑴燃料布置对功率分布的影响 ⑵控制棒对功率分布的影响 ⑶水隙及空泡对功率分布的影响 ⑷燃料元件的自屏蔽对燃料元件内功率分布的影响 ⑸反射层的影响
5 停堆后的释热组成、变化特点
组成：①燃料棒内储存的显热 ②剩余中子引起的裂变产生的热量 ③裂变碎片的衰变热量 ④中子俘获产物的衰变热量
2 裂变能的释放特点（铀-235 一次共释放约 2Mev）
瞬发：裂变碎片的动能、裂变中子的动能、缓发γ射线的能量 缓发：裂变产物的衰变能(γ、β射线)、中微子能量
3 热功率计算原理
单位体积内的体积释热率 qv 是堆芯（主要是元件和慢化剂）的释热占堆总释热的份额
整个堆芯释出的热功率 N0=1.6021× 1010FaE f Nf V0 千瓦 反应堆释出的热功率为 N t 1.6021 1010E f Nf V0
著腐蚀和低温区的堵塞 ③金属的扩散结合―自焊，造成泵与阀门这类零件的失灵 ④存在着由反应性正空泡效应引起的控制与安全Байду номын сангаас题。
Ⅲ氦气（多用于高温气冷堆和快堆） 优点：氦气不活化，无相变，又是惰性气体。纯净的氦气在高温下不腐蚀设备和管道，且具
有良好的传热性能 缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大，价格昂贵，泄露问题等
②流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾 特点：液体的流速较高，强迫对流起主导作用，沸水堆，压水堆正常工况
一 填空题 二 单项选择题 三 多项选择题（可能） 四 问答题 五 名词解释(例如临界热流密度、循环倍率、雷诺数 Re 等) 六 计算&推导题（空泡份额、含汽量、滑速比等）
第一章 概述
1.1 热工水力分析的目的和任务 ①分析燃料元件内的温度分布 ②分析冷却剂的流动和传热特性 ③预测在各种工况下反应堆的各种热力参数 ④分析各种工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程 ⑤分析事故工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程
(W/m2)
⑵导热微分方程的基本形式
t
▽2t c
Q c
圆柱形的拉普拉斯算子
2 边界条件
一类边界条件：规定了边界上的温度值。 第二类边界条件：规定了边界上的热流密度。 第三类边界条件：规定了边界上物体与周围流体间表面传热系数 h 以及周围流体的温度 Tf
3 棒状燃料元件导热计算、热阻的概念
强度材料制造，如锆合金、不锈钢等
Ⅱ钠（多用于快中子堆） 优点：①极优的传热性能，反应堆在高热流工况下运行时不会产生类似于用水冷却时出现的沸
腾临界问题； ②熔点低，沸点高，采用低的压力系统就可以得到高的冷却剂温度； ③具有较高的导电性和特别好的流动性，使得系统中的输送问题变得比较简答，可以应
用完全封闭的交流或直流电磁泵 缺点：①钠与水会发生剧烈的反应，如果反应是发生在一个有限的空间内，将会产生爆炸； ②温度梯度质量迁移，由于固体材料在钠中的溶解度随温度变化，造成系统高温区的显
⑵包壳材料（锆合金、不锈钢和镍合金）
Ⅰ锆合金 优点：热中子吸收截面小、在压水堆工作条件下具有较好的机械性能和抗腐蚀性能。常用的
有锆-4、锆-2 合金 缺点：有吸氢脆化趋势，当燃料包壳内的含氢量达到一定限度后、包壳的机械性能会明显恶
化。 Ⅱ不锈钢和镍合金 优点：在 400-800℃的温度范围内，对水、液态金属和气体都具有良好的耐腐蚀性。 缺点：热吸收截面比锆合金大，但机械性能、物理性能和抗腐蚀性差不多
⑶冷却剂（水和重水、钠、氦气）
Ⅰ水和重水 优点：具有良好的热物性，价格便宜、使用方便，输送功率小 缺点：①沸点低，为使高温水保持液态，一回路设备包括反应堆本体须在高压下运行 ②存在临界沸腾问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制 ③水在高温下的腐蚀作用相当强，因此同高温水相接触的设备和部件须用耐腐蚀的高
⑴有内热源的芯块温度场
当温度不随时间变化时其径向的导热微分方程为
to 为中心温度，tu 为边界，qv 温度体积释热率,q 表面热流密度,q1 线功率
*平板形燃料芯块的温度场，忽略轴向导热
⑵无内热源的包壳的温度场
①平板形包壳
有q
kc
dt dx
，经积分可得tci
tcs
q kc c
q 表示包壳表面热流密度，δc 表示包壳厚度，κc 表示包壳热导率，tci 包壳内表面温度
②圆筒形包壳 有
，
②颗粒燃料涂层温度场
边界条件 r=r1,t=t0; r=r0,t=t1;
4 对流传热的基本概念、求解方法
对流换热：流体所接触的固体壁面之间的换热 牛顿冷却定律 q=hΔt
㈠单相对流换热 根据 Nu=hl/λ求取 h
①强迫对流换热 圆形通道内 Nu=0.023 Re0.8 Prn
加热流体 n=0.4，冷却流体 n=0.3，并且104 <Re≤1.2105 ,0.6<Pr≤120，L/D≥50
对于正方形栅格，当 1.1≤p/d≤1.3,c=0.042p/d-0.024; 对于三角形栅格，当 1.1≤p/d≤1.5,c=0.026p/d-0.006
㈡流动沸腾换热
①大容积沸腾：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 特点：液体的流速很低，自然对流起主导作用，压水堆中冷却剂丧失事故末期
第二章 堆芯材料和热源分布
2.1 堆芯材料的选择理由
⑴核燃料（二氧化铀）
优点：①二氧化铀没有同素异形体，在熔点以下整个温度范围内只有一种结晶状态且是各向 同性，不会像金属铀一样发生发生长大现象；
②熔点高，使用温度范围大，为现在和将来的先进反应堆提供了达到高效率的可能 ③在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能 ④与包壳材料（如锆-4、不锈钢等）相容性好 缺点：导热性差和在热梯度或热震下的脆性等。
变化特点：停堆 1h 内的剩余功率由停堆前功率决定：主要由①②组成； 停堆 1h 以后的剩余功率由反应堆运行时间决定：裂变产物是否已经达到平衡。
第三章 核动力装置传热学基础
1 导热基本定律、导热微分方程的基本形式
⑴傅里叶定律
热流量
A
dt dx
(W) ,热流密度q
A
dt dx
4 堆芯功率分布、影响因素
⑴功率分布
⑵影响因素
⑴燃料布置对功率分布的影响 ⑵控制棒对功率分布的影响 ⑶水隙及空泡对功率分布的影响 ⑷燃料元件的自屏蔽对燃料元件内功率分布的影响 ⑸反射层的影响
5 停堆后的释热组成、变化特点
组成：①燃料棒内储存的显热 ②剩余中子引起的裂变产生的热量 ③裂变碎片的衰变热量 ④中子俘获产物的衰变热量
2 裂变能的释放特点（铀-235 一次共释放约 2Mev）
瞬发：裂变碎片的动能、裂变中子的动能、缓发γ射线的能量 缓发：裂变产物的衰变能(γ、β射线)、中微子能量
3 热功率计算原理
单位体积内的体积释热率 qv 是堆芯（主要是元件和慢化剂）的释热占堆总释热的份额
整个堆芯释出的热功率 N0=1.6021× 1010FaE f Nf V0 千瓦 反应堆释出的热功率为 N t 1.6021 1010E f Nf V0
著腐蚀和低温区的堵塞 ③金属的扩散结合―自焊，造成泵与阀门这类零件的失灵 ④存在着由反应性正空泡效应引起的控制与安全Байду номын сангаас题。
Ⅲ氦气（多用于高温气冷堆和快堆） 优点：氦气不活化，无相变，又是惰性气体。纯净的氦气在高温下不腐蚀设备和管道，且具
有良好的传热性能 缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大，价格昂贵，泄露问题等
②流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾 特点：液体的流速较高，强迫对流起主导作用，沸水堆，压水堆正常工况
一 填空题 二 单项选择题 三 多项选择题（可能） 四 问答题 五 名词解释(例如临界热流密度、循环倍率、雷诺数 Re 等) 六 计算&推导题（空泡份额、含汽量、滑速比等）
第一章 概述
1.1 热工水力分析的目的和任务 ①分析燃料元件内的温度分布 ②分析冷却剂的流动和传热特性 ③预测在各种工况下反应堆的各种热力参数 ④分析各种工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程 ⑤分析事故工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程
(W/m2)
⑵导热微分方程的基本形式
t
▽2t c
Q c
圆柱形的拉普拉斯算子
2 边界条件
一类边界条件：规定了边界上的温度值。 第二类边界条件：规定了边界上的热流密度。 第三类边界条件：规定了边界上物体与周围流体间表面传热系数 h 以及周围流体的温度 Tf
3 棒状燃料元件导热计算、热阻的概念
强度材料制造，如锆合金、不锈钢等
Ⅱ钠（多用于快中子堆） 优点：①极优的传热性能，反应堆在高热流工况下运行时不会产生类似于用水冷却时出现的沸
腾临界问题； ②熔点低，沸点高，采用低的压力系统就可以得到高的冷却剂温度； ③具有较高的导电性和特别好的流动性，使得系统中的输送问题变得比较简答，可以应
用完全封闭的交流或直流电磁泵 缺点：①钠与水会发生剧烈的反应，如果反应是发生在一个有限的空间内，将会产生爆炸； ②温度梯度质量迁移，由于固体材料在钠中的溶解度随温度变化，造成系统高温区的显
⑵包壳材料（锆合金、不锈钢和镍合金）
Ⅰ锆合金 优点：热中子吸收截面小、在压水堆工作条件下具有较好的机械性能和抗腐蚀性能。常用的
有锆-4、锆-2 合金 缺点：有吸氢脆化趋势，当燃料包壳内的含氢量达到一定限度后、包壳的机械性能会明显恶
化。 Ⅱ不锈钢和镍合金 优点：在 400-800℃的温度范围内，对水、液态金属和气体都具有良好的耐腐蚀性。 缺点：热吸收截面比锆合金大，但机械性能、物理性能和抗腐蚀性差不多
⑶冷却剂（水和重水、钠、氦气）
Ⅰ水和重水 优点：具有良好的热物性，价格便宜、使用方便，输送功率小 缺点：①沸点低，为使高温水保持液态，一回路设备包括反应堆本体须在高压下运行 ②存在临界沸腾问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制 ③水在高温下的腐蚀作用相当强，因此同高温水相接触的设备和部件须用耐腐蚀的高
⑴有内热源的芯块温度场
当温度不随时间变化时其径向的导热微分方程为
to 为中心温度，tu 为边界，qv 温度体积释热率,q 表面热流密度,q1 线功率
*平板形燃料芯块的温度场，忽略轴向导热
⑵无内热源的包壳的温度场
①平板形包壳
有q
kc
dt dx
，经积分可得tci
tcs
q kc c
q 表示包壳表面热流密度，δc 表示包壳厚度，κc 表示包壳热导率，tci 包壳内表面温度
②圆筒形包壳 有
，
②颗粒燃料涂层温度场
边界条件 r=r1,t=t0; r=r0,t=t1;
4 对流传热的基本概念、求解方法
对流换热：流体所接触的固体壁面之间的换热 牛顿冷却定律 q=hΔt
㈠单相对流换热 根据 Nu=hl/λ求取 h
①强迫对流换热 圆形通道内 Nu=0.023 Re0.8 Prn
加热流体 n=0.4，冷却流体 n=0.3，并且104 <Re≤1.2105 ,0.6<Pr≤120，L/D≥50
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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ks∙max的主要因素有哪些？用错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。
聚变裂变混合发电堆水冷包层热工水力学设计分析
Ｔｈｅ ｍ ａ — ｄｒ ｕ ｉ ｓ ｄ ｓｇ ｎ ｎ ｌ ｓ ｓ ｏ ａ ｅ — ｏ ｌ ｄ ｅ ｒ ｙ ｒ ｌｈｙ ａ ｌｃ ｅ ｉ ｎ ａ ｄ ａ ａ ｙ ｉ ｆｗ ｔ ｒ ｃ ｏ ｅ ｎｅ ｇ ｐ ｏ ｃ ｉ ｎ ｂ ａ ｋｅ ｏ ｕ ｉ ｎ ｆｓ ｉ ｎ ｈ ｂ ｉ ｅ ｃ ｏ ｒ ｄｕ ｔｏ ｌ ｎ ｔｆ ｒ ａ ｆ ｓｏ — ｉｓ ｏ ｙ ｒ ｄ ｒ ａ ｔ ｒ
第 ３ Ｏ卷 第 １期
２ ｌ 年 ３ 月 ０Ｏ
核 科 学 与 工 程
Ｃｈ ｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆ Ｎｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｇ ｎ ｅ ｉ ｇ ｉ ｅ ｅ Ｊ ｕ ｎ ｌ ｃ ｅ ｒ Ｓ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｅｎ ｉ ｅ ｒｎ ｏ
Ｖ０１ ３ ＮＯ． ．Ｏ １
ａ ｃ ｒ ｎ ｏ ｔ ｐ ｃ ｌ ａ ａ ｅ ｅ ｓ ｏ ｈｅ ｂｌｎｋｅ ． Ｔｈｅ ｒ ｓ ｔ ｒ ｌｍｉ ｒｌ ｅ ｎｓ ｒ ｔ ｄ ｃ ｏ ｄｉ ｇ ｔ ｙ ｉ ａ ｐ ｒ ｍ ｔ ｒ ｆ ｔ ａ ｔ ｅ ｕｌｓ ｐ ｅ ｉ ｎａ ｉｙ ｄ ｍｏ ｔ ａ ｅ
Ｍａ． ｒ ２ ０ ０１
聚 变 裂 变 混 合 发 电 堆 水 冷 包 层 热 工 水 力 学 设 计 分 析
刘松林 一， 王明煌Ｌ 柏云清Ｌ 吴宜灿Ｌ ，Ｄ ， ， Ｆ Ｓ团队 金 鸣 一， 蒋洁琼 一，
（ ． 国科 学 院 等 离 子 体 物理 研 究 所 ， 徽 合 肥 ２ ０ ３ １中 安 ３０１
Ｍ ｎｇ ｈｕ ｎ Ｊ Ｎ ｉｇ 一．Ｊ ＡＮＧ ｉ— ｉｎ 。ＬＩ Ｓ ｎ ～ ｎ ，Ｗ ＡＮＧ ｉ — ａ ｇ ， Ｉ Ｍ ｎ Ｉ Ｊｅｑｏ ｇ一 Ｕ ｏ ｇ ｌ ｉ ＢＡ Ｉ Ｙ ｕ — ｉ 。Ｗ Ｕ ｉｃ ｎ 一 ， ＦＤ Ｓ Ｔｅ ｍ ｎ ｑ ｎｇ 一 Ｙ —ａ ａ
自然循环下堆芯热工水力与时空中子动力学的耦合计算
一
定 的非 均 匀性 ， 仍 采 用 流 量 均 匀 分 配 近 似假 如
设 事件会 对 堆芯 的反 应性 反馈 及热 组件 热 工水力 参 数 的计 算 带来一 定 的误差 。 目前 很难 利用 实验
获 得 自然 循 环全 堆 芯 流 量 分 配 ， 对 核 动 力 装 置 针 自然循环 运行 工 况 ， 别 针 对 闭 式 组 件 与 开式 组 分 件 建立 自然循 环堆 芯 组件 流量 分 配 因子 瞬 态计算
热工 水力 参数 分 布 。 任一 径 向节块 ｆ 时刻 温度 的表 达式 为
Ｗ （ ， ｉ ，） 一 ｑ Ｊ， ） （ ， 州 一
堆 芯三 维 中子物 理 程序 与一 维热 工水 力耦 合
收 稿 日期 ：０ ９０－７ ２ ０—９０
修 回 日期 ：０ ９ １ － １ ２ ０ —０ ２
主要参数 的计 算值 和试验数据吻合较好 。
关键 词 ： 自然 循 环 ； 空 动 力 学 ； 工 水 力 ； 合 时 热 耦
中 图 分 类 号 ： ７ ． ２ Ｕ６ ４ ９ １ 文献标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ６ １７ ５ （ Ｏ Ｏ ０—２ ｌ０ １ ７—９ ３ ２ Ｌ） ５０ Ｏ 一４
（ 军 工程 大 学 核 能 科 学与 工 程 系 ， 汉 ４０ ３ ） 海 武 ３ ０ ３
摘
要 ： 立 堆 芯 闭 式 组 件 与 开 式 组 件 的 自然 循 环 流 量 分 配 的 瞬 态 计 算 模 型 ， 以计 算 堆 芯 各 组 件 的热 建 用
工 水 力 参 数及 组 件 的 均 匀 化 物 理 参 数 的 瞬 变 值 ， 现 堆 芯 一 维 热 工 水 力 与 三 维 时 空 中 子 动 力 学 计 算 程 序 的 实 耦 合 计 算 。利 用 包 含 所 建 数 学 模 型 的 分析 程 序 对 典 型 工 况 下 自然 循 环 及 其 过 渡过 程进 行计 算 分 析 ， 果 表 明 结
定 的非 均 匀性 ， 仍 采 用 流 量 均 匀 分 配 近 似假 如
设 事件会 对 堆芯 的反 应性 反馈 及热 组件 热 工水力 参 数 的计 算 带来一 定 的误差 。 目前 很难 利用 实验
获 得 自然 循 环全 堆 芯 流 量 分 配 ， 对 核 动 力 装 置 针 自然循环 运行 工 况 ， 别 针 对 闭 式 组 件 与 开式 组 分 件 建立 自然循 环堆 芯 组件 流量 分 配 因子 瞬 态计算
热工 水力 参数 分 布 。 任一 径 向节块 ｆ 时刻 温度 的表 达式 为
Ｗ （ ， ｉ ，） 一 ｑ Ｊ， ） （ ， 州 一
堆 芯三 维 中子物 理 程序 与一 维热 工水 力耦 合
收 稿 日期 ：０ ９０－７ ２ ０—９０
修 回 日期 ：０ ９ １ － １ ２ ０ —０ ２
主要参数 的计 算值 和试验数据吻合较好 。
关键 词 ： 自然 循 环 ； 空 动 力 学 ； 工 水 力 ； 合 时 热 耦
中 图 分 类 号 ： ７ ． ２ Ｕ６ ４ ９ １ 文献标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ６ １７ ５ （ Ｏ Ｏ ０—２ ｌ０ １ ７—９ ３ ２ Ｌ） ５０ Ｏ 一４
（ 军 工程 大 学 核 能 科 学与 工 程 系 ， 汉 ４０ ３ ） 海 武 ３ ０ ３
摘
要 ： 立 堆 芯 闭 式 组 件 与 开 式 组 件 的 自然 循 环 流 量 分 配 的 瞬 态 计 算 模 型 ， 以计 算 堆 芯 各 组 件 的热 建 用
工 水 力 参 数及 组 件 的 均 匀 化 物 理 参 数 的 瞬 变 值 ， 现 堆 芯 一 维 热 工 水 力 与 三 维 时 空 中 子 动 力 学 计 算 程 序 的 实 耦 合 计 算 。利 用 包 含 所 建 数 学 模 型 的 分析 程 序 对 典 型 工 况 下 自然 循 环 及 其 过 渡过 程进 行计 算 分 析 ， 果 表 明 结
技术类《反应堆热工水力》第2章(反应堆稳态工况下的传热计算)
AUO2 UO 2分子量, g/mol
A00 阿弗加德洛常数, 6.0221023 1/mol
C5 29325U丰度
11
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
讨论3：U-235的丰度
由于工程上通常给出的是U235的浓缩度（富集度），浓缩度是U235在铀中 的质量数之比，丰度与浓缩度之间的关系式如下:
f
2
293 273 t
f
0.0253 f
t
其中: t 慢化剂温度, 0C
f (0.0253) 0.0253ev中子的微观裂变截面, cm2
对于235 92
U,
f
(0.0253)
583.5b,
1b
10-28 m2
f (t) 非1/v修正因子,一般取1.0
14
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
1
C5
1
0.9874
1
5
1
5
1.0128
1 0.0128
C5
其中: C5 29325U丰度,原子数之比
5 29325U浓缩度, 质量数之比
12
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
讨论4：丰度和浓缩度之间的关系式推导
C5
单位质量铀内235 92
U核子数
单位质量铀内235 92
U
238 92
U总核子数
22
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆的释热率分布
qv r,
z
qv,maxJ0 2.405
r Re
cos
LRe
其中:
qv ,m a
为最大体积释热率
x
qv,max Fa E f N5σ fΦ0
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；
核科学与技术学院
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；
核科学与技术学院
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
中国聚变工程实验堆氦冷固态包层结构设计与热工水力分析研究
中国聚变工程实验堆氦冷固态包层结构设计与热工水力分析研究中国聚变工程实验堆(CFETR)是一个介于国际热核聚变实验堆(ITER)与未来聚变示范堆之间的聚变实验装置,目前正处于设计阶段。
CFETR的主要目标是为了实现聚变功率为50-200MW长脉冲或稳态运行,验证聚变堆氚自持,探索远程操作技术以及获得示范堆级别聚变电站许可文件的技术途径。
包层是CFETR的核心部件之一,要求在CFETR提供的有限空间内获得较高的氚增殖性能以满足堆的氚自持要求,这使CFETR包层设计具有很大挑战性。
本论文的主要工作是基于CFETR设计了一种产氘性能较好,并且结构比较简单、冷却剂压降比较小的氦冷固态包层结构,对典型包层模块进行了热工水力学分析研究,初步评估了包层设计方案的合理性,同时对包层的结构以及热工水力学性能进行了优化,将为包层的进一步设计研究提供重要基础和参考。
对典型包层模块进行了详细结构设计和热工水力学分析。
采用多层U形球床作为氚增殖区结构,使包层结构更加简单。
提出紧凑型气体联箱设计,为包层氚增殖区争取了更多空间,有利于提高包层氚增殖性能。
部件内流道布置方式简单灵活,并且冷却剂的压力损失比较小。
基于包层结构设计,三维中子学初步分析结果显示目前包层方案能够满足CFETR氚自持要求。
根据中子学计算提供的热源数据,从部件的冷却需求、冷却剂的冷却效果和包层结构的复杂程度等方面考虑,建立了氦气在包层模块内的流动方案,并分析了各部件流道内氦气的质量流率、温度和压降。
采用理论分析与有限元数值模拟相结合的方法评估了典型包层模块的热性能。
分别考察了在第一壁面向等离子体的壁面受到平均和最大表面热流作用时包层模块的温度分布,结果显示即使第一壁承受最大表面热流作用,包层模块各区域的温度分布也能够满足材料许用温度限制,由此验证了包层冷却方案的合理性。
最后,从热工安全的角度分别分析了氦气流量损失和聚变功率失常激增对包层温度性能的影响。
利用计算流体动力学软件对典型包层模块氦气联箱的氦气流量分配进行了分析。
第五章--堆内热量的产生与传输--A
堆芯热量的导出分三个过程： 1、燃料元件内的导热； 2、元件壁面与冷却剂之间的对流换热； 3、冷却剂将热量输送到对外的输热。
导热
对流换热
输热
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2.1燃料芯块内的温度分布 以棒状燃料元件为例进行讨论。 假设： 1、轴上导热为零，只考虑径向导热； 2、不考虑方位上的温度变化。
什么叫积分导热率？ 什么叫积分导热率？
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
为了方便计算将积分导热率表示成：
∫
T
0
ku (T )dT 可以通过实验测得。
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2.3燃料芯块与包壳之间的间隙热传导 简化后的导热方程为：
思考： 思考：
反应堆所允许释放的热工率主要取决于什 么因数？ 么因数？
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
思考： 思考：
5.1.1堆芯内热源的空间分布 堆芯内热源的空间分布 在第三章已经指出核裂变能以几种形式放出： 裂变碎片动能、裂变中子动能、瞬发β与γ射线、 裂变产物的β与γ射线、以及中微子量等。
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
5.1.3 停堆后的释热
燃料棒内储存的显热 剩余中子引起的裂变 思考： 思考：
热量
为什么停堆后堆内热 量仍以一定速率产生 ？
裂变产物和中子 俘获产物的衰变
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
压水堆的衰变热：
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
接触导热模型 燃料芯块因温度升高 膨胀，还会因辐照 温度升高而 辐照而产生 燃料芯块因温度升高而膨胀，还会因辐照而产生 肿胀和变形，这就可能使得芯块与包壳接触， 肿胀和变形，这就可能使得芯块与包壳接触，一 般都认为在燃料芯块和包壳之间只有少数的离散 般都认为在燃料芯块和包壳之间只有少数的离散 点接触
导热
对流换热
输热
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2.1燃料芯块内的温度分布 以棒状燃料元件为例进行讨论。 假设： 1、轴上导热为零，只考虑径向导热； 2、不考虑方位上的温度变化。
什么叫积分导热率？ 什么叫积分导热率？
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
为了方便计算将积分导热率表示成：
∫
T
0
ku (T )dT 可以通过实验测得。
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2.3燃料芯块与包壳之间的间隙热传导 简化后的导热方程为：
思考： 思考：
反应堆所允许释放的热工率主要取决于什 么因数？ 么因数？
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
思考： 思考：
5.1.1堆芯内热源的空间分布 堆芯内热源的空间分布 在第三章已经指出核裂变能以几种形式放出： 裂变碎片动能、裂变中子动能、瞬发β与γ射线、 裂变产物的β与γ射线、以及中微子量等。
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
5.1.3 停堆后的释热
燃料棒内储存的显热 剩余中子引起的裂变 思考： 思考：
热量
为什么停堆后堆内热 量仍以一定速率产生 ？
裂变产物和中子 俘获产物的衰变
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
压水堆的衰变热：
5.1堆内热量的产生 堆内热量的产生
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
5.2燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热
接触导热模型 燃料芯块因温度升高 膨胀，还会因辐照 温度升高而 辐照而产生 燃料芯块因温度升高而膨胀，还会因辐照而产生 肿胀和变形，这就可能使得芯块与包壳接触， 肿胀和变形，这就可能使得芯块与包壳接触，一 般都认为在燃料芯块和包壳之间只有少数的离散 般都认为在燃料芯块和包壳之间只有少数的离散 点接触
HTR-PM学习课件07-蒸汽发生器原理(已修改)(已标审)
年份
1971 1972 1973 1974 1975 1976 1977 1978 1979 1980
历年来发生的管子缺陷
反应堆
调查堆数 有缺陷堆数 缺陷堆 %
调查管数
34
19
56
337808
36
13
36
364691
48
11
23
553883
59
25
42
764566
62
22
35
805376
68
25
37
蒸汽发生器
制作人：李召 华能山东石岛湾核电有限公司
运行部
第1章 绪论
1.1 蒸汽发生器在核电站中的职能 1.2压水堆核电站蒸汽发生器的分类
和基本技术特点 1.3蒸汽发生器的传热 1.4自然循环的流体力学 1.5 汽水分离器
1.1 蒸汽发生器在核电站中的职能
蒸汽发生器是将反应堆产生的热量传递给二次侧 , 产生蒸汽， 驱动汽机发电。与此同时。蒸汽发生器的传热管是一、二次侧 介质的隔离屏障，蒸汽发生器的传热管破损还可能造成放射性 物质泄漏 , 因而对核电厂安全构成了威胁。蒸汽发生器的安全 可靠 , 与核电厂的经济性和安全性密切相关。
U形管自然循环式 17.2MPa 343℃ 8.3MPa
Inconel—600/690 Ф17.46×1.0mm
5646根 5110m2 20.6m
4.5m 314t 383t
1.2.1.2 卧式自然循环蒸汽发生器
苏联的卧式蒸汽发生器为水平放置的单筒体结构 , 位于筒体下部的水平 U 形管固定在两 个立式圆柱形联 箱上。在联箱表面不会形成滞流区。传热管根部具有一 定流速 ,泥渣不会在这里沉积和浓缩。传热管束采用奥 氏体不锈钢，管子内表面进行电化学抛光 , 外表面进行 研磨，以提高管材的抗腐蚀能力。二回路水化学处理也 有独特工艺并与传热管材相匹配，防止了氯离子应力腐 蚀和其他类型的腐蚀。经核电厂长期考验 , 卧式蒸汽发 生器具有良好的运行记录 , 很少发生传热管破损事故。
双功能锂铅实验包层模块第一壁冷却流道热工水力学设计优化分析研究
中图 分 类 号 ： ６ ＴＬ １ 文章标志码 ： Ａ 文章 编 号 ： ２ ８０ １ （ ０ １ ０ — ３ ５０ ０ ５—９ ８２ １） ４０４ —６
Ｏｐ ｉ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｅ ｉ ｎ ａ ｄ ａ ａ ｙ ｅ ｎ ｔ ｅ ｆｒ ｔｗａ ｌｃ ｏ ａ ｔｍ ｚ ｔｏ ｆ ｄ ｓ ｇ ｎ ｎ ｌ ｓ ｓｏ ｈ ｉ ｓ ｌ ｏ ｌ ｎｔ ｃ ａ ｎｅ ｆ ＤＦＬＬ－ ｈ ｎ ｌｏ ＴＢＭ ａ ｅ ｎ ｔ ｒ ａ ＿ ｄ ａ ｌｃ ｂ ｓ ｄ ｏ ｈｅ ｍ ｌｈｙ ｒ ｕ ｉ
第 ３ １卷 第 ４期
２１ ０ １年 ］ ． ２月
核 科 学 与 工 程
Ｃｈ ｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｇｎ ｅ ｉｇ ｉｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌｏ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅｎ ｉ ｅ ｒｎ
Ｖｏ ． １ ＮＯ ４ １３ ．
Ｄｅ ． ｃ ２ １１ Ｏ
方 案 。采 用 Ｃ Ｄ数 值 模 拟 对 优 化 方 案 进 行 验 证 ， 果 表 明 Ｆ 冷 却 流 道 截 面 尺 寸 （５ｍｍ￣ １ Ｆ 结 ｗ １ ５ｍｍ）单 ，
个 流 道 环 绕 第 一 壁 ５次 且 相 邻 流 道 氦 气 相 向 流 动 的 热 工 水 力 学 方 案 较 为合 理 。 关 键 词 ：Ｉ Ｒ； 验 包 层 模 块 ； 一壁 ； 工 水 力 学 ； 值 模 拟 Ｉ、 实 ＇Ｅ 第 热 数
ｏ ｔ ｚ ｔ ｎ ｓ ｈ ｍｅ ｆ ｒｔ ｅ ｆ ｓ ｌ Ｆ ） ｏ ｌｎ ｈ ｎ ｅ ｎ ｔ ｅ ｄ ａ－ ｕ ｃｉ ｎ ｌｌ ｈ ｕ １ａ ｐ ｉ ａｉ ｃ ｅ ｏ ｈ ｉ ｔｗａｌ（ Ｗ ｃ ｏ ａ ｔｃ ａ ｎ ｌｉ ｈ ｕ ｌ ｎ ｔ ａ ｉ ｉｍ ｃ ｄ ｍｉ ｏ ｒ ｆ ｏ ｔ （ ＦＬ ） ｅ ｔ Ｂｌｎ ｅ ｏ ｕ ｅ （ Ｍ ） ｎ ｔ ｉ ｐ ｐ ｒ Ｔｈ ｔ ｕ ｔ ｒ ｌ ｔ ｍｐ ｒ ｔ ｒ ｎ ｈ Ｄ Ｌ 一 ｓ ａ ｋ ｔ Ｍ ｄ ｌ ＴＢ Ｔ ｉ ｈ ｓ ａ ｅ ． ｅ ｓ ｒ ｃ ｕ ａ ｅ ｅ ａ ｕ ｅ ａ ｄ ｔ ｅ
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第 ３ １卷 第 ４期
２１ ０ １年 ］ ． ２月
核 科 学 与 工 程
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方 案 。采 用 Ｃ Ｄ数 值 模 拟 对 优 化 方 案 进 行 验 证 ， 果 表 明 Ｆ 冷 却 流 道 截 面 尺 寸 （５ｍｍ￣ １ Ｆ 结 ｗ １ ５ｍｍ）单 ，
个 流 道 环 绕 第 一 壁 ５次 且 相 邻 流 道 氦 气 相 向 流 动 的 热 工 水 力 学 方 案 较 为合 理 。 关 键 词 ：Ｉ Ｒ； 验 包 层 模 块 ； 一壁 ； 工 水 力 学 ； 值 模 拟 Ｉ、 实 ＇Ｅ 第 热 数
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华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析
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３．中国核电工程有限公司,北京 １００８４０)
摘要:本文采用不可压缩流体均匀流模型对 华 龙 一 号 (HPR１０００)的 非 能 动 安 全 壳 冷 却 系 统 (
PCS)进 行
数值模拟,在反应堆冷却剂系统(
RCS)大破 口 丧 失 冷 却 剂 事 故 (
LOCA)工 况 下 对 PCS 进 行 热 工 水 力 分
析,并对 PCS 设计工况进行性能分 析 计 算. 结 果 表 明:
PCS 的 非 能 动 运 行 特 性 与 事 故 进 程 具 有 很 好 的
匹配能力,能在事故早期极快启动,并在 ２４h 内 将 安 全 壳 的 温 度 和 压 力 稳 定 在 安 全 范 围 内. 通 过 PCS
设计工况的换热性能分析,
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３．中国核电工程有限公司,北京 １００８４０)
摘要:本文采用不可压缩流体均匀流模型对 华 龙 一 号 (HPR１０００)的 非 能 动 安 全 壳 冷 却 系 统 (
PCS)进 行
数值模拟,在反应堆冷却剂系统(
RCS)大破 口 丧 失 冷 却 剂 事 故 (
LOCA)工 况 下 对 PCS 进 行 热 工 水 力 分
析,并对 PCS 设计工况进行性能分 析 计 算. 结 果 表 明:
PCS 的 非 能 动 运 行 特 性 与 事 故 进 程 具 有 很 好 的
匹配能力,能在事故早期极快启动,并在 ２４h 内 将 安 全 壳 的 温 度 和 压 力 稳 定 在 安 全 范 围 内. 通 过 PCS
设计工况的换热性能分析,