反应堆热工水力学02
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
类型 来源
裂变 裂变产物 缓发 衰变 b 射线
裂变产物 衰变 g 射线 合计
能量 射程 /Mev
释热 地点
7 短， 大部分燃料元 <10mm 件内, 小部分 慢化剂内
6长
堆内各处
13
2020/11/2
核燃料
7
裂变能分布之裂变缓发
类型
过剩中子引起 （n, g）反应
合计
来源
过剩中子引起 的非裂变反应
加上（n, g） 反应产物的 b 衰变和 g 衰变
核燃料
9
链式裂变反应
2020/11/2
核燃料
10
计算热源需要的几个基本概念
裂变率
在单位时间单位体积燃料内， 发生的裂变次数
Rf N5f
R 为裂变率，单位是1/（cm3·s）
为宏观截面，单位是1/cm
为微观截面，单位是cm2； N5 为235U的核子密度，单位是1/cm3；
为中子通量密度，单位是1/（cm2·s）
让堆芯内最大的体积释热率与平均体积释热率的比值尽可能小
2020/11/2
核燃料
21
方法一：燃料分区装载
100
50
0
2020/11/2
I
II
III
Hale Waihona Puke 20406080
100
径向相对距离/%
核燃料
22
方法二：合理布置控制棒（轴向）
无控制棒
寿期初
寿期末
控制棒：停堆棒、调节棒和补偿棒
2020/11/2
核燃料
2020/11/2
核燃料
11
微观裂变截面
假设有一束单向均匀平行的单能中子束，其强度为I ，垂直入射到一个具有单位面积的薄靶上，靶的 厚度为Δx,靶片内单位体积中的原子数是N。在靶 后测得的中子束强度是I'，那么I'-I=ΔI其绝对值 就等于与靶核发生作用的中子数。
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。
核电厂热工水力学2
包壳的主要热物性
密度 熔点 比定压热容 热导率 热膨胀系数
中 国 实 验 快 堆
冷却剂 对冷却剂的要求：
沸点高 导热性能好 热容量大 热稳定性好 无毒 泵耗功低
冷却剂:
适宜作动力堆的冷却剂只有轻水、重水、液 态金属（鈉、钾及它们的合金）、二氧化碳 和氦气等。
中 国 实 验 快 堆
燃料元件棒 燃料芯块、包壳、压紧弹簧、上下端塞几 部分组成。每根棒有271块燃料芯块、包壳 壁厚0.57mm。元件棒长3852mm、外径 9.5mm。芯块区长3657.6mm。包壳与芯块 间隙0.17mm。元件棒内充2MPa氦气。
中 国 实 验 快 堆
控制棒组件 结构组成：24跟吸 收剂棒＋星形架 组件数目保证：卡 棒准则，功率分布， 弹棒事故
1.686 1.80 3 1.90 2.00 2.02 2.05 2.15
O/U
Christen sen测定
Lambert ,Bare测 定 2535
中 国 实 验 快 堆
2560 2800 2745 2520 2400
2681 2740 2790 2560 2360 2360
热导率
二氧化铀的热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重 要的意义。因为导热性能的好坏将直接影响二氧化铀芯 块内整体温度的分布，而温度则是决定二氧化的铀物理 性能、机械性能的主要参量，也是支配二氧化铀中裂变 气体释放、晶粒长大等动力学过程的主要参量。 实验研究表明，二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温 度。 此外，燃料的密度、燃耗和氧铀原子比等对热导率也都 有明显的影响。 二氧化铀的热导率随燃耗的加深会不断变小。
中 国 实 验 快 堆
吸收剂棒 黑棒 灰棒 材料银－铟－镉不锈钢 结构：二者相似 黑棒束控制组件：24根黑棒 灰棒束控制组件：8根黑棒＋16根 灰棒
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
反应堆热工水力复习要点整理
反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：—回路工作压力15. 5MPa（2）温度（°C）：冷却剂进口温度296.4,冷却剂出口温度327.6,慢化剂平均温度310（3）燃料（U02）:浓缩度 1. 8%-2. 4%第二章在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97. 4%,而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。
2、功率彫响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加幔化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周用元件的功率升髙，从而增大了功率分布的不均匀程度。
3、控制棒中的热源：吸收堆芯Y辐射以及吸收控制棒本身因（n, u ）或（n, 丫）反应所产生热量的全部或一部分。
4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的0粒子的一部分能量、吸收各种Y射线的能量。
5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种Y辐射。
6、停堆后功率：反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。
这些热量一部分来自撚料棒内储存的显热，热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。
第三章1. 热传导微分方程:K a dr%. 一体积释热率(w/〃F)K —热导率(W/(m・"C))a = K/(p-c p)2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：33“dr r dr K U或者由物理意义，可以写出(中心温度变化率为零)：2记最后可以解得:纸44：体积释热率，表面热流^度，线功率3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：最后可以解得:◎-平板半厚度4、平板形包壳温度场: 由傅里叶上律有：dt解得: =q62匕t -/ =—66-包壳厚度5、圆壁形包壳温度场：由傅里叶泄律有：Q = -K C 2TO L —dr最后解得:==Q 1/ — G 1/ - 4 In 厶17UC C L r ci 2 恋c r ci 27tK c d ci6、单相对流换热公式：Q = hF ・卜巧△0 -膜温差7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:M/= 0.023 Re° Pr"几-静止流体导热系数 ”-加热取04冷却取0・3 〃-管道直径和特征长度8、 沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁而过热度f 饱和温度）=At xal 和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
核反应堆热工基础-第二章
4. 传热过程
（1）流体通过壁传热 （2）换热器
5. 流体无量纲物性特征参数
（1）普朗特数（Pr） • 表明流动边界层和热边界层的关系（～δf/ δt ），反 映流体物理性质对对流传热过程的影响。 c Pr a 来自（2）对流换热微分方程
t q x ( ) y 0 hx t y
（3）表面传热系数h
（4）有相变时的对流换 热
凝结换热：膜状凝结、 珠状凝结 沸腾换热： 按加热环境分：大容器沸腾、 管内强制对流沸腾； 按流体温度分： 过冷沸腾（欠热沸腾）、 饱和沸腾； 按传热面上的传热机理分: 泡核沸腾（核态沸腾）、 过渡沸腾、膜态沸腾
工质微观粒子所具有的能量。在分子尺度上它包括分子运动 所具有的内动能和分子间由于相互作用力所具有的内位能。 U=U（T,V）
焓（H）
H=U+pV 单位：J
开口系中，焓是流入（或流出）系统的工质所携带的取决 于热力学状态的总能量。 闭口系中，焓是复合的状态参数。
熵（S）
单位：J/K
表示任何一种能量在空间中分布的混乱（均匀）程度，能 量分布得越混乱（均匀），熵就越大。
4. 反应堆热工水力分析 （1）反应堆热工水力分析的任务 保证反应堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃 料元件内产生的裂变能传送到核电厂的热力系 统，进行能量转换； 在停堆以后也能把衰变热传送出来， 保证反 应堆安全； 在事故工况下，缓解事故的后果； 对核物理设计、机械设计、测量仪表和控制系 统等的设计提出相关设计要求。
6. 热力循环
（1）理想循环：指忽略工作循环中的所有不可逆因素 后仍能近似地反映该类循环的基本特征的理想可 逆循环。 热效率
对于理想循环
式中，Q1为自高温热源获得的热量；Q2为向低温热源放出的热 量。
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
核反应堆热工基础-第二章
3. 研究方法 热力学——宏观、唯象的研究方法 ——可引用微观的气体分子论和统计热 力学 传热学
解析法——建立物理模型、数学模型→数学分 析求解 数值计算法——计算机近似求解（非线性方程） 试验研究法——实验测定→建立实验方程→分析求 解
第3节 热力学基础知识
1. 热力系、热力状态及状态参数
蒸汽发 生器
对核电厂，若汽轮机对外输出的电功率为Pe， 冷却剂循环泵（给水泵和主泵）消耗的 电功率为Pp， 堆芯发热工率为 Pt，一回路冷却剂质量流量为qm （t/s），堆芯出口冷却剂比焓为hout，堆芯入口冷却 剂平均比焓为hin，则按照朗肯循环原理，该核电厂 的热效率为
L t
Pe Pp Pt
4. 传热过程
（1）流体通过壁传热 （2）换热器
5. 流体无量纲物性特征参数
（1）普朗特数（Pr） • 表明流动边界层和热边界层的关系（～δf/ δt ），反 映流体物理性质对对流传热过程的影响。 c Pr a
（3）朗肯循环 迄今为止，在工程上还没有造成完全按卡诺循环工作 的热力发动机。
用饱和蒸汽作为工质时，原理上是可能实现卡诺循环 的。核电厂大多数使用饱和蒸汽，但仍不采用卡诺循 环。主要原因之一是在绝热膨胀末期，蒸汽湿度很高， 使汽轮极不能安全运行，同时不可逆损失增大。其次 是在低温放热终了时，蒸汽—水混合物的比体积很大， 湿蒸汽压缩会给泵的设计与制造带来难以克服的困难。 鉴于上述原因，采用饱和蒸汽的蒸汽动力装置不能实 现卡诺循环。
朗肯循环过程： 1——2：蒸汽绝热膨胀，对外做 功WT ； 2——3：蒸汽在冷凝器冷却，放 出热量Q2； 3——4：蒸汽冷凝成的水在水泵 中被压缩升压，泵消耗 外界提供的功WP ； 4——1：水在蒸汽发生器中被加 热，变成蒸汽，吸收热 量Q1。
反应堆热工水力学-核工程专业-2012-12-24-考题解析
FE,h,5
hh,max,5 hn,max
综合以上5项焓升工程热管分因子，可以得到总的焓升工程热 管因子为
FE,h FE,h,1FE,h,2FE,h,3FE,h,4FE,h,5
其中，FE,h,5是小于1的数，其它4个分因子都大于1.0的数。
自然循环计算（第二题）
自然循环是指在闭合回路内，依靠热段（向上 流）和冷段（向下流）中的流体的密度差所产生的 驱动压头来实现的流动循环。
dc2s,m dc2s,h,max
[
(4Pm2 (4Ph2,min
pdc2s,m ) / (pdcs,m ) pdc2s,h,max ) / (pdcs,h,max
)
1 n
]2n
3、堆芯下腔室流量分配不均匀引起的焓升工程热管分因子
由于堆芯下腔室结构上的原因，分配到堆芯各冷却剂通道的流量是不均匀的。
L
0 qm (z)dz
轴向热流密度核热管因子
FN,z
qh,max qh
1 L
L
0 qh,max (z)dz
1 L
L
0 qh (z)dz
L
0 qh,max (z)dz
L
0 qh (z)dz
L
热流密度核热管因子
FN,q
qh,max qm
0
qh.,max (z)dz
L
0 qm (z)dz
qh qm
堆芯各燃料元件冷却刑通道的流量与平均管流量相比，有大有小。从反应堆 热工设计安全要求出发，总是取热管分配到的流量小于平均管的流量
L
0 qa (z)dz
FE,h,3
hh,max,3 hm,m
Gm,h,min,3
L
0 qm (z)dz
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传热学
体积释热率qv：单位燃料体积所发出的热量；W/m3或W/cm3； 表面热流密度q：流过单位面积的热量； W/m2或W/cm2 线功率密度ql：单位燃料长度所发出的热量； W/m或W/cm；
例： 设燃料芯块半径ru=4.1mm，包壳外半径rc=4.7mm，燃料芯块的热导率
Ku=2W/（m·℃），包壳热导率Kc=5.4 W/（m·℃）[Kc已包括了间隙热阻的影响]
传热学
▪ 热辐射传热: 物体通过电磁波传热的方式称 做辐射，在常温下热辐射起的作用不大，在 高温时则起重要作用。
▪ 例如:在反应堆失水事故时堆芯裸露，燃料 元件温度升得很高时，就要考虑热辐射的作 用。
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燃料传递热量到冷却剂的过程
❖ 燃料元件内部（包括燃 料芯块、间隙和包壳） 的导热
❖ 包壳外表面与冷却剂之 间的传热（主要是单相 强迫对流传热），
▪ 设有一段长为ΔZ、直径为dcs的燃料元件棒，其燃料芯块
的直径为du，如果该小段燃料芯块的体积释热率qv,f是均
匀的，试写出在稳态工况下qv,f、线功率ql、元件表面热流
密度q和该段热功率Pth,ΔZ之间的关系
4
du
2
qV
,
f
dcs q ql
Pth,
传热学
例：某压水堆燃料元件热点处的燃料芯块的
热流密度；k是材料的热导率， W/(m·K)，它是物性量；是温度梯
反应堆热工水力共62页文档
谢谢！
61、奢侈是舒适的，否则就不是奢侈 。——CocoCha nel 62、少而好学，如日出之阳；壮而好学 ，如日 中之光 ；志而 好学， 如炳烛 之光。 ——刘 向 63、三军可夺帅也，匹夫不可夺志也。 ——孔 丘 64、人生就是学校。在那里，与其说好 的教师 是幸福 ，不如 说好的 教师是 不幸。 ——海 贝尔 65、接受挑战，就可以享受胜利的喜悦 。——杰纳勒 尔·乔治·S·巴顿
反应堆热工ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ力
11、用道德的示范来造就一个人，显然比用法律来约束他更有价值。—— 希腊
12、法律是无私的，对谁都一视同仁。在每件事上，她都不徇私情。—— 托马斯
13、公正的法律限制不了好的自由，因为好人不会去做法律不允许的事 情。——弗劳德
14、法律是为了保护无辜而制定的。——爱略特 15、像房子一样，法律和法律都是相互依存的。——伯克
热工水力学-第2章 反应堆热源
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.2 堆芯体积释热率
R f N5 f
R 其中： ——裂变率，1/（cm3·秒）
f——宏观裂变截面，1/㎝
f ——微观裂变截面，c㎡
N5 ——
U 235
92
核子密度，1/cm3
——中子通量，1/（c㎡·s）
反应堆热工水力学
裂射变线产能在 热物燃能衰料变，的元而r件沸内6 水转堆换长取为
过剩中子引 起的[n，r]反应
过非裂剩变中9反子6%应引。加起上的[n，约7
r]反应产物的β衰
有短有长
变和r衰变
在燃料元件内
大部分在慢化剂 内
堆内各处
大部分在燃料元 件内，小部分在 慢化剂内
堆内各处
堆内各处
总计
约200
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.1 反应堆热源 ➢输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为 反应堆设计的关键之一
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.1 反应堆热源
➢其中裂变产物衰变和俘获吸收产物衰变在停 堆后很长一段时间内仍继续释放。 ➢因此必须考虑停堆后对元件进行长期的冷却， 以及对乏燃料发热的足够重视。
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布 2.1.1 反应堆热源 ➢堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运 行和停堆后都不相同
反应堆热工水力学
二、反应堆热源 2.1核裂变产生的能量及其分布
2.1.3堆芯和燃料元件功率量度表示法
➢ 堆芯平均比功率是设计反应堆的一项重要指标。
➢比功率大，表示堆芯装载较少的核燃料可以获得较 大的热功率。
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15:15:04 朗肯循环 27
s
2.3 蒸汽再热循环与回热循环
1
汽汽汽 抽汽a 蒸汽发蒸蒸 发发汽
T
回热循环
1 2 4 6 5 3 2 a
kg
6
水水
5
4
3
冷凝 蒸
回 回 回 回 蒸 (1-a) kg
( h1 − ha ) + (1 − α )( ha − h2 ) − ( h4 − h3 ) η= ( h1 − h5 )
η= P = qm1 ( hout − hin ) 900 − 30 ) × 106 ( = = 32.2% 3 3 15 × 10 (1517.87 − 1337.81) × 10
15:15:04 课程介绍 25
讨论
如何提高朗肯循环的效率？ 如何提高朗肯循环的效率？
η=
p 4 1 4 3 2 3 v 2
插值法 11
15:15:04
例2-2 求16MPa，310℃时水的热导率 ， ℃
310℃，16MPa时的热导率k×103/(W/m℃) ℃ 时的热导率
200 12.5 15.0 16.0 17.5 678.0 680.0 682.3 250 634.0 638.3 639.1 300 561.6 565.8 567.7 570.5 347.22 350 81.2 112.8 441.0 452.5
15:15:04
方法比较
19
2.2 蒸汽动力循环
朗肯循环
朗肯循环是指以水蒸气作为工质的一种循环过程
3-4过程：等熵压缩过程 过程：等熵压缩过程 过程 压缩 4-1过程：定压可逆吸热过程 过程： 吸热过程 过程 定压可逆吸热 1-2过程：等熵膨胀过程 过程： 膨胀过程 过程 等熵膨胀 2-3过程：定压冷凝过程 过程： 冷凝过程 过程 定压冷凝
31
第二定律
不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它 不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它 变化。 变化。
15:15:04认识水ຫໍສະໝຸດ 22.1 物性参数
认识水
水是生命之源 水变化多端 水的状态参数
压力 温度 密度/比体积 比焓 比内能 等等
15:15:04 认识水 3
水的物性
热力学性质
温度、压力、比体积、比热容、 温度、压力、比体积、比热容、比焓和比熵
12.5 15.0 17.5 20.0 678.0 680.0 682.3 683.7 250 634.0 638.3 639.1 640.9 300 561.6 565.8 570.5 575.5 350 81.2 112.8 452.5 465.0
k300
16.0 − 15.0 = 0.5658 + ( 0.5705 − 0.5658) = 0.5677W/mo C 17.5 − 15.0
340 460.0
347.22 350 441.0 434.0
310 − 300 k = k300 + ( ks − k300 ) ts − 300
插值法 13
15:15:04
拟合法——IF97水物性拟合函数 水物性拟合函数 拟合法
The International Association for the Properties of Water and Steam
W
发电机
hout
给水泵
T0
冷凝器
hin
主泵 堆芯 主泵
qm1
T1
15:15:04
核电厂的净效率
23
核电厂的净效率
蒸汽发生器 稳压器 汽轮机 蒸汽发生器
W
发电机
hout
给水泵
T0
冷凝器
hin
主泵 堆芯 主泵
qm1
T1
η=
W − Wp P
P = q m1 (hout − hin )
15:15:04
核电厂的净效率
Release on the IAPWS Industrial Formulation 1997 for the Thermodynamic Properties of Water and Steam
15:15:04
拟合法
14
水物性分区计算图
15:15:04
拟合法
15
IF97水物性拟合函数 区 水物性拟合函数-1区 水物性拟合函数
15:15:04
比较
η=
s
WT − Wp q1
( h1 − h2 ) − ( h4 − h3 ) = ( h1 − h4 )
28
朗肯循环
某实际核电厂的蒸汽循环
15:15:04
实际核电厂
29
小结
热力学第一、 热力学第一、第二定律 认识水 水物性计算
插值法 拟合法
朗肯循环 再热循环和回热循环
15:15:04
24
例2-3
某压水堆核电厂稳定运行时， 某压水堆核电厂稳定运行时，额定发电功率为 900MWe，循环泵总功率为 ，循环泵总功率为30MWe，流过堆 ， 芯的冷却剂流量为15t/s，堆芯入口平均温度 芯的冷却剂流量为 ， 为300℃，出口平均温度为 ℃ 出口平均温度为320℃，冷却剂系 ℃ 统压力为15.5MPa，求该核电厂的热力循环净 统压力为 ， 效率。 效率。 W − Wp W − Wp
无量纲的 Gibbs 自由能函数
15:15:04
拟合法
16
IF97水物性拟合函数 水物性拟合函数
15:15:04
拟合法
17
IF97水物性拟合函数-1区比焓
15:15:04
拟合法
18
水的物性计算方法比较
插值法
计算简单， 计算简单，但不便于计算机程序调用
拟合法
计算复杂，但便于计算机程序调用 计算复杂，
小结
30
习题
2.1 用The International Association for the
Properties of Water and Steam拟合函数计算： 拟合函数计算： 拟合函数计算
时饱和水的温度和比焓； （1）15.5MPa时饱和水的温度和比焓； ） 时饱和水的温度和比焓 （2）15.5MPa下310℃ 时水的定压比热容和热导率。 ） 下 ℃ 时水的定压比热容和热导率。
首先要判断所处的状态
计算p=16MPa时的饱和温度 时的饱和温度 计算 根据附录3-1， 根据附录 ，采用线性插值
16.0 − 14.608 Ts = 340.0 + ( 350.0 − 340.0 ) = 347.22o C 16.537 − 14.608
15:15:04
插值法
8
骨架表插值法
例2-2 求16MPa，310℃时水的热导率 ， ℃
参考资料： 参考资料：
The International Association for the Properties of Water and Steam.pdf The Thermal Conductivity of Ordinary Water Substance.pdf
15:15:04
课程介绍
输运性质
热导率、动力粘度、运动粘度和表面张力 热导率、动力粘度、
《1985 IAPS热力学性质国际骨架表》 热力学性质国际骨架表》 热力学性质国际骨架表
温度范围为273.15K~1073.15K 温度范围为 压力范围为6.11659×10-4MPa~1000MPa 压力范围为 ×
15:15:04
认识水
15:15:04
朗肯循环
20
p-v图和T-s图
p 4 1
T 1 4 3 2 3 v 2
s
21
15:15:04
朗肯循环
朗肯循环的效率
η=
WT − Wp q1
(h1 − h2 ) − (h4 − h3 ) = (h1 − h4 )
15:15:04
朗肯循环
22
核电厂的净效率
蒸汽发生器 稳压器 汽轮机 蒸汽发生器
2 核能系统中的热力过程
2.1 状态参数 2.2 蒸汽动力循环 2.3 蒸汽再热循环与回热循环
热力学定律（回顾） 热力学定律（回顾）
第一定律
自然界中一切物质都具有能量，能量既不能被创造， 自然界中一切物质都具有能量，能量既不能被创造， 也不可能被消灭， 也不可能被消灭，而只能从一种形式转变为另一种 形式，在转换过程中，能量守恒。 形式，在转换过程中，能量守恒。
16.0 − 14.608 ks = 0.460 + ( 0.434 − 0.460 ) = 0.441W/mo C 16.537 − 14.608
15:15:04
插值法
10
例2-2 求16MPa，310℃时水的热导率 ， ℃
300℃，16MPa时的热导率k×103/(W/m℃) ℃ 时的热导率
p/MPa t/℃ 200
350 81.2 112.8 452.5 465.0 476.1
9
例2-2 求16MPa，310℃时水的热导率 ， ℃
需要先计算饱和温度为347.23℃时饱和水的热导率。 ℃时饱和水的热导率。 需要先计算饱和温度为 附录3-1 k/(W/m℃) 附录
330 340 350 360 12.864 14.608 16.537 18.674 1.562 1.639 1.741 1.894 1526 1596 1672 1762 7.241 8.225 10.07 15.0 7.75 5.71 3.79 2.03 79.5 75.4 69.4 62.1 0.124 0.123 0.121 0.118 0.482 0.460 0.434 0.397 1.20 1.35 1.61 2.34