热工水力分析终极版本
核电站中的热工水力系统分析
核电站中的热工水力系统分析热工水力系统是核电站中至关重要的系统之一，它在核反应堆运行过程中起着关键的作用。
本文将对核电站中的热工水力系统进行分析，旨在深入探讨该系统的工作原理、问题及解决方案。
一、热工水力系统的工作原理热工水力系统是核电站中用于传输热能的重要系统。
它通过水循环的方式将核反应堆中产生的热能转化为其他形式的能量供应给电力发电系统。
核电站的热工水力系统主要由冷却剂回路和蒸汽回路两部分组成。
冷却剂回路负责将核反应堆中的热能带走，并通过冷却塔将冷却剂冷却后再循环使用。
蒸汽回路将冷却剂中的热能转化为蒸汽，并通过汽轮发电机组产生电力。
二、热工水力系统存在的问题然而，核电站中的热工水力系统也存在一些问题，这些问题可能对核电站的运行效率和安全性产生影响。
1. 冷却剂泄漏问题在核反应堆运行过程中，由于各种原因，冷却剂可能会发生泄漏。
冷却剂泄漏不仅会导致核反应堆无法正常工作，还可能对环境造成严重污染。
为了解决这个问题，核电站需要建立完善的监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏。
此外，应加强对冷却剂管道的检修和维护工作，确保其正常运行。
2. 蒸汽回路效率低下核电站中的蒸汽回路在转化热能为电能的过程中存在能量损失的问题，导致整个系统的效率下降。
针对蒸汽回路效率低下的问题，可以考虑采用高效的汽轮发电机组，并优化蒸汽回路的结构和设计，减少能量损失。
3. 热能传输效果不佳在冷却剂回路中，热能的传输效果对核电站的运行效率至关重要。
如果在热能传输过程中存在能量损失或热能无法充分利用的问题，将会导致核电站的能量损失和运行效率下降。
为了解决热能传输效果不佳的问题，可以考虑加强对热交换设备的维护和管理，确保其正常运行。
此外，还可以采用先进的热能传输技术，提高热能的利用效率。
三、热工水力系统的解决方案针对核电站中热工水力系统存在的问题，可以采取以下解决方案：1. 强化监测与维护建立健全的冷却剂泄漏监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏问题。
热工水力学
滴状流：通道内的流体变成许多细小的液滴悬浮在蒸汽主流中随着蒸汽流动。 ⑸特点 ①单相对流传热区:A 区 ②泡核沸腾区 ——过冷泡核沸腾区：B 区； ——饱和泡核沸腾区：C 和 D 区 ③两相强迫对流区：E 和 F 区 ④缺液区：G 区液膜完全蒸发→壁面内温度 急剧增加：发生烧干，沸腾危机； ⑤单相蒸汽对流区：H 区
8 沸腾危急
特点：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降， 导致受热面的温度骤升 (1) 低含汽量的偏离泡核沸腾(DNB)。 (2) 高含汽量区的液膜“干涸”或烧干
9 临界热流密度
⑴定义：在沸腾曲线上出现的第一个转折点处的热流密度称为临界热流密度 CHF ⑵应用：①判别从泡核沸腾向过渡沸腾的转折点，以区分该转折点前后的传热工况及计算过渡沸 腾的传热系数 ②根据最小临界热流密度比（DNBR）来评价反应堆的安全性，需要准确计算临界热流密 度值 ⑶对应流型：实验表明，在流动沸腾条件下，可以在泡状流、弹状流和环状流区域发生临界热流 密度现象 ⑷发生临界热流密度的特点： ①当加热系统的加热控制变量为热流密度时，发生临界热流现象的特征为系统任一参数（如 G， Tf）稍有变化便导致加热表面温度反常升高； ②当加热系统受温度控制加热时，发生临界热流现象的特征为系统任一参数稍有变化便引起加热 面上某处的表面热流密度反常减少 ⑸临界热流密度的主要影响因素： ①冷却剂的质量流速②进口处水的过冷度③工作压力④通道入口段长度⑤加热表面粗糙度
六段 + 一点 ①OA 段：单相自然对流传热；未生成气泡 ②AB 段：泡核沸腾起始阶段；少量气泡生成，快速脱离加热面；传热主要通过自然对流及气 泡脱离搅动 ③BC 段：泡核沸腾；大量气泡生成，快速脱离加热面；传热主要通过气泡带走的汽化潜热及 对流体的搅动 ④) C 点：偏离泡核沸腾点（DNB） ；大量气泡生成并连成汽膜；传热完全靠经汽膜的导热 发生沸腾危机，对应热流密度为临界热流密度 CHF ⑤CD 段：过渡沸腾(部分膜态沸腾)；气泡周期地连成汽膜或破灭；传热完全靠汽膜导热 ⑥DE 段：稳定膜态沸腾；气泡连成汽膜；传热靠汽膜导热+辐射传热，h 比泡核沸腾小得多 ⑦) EF 段：膜态沸腾加辐射传热工况；气泡连成汽膜；辐射传热占主导 ⑷流型：单相流：层流和湍流；两相流用:相分布→流型（泡状流、弹状流、环状流和滴状流等） ①绝热流道中垂直向上流动的流型（泡状流、弹状流、搅拌流、环状流、液束环状流） ②绝热流道中水平流动的流型：泡状流、塞状流、分层流、波状流、弹状流、环状流 泡状流：液相是连续相，汽相以气泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。 （多发
反应堆热工水力特性分析研究
反应堆热工水力特性分析研究引言反应堆是一种重要的能源设备，其热工水力特性对于核电站的安全稳定运行至关重要。
因此，反应堆的热工水力特性分析研究具有重要的意义。
在本文中，我们将从以下几个方面对反应堆的热工水力特性进行深入分析和研究。
一、反应堆热工水力特性的概念反应堆热工水力特性主要是指在反应堆内部输入热量后，其内部的温度分布情况，以及反应堆内部各个部位的水流动情况，对反应堆内部的热力学性质和流体动力学特性进行分析研究。
其主要研究内容包括反应堆内部温度分布规律、流体动力学特性和热力学特性等。
二、反应堆热工水力特性分析的意义反应堆热工水力特性分析是对核电站安全、经济、高效运行的保障。
它对于核能工业的发展和构建节能环保社会也有着极其重要的贡献。
热工水力特性分析能够对反应堆内部的热力学性质和流体动力学特性进行科学的评价，从而指导反应堆的设计和工程施工，提高了核电站的安全性、可靠性、环保性和经济性。
三、反应堆热工水力特性分析的方法1.数值模拟方法数值模拟方法是一种基于计算机数值计算方法的热工水力特性分析方法。
可以对反应堆内部的温度分布情况和水流动情况进行分析研究，并预测反应堆内部热力学特性和流体动力学特性的变化规律。
2.试验方法试验方法是通过真实的物理试验手段来分析反应堆的热工水力特性。
试验方法虽然具有可靠性较高的特点，但其测试方法的复杂性和测试对象的特殊性也使得试验方法的成本与时间较高。
四、反应堆热工水力特性分析的影响因素1.反应堆设计参数在反应堆的设计中，一些关键的参数将会影响反应堆的水力性能。
例如反应堆的几何形状、温度、压力、质量流量等参数，都会对反应堆内部的热工水力特性产生影响。
2.反应堆冷却剂反应堆的冷却剂也是影响反应堆热工水力特性的一个重要因素。
不同的冷却剂在温度、压力、浓度等方面均有所不同，因此对反应堆内部的热工水力特性也会有不同的影响。
3.反应堆内部结构反应堆内部的结构也会影响反应堆的热工水力特性。
热工水力
二 脉动性流动的形成机理
压力降型脉动、密度波型脉动、热力波型脉动 蒸发管内的脉动性流动主要有三种类型。即压力 降型脉动、密度波型脉动、热力波型脉动。这三种脉 动既可以独立形成，也可以叠加或耦合作用。 （1）压力降型脉动的主要表现是随着流量的增加， 系统的总压差降低。即压力降型脉动总是发生在水动 力特性曲线的负斜率区。 压力降型脉动发生时，各参数的变化见图13-17。
qh ,max q
焓升热管因子
FH F F
N H E H
hn ,max hh ,max h hn ,max
hh ,max h
5.3.3 降低热管因子和热点因子的途径
热管因子和热点因子在反应堆设计时必须设法 降低它们的数值。 要减小它们必须从核和工程两方面着手。 1、降低核热管因子和热点因子途径： 1）沿堆芯径向装载不同浓缩度的核燃料
N R
ql L
F
L N R 0
z dz F LL
N R
L
L
FRN L FRN
N N 这里将FLN 及 F 归并在FR 中。
上面只是由热工设计(名义)值所引出的因子,因此 将其改写为:
F
N q
堆芯名义最大热流密度 qn ,max 堆芯平均热流密度 q
2 脉动的危害 (1) 在通道热水段、蒸发段的交界面处，交替接触不同 状态的工质，时而是不饱和的水，时而是汽水混合物； 且这些工质的流量周期性变化。使管壁温度发生周期性 变化，以至引起金属管子的疲劳破坏。
(2) 脉动严重时，由于受工质脉动性流动的冲击作用力 和工质汽水比容变化引起管内局部压力波周期性变化的 作用，还会造成通道内的的机械振动。引起通道包壳支 架的机械应力破坏。
反应堆热工水力特性分析与设计研究
反应堆热工水力特性分析与设计研究引言反应堆热工水力特性是设计与研究反应堆核心的重要方面。
反应堆是一种利用核能进行能量转化和控制的设备，因此对其热工水力特性的分析与设计至关重要。
本文将对反应堆热工水力特性的分析与设计进行研究，并探讨其在核能利用过程中的重要性。
1. 反应堆热工水力特性分析1.1 反应堆热工水力循环反应堆热工水力循环是反应堆系统中热能转移的重要环节。
通过循环系统，热能可以在核燃料与冷却剂之间进行传递。
热工水力循环的设计应考虑冷却剂的流动和热能转移效率，以满足反应堆的运行需求。
常见的热工水力循环包括单相流循环和两相流循环。
1.2 反应堆热工水力特性分析方法反应堆热工水力特性的分析通常通过数值模拟和实验方法进行。
数值模拟可以通过计算流体力学（CFD）等方法来模拟反应堆内部的流动和热传导过程，以获得反应堆的热工水力特性参数。
实验方法可以通过搭建实验装置来观测和测量反应堆内部的流动和温度分布情况，以验证数值模拟结果的准确性。
2. 反应堆热工水力特性设计研究2.1 热工水力特性参数设计在反应堆的设计过程中，重要的一步是确定热工水力特性参数。
这些参数包括热流密度、冷却剂流速、冷却剂温度等。
热工水力特性参数的选择将直接影响反应堆的工作性能和安全性。
因此，需要通过理论分析和实验研究来确定这些参数的合理取值。
2.2 热工水力特性优化设计反应堆的热工水力特性优化设计旨在提高反应堆的热能转移效率和热功率密度，以提高反应堆的运行效率和能源利用效率。
优化设计可以通过改变反应堆的几何形状、流动通道的设计和材料选择等方法来实现。
通过优化设计，可以使反应堆具有更好的热工水力特性，提高反应堆的运行稳定性和安全性。
3. 反应堆热工水力特性在核能利用中的重要性反应堆热工水力特性在核能利用中起到至关重要的作用。
合理设计和控制反应堆的热工水力特性可以提高核能的利用效率和安全性。
同时，热工水力特性的分析与设计研究还可以为核能发电领域的技术创新和发展提供科学依据。
核反应堆热工水力分析第四章习题
核反应堆热工水力分析第四章习题第一步，计算等温流的摩擦压降。
等温时，回路的摩擦压降由试验段的摩擦压降1f p ∆和其他管段的摩擦压降2f p ∆组成。
（1）根据回路运行压力16p MPa =，水温260t C =°，查表得水的密度0ρ和粘性系数0µ。
（2）对试验段：直径10013d .m =，流速15V m s =，管长112L .m =，计算雷诺数11010d V Re ρµ=，查表4-1得到工业用钢管的粗糙度0046.mm ε=，故可算出1d ε，结合1Re ，查莫迪图4-1得到摩擦系数1f ，用Darcy 公式计算摩擦压降2111112f L V p f d ρ∆=（3）对其他管段：直径10025d .m =，管长21L L L =−，总管长18L m =。
根据连续性方程计算其他管段的流速2V 1122AV A V =，故211211222A d V V V A d ==计算雷诺数22020d V Re ρµ=，根据2d ε，结合2Re ，查莫迪图4-1，得到摩擦系数2f ，用Darcy 公式计算摩擦压降2222222f L V p f d ρ∆=（4）计算回路的摩擦压降：12f f f p p p ∆∆∆=+第二步，计算试验段加热的回路压降。
回路压降p ∆应包括摩擦压降f p ∆，提升压降el p ∆，加速压降a p ∆和弯头的形阻压降c p ∆。
（1）摩擦压降c p ∆：回路的摩擦压降c p ∆由试验段的摩擦压降1f p ∆，热交换器段的摩擦压降2f p ∆，其他管段的摩擦压降3f p ∆构成。
对试验段，进口温度1260f ,in t C =°，出口温度1300f ,out t C =°，主流温度1112f ,in f ,outf t t t +=。
根据运行压力16p MPa =，试验段主流温度1f t ，查表得水的密度1ρ，粘性系数1µ，普朗特数1Pr 和比热1p c 。
核电厂热工水力学
Chen 所提出的公式能够成功地综合 594个典型实验数据。他 认为，在饱和泡核沸腾区和两相强制对流蒸发传热区，总是在某
种程度上发生着泡核沸腾和强制对流两种传热机理，并且，这两
种机理对传热的作用可以叠加，随有关参量的变化，这两种传热
机理可以相互逐步过渡。按以上观点，Chen 提出：
hT P h N B h F C
Chen 关系式既可以适用于强制对流蒸发传热工况，又 可以适用于饱和泡核沸腾传热工况，这时有
q (hNB hFC )(TW TS ) hTP (TW TS )
（3－37D）
此外，Chen 关系式还可以扩展应用于欠热泡核沸腾传
热工况，这时应取 F 1.和 x 0 ，但 S 仍由图 3－9 查得，而
（3－37）
式中，hNB 是泡核沸腾传热系数，表明泡核沸腾对传热的贡献；hFC
是强制对流传热系数，表明强制对流对传热的贡献。
hFC 可用液相单独充满通道流动时的单相液体的对流传热系数 关系式计算，即
hFC
0.023
kL De
0.8
G(1 x)De
L
cp
k
0.4 L
F
（3－37A）
式中 F 是一个两相流动参量，可以预料它是 Martinelli—Nelson 参
堆芯传热
核电厂热工水力学
1流动沸腾传热
流动沸腾是指液体有宏观运动的系统内的沸 腾，加热面上汽泡生长受到液体流动方向上 的附加作用，使壁面的泡化过程特性发生变 化。液体运动可以是由外力强制作用引起的 强迫流动，也可以是由流体密度差造成的自 然对流。流动沸腾常伴随着各种汽—液两相 运动，所以它比池内沸腾复杂。
TSUB (zFDB )
TS
(完整版)反应堆热工水力
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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
快速反应堆热工水力分析研究
快速反应堆热工水力分析研究快速反应堆是一种核反应堆，它的特点是核燃料的流速非常快，因此可以实现高功率密度，使得反应堆体积更小，更轻便。
然而，对于快速反应堆来说，在热力学方面也存在着一些问题。
因为它的工作条件下，反应堆温度和压力都要很高，因此存在很大的热应力和冷却剂运动难度大等问题。
因此，热工水力分析研究就非常必要。
一、快速反应堆的热工水力分析研究的意义快速反应堆的热工水力分析研究，其主要意义在于提高快速反应堆的工作效率、保证安全性。
因为快速反应堆的工作温度和压力都很高，如果不能很好的控制，可能就会发生危险。
其次，快速反应堆的热工水力分析研究还可以为快速反应堆的建造和运行提供依据。
因为快速反应堆的热力学特性非常复杂，需要经过多次试验和研究才能够得到相对准确的数据。
二、快速反应堆的热工水力分析研究内容快速反应堆的热工水力分析研究内容非常丰富，主要涉及下面几个方面：1、快速反应堆的计算模型：对于快速反应堆而言，计算模型的建立非常关键。
因此，需要选择合适的计算模型，优化其参数，使得其能够反映出快速反应堆的实际特性。
2、快速反应堆的热学分析：快速反应堆的热力学分析主要涉及反应堆内部的温度和压力分布，以及冷却剂的流速等参数的计算。
这些参数的计算，是确定快速反应堆运行中的传热、传质流动和材料破损等因素的重要依据。
3、快速反应堆的水力学分析：快速反应堆的水力学分析主要涉及反应堆内的流量、构造等因素的计算。
这些参数的计算依据，是保证快速反应堆运行安全和稳定的必要条件。
4、快速反应堆的安全分析：快速反应堆在运行过程中如果发生故障，可能会对人体和环境造成极大的危害，因此，对于快速反应堆的安全分析至关重要。
安全分析主要涉及反应堆内部冷却剂的泄漏等情况下，如何优化反应堆的运行参数等问题。
三、快速反应堆热工水力分析研究的方法在热工水力分析研究中，可以采用多种方法，下面列举几种典型的方法：1、计算流体力学方法：计算流体力学方法（CFD）是一种计算机辅助的数学方法，可以对流体力学问题进行模拟和分析。
热工水力学(计算总结)
30.1%
W 8.5110 (kWh) • 注意要点： 电站净效率是电功率的净输出比反应堆发 热功率 容量因子的含义
9
4 其他计算
• 其他几何条件（如圆管）、加热条件下的 传热和压降计算； • 无旋、无粘、不可压缩假定下，伯努利方 程的运用；流速测量计算； • 利用热管因子由平均管参数算热管参数； • 自然循环的条件：其他压降=-提升压降；
例题2.4 形阻压降
• 接上题，稳态运行时，求额定功率下平均 管形阻压降。 • 参考答案： p 4.23(kPa)
form,m
• 注意要点： 参考流速的不同 按突扩、突缩，而非管道出、入口计算 两相流形阻压降不作要求
3 热力分析
• 在此我们讨论计算稳态情况下，核电厂循 环的整体参数 • 分两部分，通过两个例题进行复习： 3.1 循环效率 3.2 电厂净效率
• 注意要点： 平均管是全堆的平均 等截面流道：
pacc
qm 2 1 1 1 2 1 2 G A接上题，稳态运行时，求额定功率下平均 管提升压降。 • 参考答案：
pgrav 25.2(kPa)
o o o
例题1.3 单相对流换热
• 接上题，组件共157个，为17x17正方形排 列，栅距d = 1.26 cm，以额定功率运行时 ，冷却剂压力p = 15.5 MPa，入口温度tin = 285 oC，入口总流量Q1 = 63000 m3/h, 1） 求线释热率最大点处冷却剂平均温度；2） 已知流道半高处水的密度为702.9 kg/m3, 粘度84.26 Pa·s, 热导率0.5388 W/(m·K), 定压比热5770 J/(kg·oC) , 求该处包壳外表 面温度； 3）求出口温度。
螺旋管换热器热工水力计算分析
阻力计算关系式 管 内： Ｚ Ｉ Ｐ＝１ ６ ０ １ ０ ｗ 管外壳程 ： ， Ｓ Ｐ ＝ ４ ６ ６ ３ 基于 Ｈ Ｔ Ｒ Ｉ 软件对双螺旋管型式 的换热器无法 进 行 换 热 能力 及 阻 力 计算 的原 因 ，模 拟 工 程 的实 际 工况 ， 进行 了该实验 。通过对该试验数据 的分析 ， 得 出了管外传热经验关系式和压降计算关系式。此关 系式对双螺旋管式换热器在水 一水工况下均适用 ， 也为其他工况提供了参考依据。
平均通流 面积 ０ ． ０ ０ ７ ３ ７ ｍ ；管外 传热面积 Ａ ｏ Ｏ ． ８ ７ ０ ｍ ２ ； 管 内传 热面 积 Ａ ｉ ０ ． ７ ４ ４ ｍ 。 ２ ． ２ 传热 性能 试 验方 法
热流体的放 热量 Ｑ 。 和冷流体 的吸热量 Ｑ ： 可分
别表 示为 ： Ｑ 。 ＝ｑ ｚ Ｃ Ｐ １（ １ 一 １ ” ） ， Ｑ ２ ＝ｑ ￣ Ｃ Ｐ ２（ 一 ” ） 。管 内 的对 流换 热 系 数 ｈ 由湍 流 的经 典公 式 计
要： 介绍 了螺旋管换热 器结构的特点及传热特性 ， 并根 据该换热器运行特点 ， 建立试 验测试模 型 ， 根据 实验 测试 结论
总结 出适用 于工程应用的传热关 系式 。 为螺旋 管换热 器的设计计 算提供 了依据 。
关键词 ： 螺旋 管换 热器； 传热关 系式 ； 设计计算
中图分类号 ： Ｔ Ｋ １ ７ ２
Ｅｑ ｕ ｉ ｐ ｍｅ ｎ ｔ Ｍａ ｎ ｕ ｆ ａ ｃ ｔ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ Ｎｏ ． ５， ２ ０ １ ５
螺旋管换热器热 工水 力计算分 析
宜 垠 姜 （ 湖南汉华京 电清洁能源科技有限公司 ， 湖南
摘
长沙
４ １ ０ ０ ０ ０ ）
热工水力学(第十讲)两相流传热分析
• Chen（陳延平）在此基础上提出了精度更 好、范围更宽的关系式：
38
3 饱和沸腾传热
• 强迫对流部分：
⎛ G ( 1 - χ ) De ⎞ 0.4 hc = 0.023 ⎜ ⎟ Pr f ⎜ ⎟ μf ⎝ ⎠ 1 ⎧ , ⎪1 X tt ⎪ F =⎨ 0.736 1 ⎪ 2.35 ⎛ 0.213 + 1 ⎞ , ⎜ ⎟ ⎪ X tt ⎠ X tt ⎝ ⎩
1.2 流动沸腾
• BWR 低热流密度，高含汽率——烧干沸腾临界， 用CHFR衡量。 • PWR 高热流密度，低含汽率——偏离泡核沸腾临 界，用DNBR衡量。 以上现象可用“沸腾图”来表示。
15
• 衡量汽相比例：截面含汽率（断面平均空 泡份额）、流动质量含汽率、流动体积含 汽率 • 用流动质量含汽率不方便计算水物性参数 （断面温度不均匀），定义平衡态含汽率 (equilibrium state steam quality)：
Relo , Pr
↓
Nu → hc →
t m,NB
q NB = t w , NB − hc
↑
t w ,NB , p,t sat ⎯⎯⎯⎯⎯⎯ q NB →
Bergles- Rohsenow
24
2 欠热沸腾传热
NB点实际计算流程二（迭代）： 设定zNB (0) （已知q(z)表达式） ↓ z NB q ( z ) Ph dz = qm c p t m,NB - t m,in ←⎯ ⎯ 0
1 atm 下池 式沸腾曲线 (Nukiyama) • 图6-28， 156页。
5
1.1 池式沸腾
• C点至C‘点间为过渡沸腾区，只有在壁面温 度可控情况下才会出现，否则将会从C直接 跳至C’，这一临界点对应的壁面热流密度 即称为临界热流密度(critical heat flux)： qcr • 临界热流密度的大小与流体压力（实际上 是饱和压力）有关：
核反应堆设计中的热工水力学研究
核反应堆设计中的热工水力学研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益重要的背景下，核反应堆作为一种高效、清洁的能源来源，受到了广泛的关注和研究。
而在核反应堆的设计中，热工水力学是一个至关重要的领域，它对于确保反应堆的安全、稳定和高效运行起着关键作用。
热工水力学主要研究核反应堆内的热量传递、流体流动以及与之相关的物理现象和过程。
简单来说，就是要弄清楚反应堆内部的热能如何产生、如何传递，以及冷却剂（通常是水）如何流动来带走这些热量。
在核反应堆中，燃料芯块会通过核裂变反应产生大量的热能。
如果这些热能不能及时有效地被带走，就会导致燃料温度过高，甚至可能引发堆芯熔毁等严重事故。
因此，设计合理的冷却系统，保证热量的快速、均匀传递，是核反应堆设计的首要任务之一。
冷却剂的流动特性是热工水力学研究的一个重要方面。
冷却剂在反应堆内的流动速度、压力分布、流动阻力等都会影响热量传递的效率。
为了优化冷却剂的流动，研究人员需要通过理论分析、实验研究和数值模拟等手段，深入了解流动规律，并据此设计合适的流道结构和管道布局。
传热过程也是热工水力学的核心研究内容之一。
在核反应堆中，热量主要通过热传导、热对流和热辐射三种方式传递。
其中，热传导是指热量在燃料芯块内部的传递；热对流则是指冷却剂通过流动带走燃料表面的热量；热辐射在高温下也会有一定的作用，但相对较小。
研究人员需要准确地计算和预测各种传热方式的贡献，以评估反应堆的热性能。
在核反应堆的设计中，热工水力学的研究还需要考虑许多复杂的因素。
例如，燃料元件的几何形状和排列方式会影响热量的产生和传递；反应堆的功率水平不同，热工水力学特性也会有所差异；运行工况的变化，如功率的升降、冷却剂流量的改变等，也会对反应堆的热工性能产生影响。
为了研究这些问题，科学家们采用了多种方法。
实验研究是其中的重要手段之一。
通过在实验装置中模拟核反应堆的运行条件，可以直接测量各种参数，获取真实的数据。
然而，实验研究往往受到成本高、周期长、条件受限等因素的制约。
20171124 热工水力
20171121各区传热机理和传热关系式1.单相液体自然对流区（A 点前）泡核沸腾区（ABC ）（1）泡核沸腾传热机理（图3.3-2）图3.3-2壁温Tw 随汽泡状态的变化及传热机理 汽化潜热传热，汽—液置换传热， 微对流传热。
此外，还包括因温差引起的热传导、汽泡脱离时尾流引起对流增强、汽泡柱引起自然对流和热毛细管流等。
所有这些机理都使泡核沸腾传热大大增强，导致很高的传热系数。
对于水的泡核沸腾经验关系式Jens —Lottes 关系式：(Pr)Nu f Gr =⋅1/30.14(Pr)Nu Gr =⋅1/32()0.14Pr V L W f L L L g T T h k αρμ-⎡⎤=⋅⎢⎥⎣⎦（3.3-5）Thom 关系式： （3.3-6）式中，q 是热流密度，W/m 2；p 为压力，MPa ；T 为温度，K 或℃。
从以上关系式可以看出，池式沸腾的传热强度（即q ）与液体欠热度 无关。
这一事实可由微对流和汽-液置换传热机理来解释。
因为液体欠热度的增加或减小可以加强或消弱微对流效应，但同时因汽泡尺寸的减小或增大，而消弱或加强了汽-液置换效应，从而使对传热强度的影响几乎抵消。
从以上关系式可以看出，池式沸腾的传热强度（即q ）取决于壁面过热度 和饱和液体及饱和蒸汽的物性量，即沸腾系统的压力p 。
◆临界热流密度（CHF ）工况机理主要有两种机理，其一是汽泡合并，即在加热表面上生成的汽泡是如此之多，以至于相邻的汽泡或汽柱合并成一片，形成一层导热性很差的蒸汽膜覆盖在表面上，它把加热面与液体隔离开来，使传热恶化；其二是流体动力学不稳定性，在高热流密度下，蒸汽产生率是如此之高，以至于向壁外运动的蒸汽速度非常大，它与向壁面运动的液体速度构成某一最大相对速度，从而使汽—液分界面出现很大的波动，并失去稳定，汽—液逆向流动遭到破坏，蒸汽就滞留在加热表面上，形成汽膜覆盖表面，使传热恶化。
这两种机理都因为一层蒸汽膜覆盖在加热表面上而使液体无法到达和湿润加热壁面，造成传热恶化。
工学第三章热水供热系统的水力工况分析课件
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水力工况变化的基本规律（定量计算的基础）
干线各管段的阻力数为SⅠ ,SⅡ SⅢ…SN 支线与用户的阻力系数为S1 ，S2 ,S3… Sn
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用户1
PAA S1V12 S1nV 2 V1 V1 / V
S1n S1
PAA S1nV 2 = SⅡ S2n V V1 2
用户2
PBB S2V22 S2n V V1 2
V2
V2 V
S1n .S2n S2 .SⅡn
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第m个用户的相对流量比
V m Vm V
S1n .S2n .S3n Sm .SⅡn .SⅢn
Smn SM n
任意两用户（d和m，且m>d）的流量比
Vm Vd
S(d 1)n .S(d 2)n . S(D1)n .S(D2)n .
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1.水力失调
热水供热系统中各热用户的实际流量与要求流量的不
一致性，称为该热用户的水力失调。其失调程度 可
用热用户的实际流量 值来衡量，即
Vs
与规定（设计）流量
Vg
的比
Vs /Vg
当 当
Vs＞＞Vg1时或，
1，供热系统处于正常水力工况； ＜＜1时，供热系统水力工况严重失
调。
△P不变，总阻力数↑，总流 量↓，供、回水管水压线变得 平缓，供水管水压线在b点 出现急剧下降；用户3、4、 5，本区段阻力数未变，总 作用压力↓，流量按相同比例 ↓，出现一致的等比失调；用 户1、2，作用压力按不同比 例↑，流量也按不同比例↑， 出现不等比的一致失调
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热工水力学07(单相流水力分析)
3.2 粘性
• 由此，不难理解，粘度与流体分子结构有 关，还与温度有关，而且，动力粘度还与 密度有关 • 可用与密度无关的运动粘度(Kinematic viscosity): v进行衡量，单位：m2/s
/
• 非牛顿流体则无法用动力粘度或运动粘度 来衡量
3.2 粘性
流体 空气 二氧化碳 水蒸汽 润滑油 甘油 氟利昂 水银 温度/K 300 300 400 300 300 300 300 μ ·107(Pa·s) 184.6 149 134.4 48.6x105 79.9x105 2540 15230 v·106(m2/s) 15.87 8.4 24.25 550 634 0.195 0.1125
3.2 粘性
饱和水 温度/K 273.15 300 310 320 330 340 350 360 μ ·106(Pa·s) 1750 855 695 577 489 420 365 324
3.3 雷诺数
r 驱动力 O
摩擦力 流速
z 摩擦力
3.3 雷诺数
暂不考虑质 量力影响
r 驱动力 O
摩擦力
对应的水柱高称为水头(Head)。
例题
• 下图二船坞，左面停泊两只船，右面停泊 一只船，A、B两点位于同一水平面上（左 、右船坞水面同高），如下说法是否正确 ？ A点压强大，B点压强小。
例题
• 两种液体盛在一个容器中(ρ1< ρ 2)，问下面 两个方程哪个正确？
p1 p2 z1 z2 1 g 2 g p3 p2 z2 z3 2 g 3 g
z
z
2.1 恒定总流能量方程
• 对于恒定流动，利用伯努利 (Bernoulli)方程表示流体的机械能总 量守恒关系: 2 2 p v p v (z )1 ( z ) 2 h f 1 2 g 2g g 2g • 其中，hf1-2表示阻力造成的水头损失 • 利用这一方程，可以进行常见流体的 流速、流量（率）测量
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
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压水反应堆稳态热工设计目录一．课程设计的目的二．课程设计的任务三．热工设计的方法四．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析1、堆芯基本参数2、平均管冷却剂的焓场3、平均管的压降计算4、计算热管的有效驱动压降5、计算热管的冷却剂焓场6、最小DNBR7、热通道内燃料元件温度场五．设计分析六．参考书目一.课程设计的目的通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析二．课程设计的任务1、求得体现反应堆安全的那些参数：最小烧毁比、燃料元件中心最高温度、包壳表面最高温度、冷却剂在额定工况下的的沸腾程度2、求得体现反应堆先进性的那些参数：堆芯比功率、堆芯功率密度、燃料元件平均热流密度、最大热流密度、冷却剂平均流速、冷却剂的出口温度等3、求得为其它设计部门所需要的参数：燃料芯块的平均温度、包壳的平均温度、冷却剂的平均温度和平均密度等参数，反应堆进出口间的压降、堆芯某些局部位置的压降、温度场等。
三．热工设计的方法单通道模型：是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。
平均管是一个具有设计的名义尺寸、平均的冷却剂流量和平均释热率的假想通道，平均管反映整个堆芯的平均特性。
因为在已经确定堆的额定功率、传热面积以及冷却剂流量等条件以后，确定堆芯内热工参数的平均值是比较容易的。
但是堆芯功率的输出并非取决于热工参数的平均值，而是取决于堆芯内最恶劣的局部热工参数值，要得到局部的热工参数却不是一件容易的事。
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度，引进了热管、热点和平均管的概念。
热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。
四．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析1、堆芯基本参数根据压水反应堆提供稳态热工设计提供的数据，我们选取布热堆#2为参考。
堆芯热功率t N 2775MW参照布热堆#2所用元件最大热流密度2max q (KW/m )和核热管因子q F N 、工程热管因子q F E，可定出元件平均热流密度2(KW/m )q ：max 2q /(F .F )1500/(2.32 1.03)627.7KW/mN E q q q ===根据选定的堆芯高度L=3.8m ，元件外径d 0.95cs cm =，燃料发热份额u F =0.97，可求得堆芯内元件总数：t N=N ./(d Lq)37987u cs F =π组件中控制棒导向管及仪表管的数目分别为24和1，每个组件内的元件棒根数为264，并由它确定组件数目的计算值：u N/n =143.8，考虑堆芯内组件布置的对称性，选定堆芯内组件数目的设计值144cl n =由选定组件的边长cl T 21.402cm =及n cl ，可求得堆芯的相当直径（m ）： 2ef D .T /(/4) 2.9125m cl cl n ==π2、平均管冷却剂的焓场给定的堆总流量3t W 4767510(kg/hr)=⨯，由附录可查得堆芯的有效流量（3s -4553010/t kg hr=⨯（1ζ）.W ），平均质量流速：m G (1)W /(3600n A )3572.27s t cl cl =-=ζkg/s其中2cl A 245.86cm =为组件内冷却剂的有效流通截面积平均管平均热流密度的设计值为：2q=N./(n .n .d .L)627.2KW/m t u cl u cs F =π()sin2z z L ππφ=cs,,,0()().zf m f m in m b q d H z H z dzG A πϕ=+⎰22222b A =1.26-3.140.95/4=0.88cm 4cs P d π=-⨯cs ,,,0()().zf m f m in m bq d H z H z dzG A πϕ=+⎰20627218 3.14.0095=1263.98k J -s i n 3572.3/0.880.000123.81263.98113.08c o s /3.8z W m zdz kg s m KJ kJkg ⨯⨯⨯⨯=-⎰ππ π计算出口焓值f,H 1490.14/kJ kg=m,out ，反查温度为325.98℃冷却剂平均焓值为1377.06kJ/kg,反查温度为307.19℃根据307.2℃，15.5MPa 查得密度3726.27/kg m ρ=；-5=8.3310.a p s ⨯μ 3.平均管的压降计算提升压降由平均管冷却剂的焓值和系统的压力查得平均密度3726.27/kg m ρ=；平均动力粘度-5=8.3310.a p s ⨯μ 21el,m 726.279.8 3.827046.3z z z p gd gL paρρ∆===⨯⨯=⎰加速压降平均通道冷却剂入口温度285.6℃，15.5MPa,查得1ρ=755.24kg/m3-59.1210p .a s =⨯μ平均通道冷却剂出口温度325.98℃，15.5MPa,查得2ρ=663.69kg/m3-57.7210p .a s =⨯μ2122A,21211111()()3572.27()2330.76663.69755.24v m v m m v p vd G v v G pa ρρρ∆==-=-=⨯-=⎰摩擦压降栅距1.26cm ，燃料棒直径0.95cm, 堆芯中部221.260.250.954(0.83m,4 1.260.950.95e D c -⨯=⨯=⨯-+π（）π但是考虑边缘栅格，当量直径会变大，估算得10.5mm,但是不会大于12.6mm,保守估计取一个较大的当量直径11.9mm 。
50.01193572.28Re 4.66109.1210^(-5)e e min D v D G ρμμ⨯====⨯⨯50.01193572.27Re 5.1108.3310^(-5)e e mavg D v D G ρμμ⨯====⨯⨯50.01193572.27Re 5.5107.7210^(-5)e e min D v D G ρμμ⨯====⨯⨯当Re > 2320是湍流区。
故判定冷却剂在通道中处于湍流区0.2550.250.31640.31640.0118Re (5.110)f ===⨯2223.81 3.83572.2710.01180.01183126420.012620.01262726.27m F e G L v p f paD ρρ∆==⨯⨯=⨯⨯=出入口压降公式平均管的入口总压降：2in 1P 3.15/(2)26600Pam G ∆==ρ 平均管的出口压降：2ex 2P 3.46/(2)66500Pam G ∆==ρ定位架的压降：布热堆组件有7个定位架，其计算公式：2gd P ./2gd b K ∆=ρV格架阻力系数0.150.1K 3/3/(5.110)0.81gd e R ==⨯=格架的压降22gd gd P ./2=K ./27116Pagd b m K G ∆==ρV ρ平均管总压降：m ,el,gd P +P +7P 203914Pain ex F A m m P P P P ∆=∆+∆+∆+∆∆∆=4.计算热管的有效驱动压头：热管驱动压头小于平均管的两端的驱动压头，其计算公式如下：h ,,,,g d eP (+7P )+P e f hF a h i n e xA m mKP K P P P ∆=∆+∆+∆+∆∆∆,K f h 为热管摩擦压降的下腔室修正因子,K a h 为热管各形阻压降及加速压降的下腔室修正因子由经验公式 1.8f ,K (1)=0.912h σ=- 2,K (1)=0.903a h σ=-σ为下腔室流量系数，一般取0.05因此可以计得h,,,,gd el,P (+7P )+P =186712.6Pae f h F a h in ex A m m K P K P P P ∆=∆+∆+∆+∆∆∆5.计算热管的冷却剂焓场m minG =0.05mG G σ-=由此可以计算出热管的冷却剂流量：min G 3393.7/kg s=查得同类型的反应堆：R F 1.46N =q F 1.03E =热场冷却剂的焓场计算公式为：,,min b 030H (z)(z)dz62718 1.46 1.03 3.140.00950.001 =1263.98kJ/kg+sin 3393.70.88102 3.8 =1442.98/179.0cos/3.8zN E R H Lf h f in zqF F A H G A zdz zkJ kg kJ kgφπππ∆-=+⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯-⎰⎰ 出口的焓值为：,H 1601.98/f out kJ kg=6.计算最小DNBR有了热通道内的冷却剂质量流速及焓场 )(,f z H h ，就可计算热通道的临界热流密度)(c DNB,z q ，并根据实际热流密度 ()()N Eh H q q z F F q z ϕ∆=，根据公式,g R()()F ()DNB c c EN qq z DNBR z F qF F z ϕ=，计算热通道轴向燃料元件表面的临界热流密度比DNBR及最小临界热流密度比MDNBR ，从而确定是否满足反应堆热工设计准则的要求。
由于堆芯的加热长度大于3.668m,而其它的公式也不符合条件，以W-3公式和计算条件最为接近，故取W-3公式来计算。
()()()()()553DNB,c 4min 32.022 6.238100.1722 1.43103.15410exp 18.177 5.987100.2049 0.1484 1.5960.1729 3.6 1.037 1.157-0.86910 0.26640.8357exp 124e e e e e p p q p x G x x x x d ---⎧⎫-⨯+-⨯⎪⎪=⨯⎨⎬⎡⎤⨯-⨯⎪⎪⎣⎦⎩⎭⎡⎤⨯-+⨯⨯+⨯⎢⎥⎣⎦⨯+-()()-3,0.82580.34110H H e fs f in ⎡⎤⨯+⨯-⎡⎤⎣⎦⎣⎦计算点z 处的平衡含气量的计算公式为,1442.98/179.0cos /g 1629.88/z 3.8=2595k /=-0.0720-0.06897cos3.8f g fs e fgzkJ kg kJ k kJ kgH H H J kgzππ---=（）χ其中Hfs 为冷却剂的饱和焓，根据压力可以求得1629.88/fs H kJ kg=Hfg 为汽化潜热，等于2595kJ/kg 冷壁的修正因子：0.053560.140.10731(13.76 1.372exp(1.78) 5.15()0.0179610()12.6D )10c u e h G F R x p -=-----式中：4(1),Du hhDeRD=-=倍冷却剂流通面积加热周界长度，可求得De=1.18cm,Dh=1.18cm定位架修正因子2min610.614410()=1.0002085110gGF-=+⨯编程计算结果如附录，DNBR随Z变化的图像如下：最小值为4.05，大于2.15，因此符合设计要求。