反应堆热工水力学04_99901026..
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。
反应堆热工水力学课件 (一)
反应堆热工水力学课件 (一)
反应堆热工水力学是反应堆设计与运营过程中的重要部分。
反应堆热工水力学课件为学习该领域的人员提供了重要帮助。
反应堆热工水力学课件主要包括以下部分：
1. 反应堆的基本原理和运行原理。
反应堆是核能发电的基础，理解反应堆的基本原理对于研究反应堆热工水力学至关重要。
反应堆的运行原理包括燃料棒的装载、控制棒的控制、冷却剂的循环等。
2. 反应堆热工水力学的基本概念。
反应堆热工水力学是研究反应堆内部热工过程和冷却剂水力学性质的学科。
在反应堆内，核反应会产生大量热量，需要通过冷却剂来带走这些热量，同时要保证反应堆内的温度稳定。
3. 反应堆热工水力学的模型和计算方法。
热工水力学模型是研究反应堆内流体动力学、热传递过程和核燃料物理过程的数学模型。
为了更好地理解反应堆内部的运作情况，需要精确的模型和计算方法。
4. 安全分析与控制。
反应堆的安全性是核电站最关心的问题之一。
反应堆热工水力学课件会讲解反应堆的安全分析方法和控制措施，以保证反应堆的安全运行。
5. 实例分析。
在反应堆热工水力学课件中，实例分析是非常重要的一环。
通过对实例进行分析，学生们能够更好地理解所学内容，加深对领域的了解和掌握。
通过学习反应堆热工水力学课件，学生们不仅能够深入了解反应堆的
基本原理和运行机制，还能够掌握反应堆的安全分析方法及其控制措施。
这将有利于他们在未来的实践中更好地应用所学知识。
反应堆热工水力学答案
反应堆热工水力学答案引言反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。
它关注的是核反应堆如何通过热传递和流体循环来实现有效的热力学过程。
在本文档中，我们将回答关于反应堆热工水力学的一些常见问题，包括热传递机制、流体流动模型以及控制措施等方面。
问题一：什么是反应堆热工水力学？反应堆热工水力学是研究反应堆内部热传递和流体流动的学科。
它关注的是如何通过热传递和流体循环来实现核反应堆的热动力学过程。
反应堆内部热工水力学的研究可以帮助我们理解反应堆的热效率、冷却系统的稳定性以及安全控制措施的制定。
问题二：反应堆热工水力学的主要研究内容有哪些？反应堆热工水力学主要研究以下几个方面：1.热传递机制：反应堆中的热能是如何通过传导、对流和辐射等方式传递的？熔盐堆、压水堆和沸水堆的热传递机制有何不同？2.流体流动模型：反应堆内部的流体流动如何影响热传递过程？如何建立流体流动的数学模型以预测系统的热力学行为？3.控制措施：在反应堆运行过程中，如何通过合理的控制措施来优化热工水力学性能？如何调整循环泵的流量、控制冷却剂的温度和压力等参数？问题三：反应堆热工水力学中常用的数学模型有哪些？在反应堆热工水力学研究中，常用的数学模型包括：1.热传递模型：热传递模型通常基于传热方程，考虑传导、对流和辐射等热传递机制。
通过建立热传递模型，可以预测反应堆内部的温度分布和热能传递效率。
2.流体流动模型：流体流动模型通常基于流体力学方程，考虑质量守恒、动量守恒和能量守恒等基本原理。
通过建立流体流动模型，可以描述反应堆内部的流体流动行为，预测压力分布和流速分布等参数。
3.控制模型：控制模型通常基于控制理论，考虑反应堆的动力学响应和控制器的反馈机制。
通过建立控制模型，可以设计合适的控制策略来优化反应堆的热工水力学性能。
问题四：反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有何影响？反应堆热工水力学的研究对反应堆的运行和安全有着重要的影响：1.运行优化：通过研究反应堆的热工水力学特性，可以快速定位问题，并采取相应的措施来提高反应堆的热效率和安全性。
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。
核反应堆热工水力综合实验指导书
二 核反应堆热工综合实验台 ··············································································· 2
2.1 实验装置的介绍 ·················································································································2 2.1.1 试验段管道的相关参数··························································································3 2.1.2 实验台的基本配置 ·································································································3 2.1.3 实验台的组成 ·········································································································3 2.1.4 实验台各个系统的实物图····················································································12 2.1.5 热电偶的安装 ·······································································································16 2.1.6 试验段的保温 ·······································································································16 2.1.7 实验段个测量仪表的量程及精度 ········································································16
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。
(仅供参考)反应堆热工水力学第四章-稳态工况下的水力计算
第四章 稳态工况下的水力计算
§4.1 单相冷却剂的流动压降
§4.1.1 流体力学基本知识
z
pa
=
pc
−
1 2
∂p ∂x
dx
pb
=
pc
+
1 2
∂p ∂x
dx
padydz − pbdydz + Fx ρdxdydz = 0
−
1 ρ
∂p ∂x
+
Fx) + F = 0 ρ
∆pel
=
∫z2
z1
ρg sinθdl
ρ=常数→ ρg(z2 − z1 )
对于气体冷却剂来说，由于密度很小，一般可以忽略提升压降。
§4.1.4 摩擦压降
2 L
1 θ
受力平衡: ( p1 − p2 )A + ρgA(z1 − z2 ) − τ ⋅ L ⋅U = 0
设计合理的管道、阀门和泵等参数
合理的确定堆芯冷却剂的流量和一回路管道的尺寸，往往是要在反应堆的经济性 和堆芯传热特性二者之间取其折衷。
计算自然循环能力
分析两相情况下的流动稳定性
§4.1.3 提升压降
由流体重力势能的改变引起的静压力变化。只有两个截面之间存在垂直高度 差时才会有提升压降，对于单相流体有：
ac b
y o x
摩擦力（壁面），粘性剪切力（内摩擦），局部阻力，驱动力（泵，风机等）， 重力，惯性力（非惯性系内）。
§4.1.2 流动压降计算的目的和任务
堆芯各冷却剂通道的流量分配
由于计算堆芯内各冷却剂通道内的焓升、燃料元件的温度和其它参量，都与冷却 剂流量密切相关，在反应堆设计中，总是尽量设法使堆芯冷却剂的流量分配与发 热分布相匹配，即发热强的通道使它的冷却剂流量也相应地大些，从而可以提高 运行功率。
(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
热工水力学-第3章 反应堆传热
三、反应堆传热
3.2 固体内热传导微分方程
➢3.2.1 直角坐标系热传导微分方程
有内热源导热基本方程
x 2 T 2 y 2 T 2 2 z T 2 q k v a 1 T
若对于有内热源稳态导热，则 x 2 T 2 y 2 T 2 2 zT 2q k v0
若对于无内热源稳态导热，则
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
堆内热量传输过程
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
轻水堆正常运行时 可不考虑辐射换热；
但是事故时，尤其 反应堆堆芯出现裸露 时，就必须考虑辐射 换热。
核燃料 包壳
反应堆热工水力学
间隙 热量
三、反应堆传热
3.1 反应堆热量的传输过程
R u e L 1 .8 6 0 1 .4 50 2 1 50
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
由此可以断定空气在平板上的流动属于层流边界层流动。 根据式（3-25）得速度边界层的厚度为
4R .60 x.5 x e44.6x 4ux0.54.64ux 0.5
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
由上式可得粘度：
d uN m 2 sm N 3 /m s体 功 积流量
dy 粘度（粘性系数）物理意义：两层流体间速度 梯度等于1时所产生的剪切应力。
❖μ ——动力黏度，Pa·s ❖ν ——运动黏度，m2/s
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热
三
反应堆传热
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.1 反应堆热量的传输过程
➢热量传递的三种基本形式： 热传导、热对流和热辐射
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。
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。
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P15.8M 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 1.33 轴向核热管因子 1.520 热流量核热点因子= 2.022 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热点因子(未计入交混因子) 1.142 交混因子0.95 焓升核热管因子= 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）按流体平均温度以及压力由表中查得。
热工水力学-第4章
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布 ➢由下图可见，间隙传热计算的可靠程度，将极大 地影响燃料芯块温度计算的准确性
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢间隙热导计算相当复杂，主要因为： ➢随着燃耗的增加，裂变气体的释放，间隙中的气 体成分不断改变，会使混合气体热导率降低； ➢随着燃耗的增加，芯块的龟裂、肿胀变形，包壳 的蠕变，都会使间隙的几何条件不断改变； ➢运行中芯块与包壳接触。 ➢所以要精确估算间隙的温差是相当复杂的
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2
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0
r
0,
dt dr
0
r ru,t tu
令 dt ＝u得： dr
du 1 u qv 0 dr r ku
反应堆热工水力学
t0(z)
0
r
ru du
tu (z)
圆柱形燃料芯块示意图
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢燃料芯块表面温度可用下式计算：
tu
tci
ql
dci hg
对于燃耗很深的燃料元件, 应该采用接触导热模型。
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
➢4.2.5 包壳外表面对冷却剂的传热
2kc
ln dcs dci
ql
dcsh
反应堆热工水力学
四、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布 4.2 棒状燃料元件温度分布
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体积释热率
裂变率 核子密度 体积释热率
在单位时间单位体积燃料内释放的热量
qV Fu Ef R Fu Ef N5σf
Ef是每次裂变释放的能量 Fu是燃料内释热占全部释热的份额
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基本概念
15
热功率
裂变率 核子密度 体积释热率 qV Fu Ef R Fu Ef N5σf 堆芯燃料内总热功率
πx 0 cos a e
πx πy πz 0 cos cos cos ae be ce
厚度为a无限平 x 板 边长为a,b,c的 长方体 x, y, z
半径为R的球体 r 半径为R，高度 r, z 为L的圆柱体
19
圆柱形堆芯
2.405r πz r , z 0 J 0 cos Re Le
Le 2 L 2 J
Re为外推半径，Le为外推高度
Re R DR R 0.71tr Le L 2DL L 1.42tr
qV r , z qV max
P c F u Ef N5σf Vc
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热源
16
热功率
裂变率 核子密度 P 体积释热率 c F u Ef N5σf Vc 堆芯燃料内总热功率 反应堆总热功率
Pt P c /F u Ef N5σf Vc
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热源
17
均匀堆释热率分布
几何形状 坐标 热中子通量密度分布
πz rr) ( cos 0 2.405 R Le qe r) V(
qV max,u E N5 f 0 (z) F z =0 u f
-L 2 -Le 2
r =0 R Re
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圆柱堆
20
功率展平问题
反应堆的功率输出是由传 热能力来决定的，因此局 部的功率峰值会限制整个 反应堆的输出功率。
R f
N5 f
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）
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基本概念
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。 实验表明：在靶面积不变的情况下，ΔI正比于中子 束强度I，靶厚度Δx和靶的核密度N，即 ΔI = - σ I N Δx 式中：σ为比例常数，称为微观截面，它与靶核的 性质和中子的能量有关。
}
0.2
25
余热
Glasstone关系式
0.08 0.06
0.04
t=1年 t=1个月 t=7天
0.02
0
1
10
102
103
t /s
104
105
106
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余热
26
ANS和Glasstone比较
10-1
10-2 ANS Glasstone
10-3
10-4 10-1 10 103
t /s
3 材料与热源
3.1 核燃料 3.2 包壳材料 3.3 冷却剂和慢化剂 3.4 堆热源及其分布
清华大学工程物理系 Copyright @俞冀阳 2014
原子核模型与结合能
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原子核模型与结合能
2
中子模型
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中子模型
3
3.4 堆热源及其分布
C+O2 CO2+4eV,
DE ~ 3200 J/g
极短， <0.025mm 中 长
在燃料 元件内 大部分在 慢化剂内 堆内各处
瞬发 g 射线 7 能量
合计
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180
裂变能 6
裂变能分布之裂变缓发
类型 来源
裂变 缓发
裂变产物 衰变 b 射线 裂变产物 衰变 g 射线
能量 射程 /Mev 7 短， <10mm 6 13 长
释热 地点 大部分燃料元 件内, 小部分 慢化剂内 堆内各处
主要由
缓发中子引起的裂变反应 裂变产物的衰变 其它材料的中子俘获
Glasstone关系式
P t P0
0.1 t 10
{
0.2
t t0 10
7
0.2
7
0.87 t t0 2 10
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0.2
0.87 t 2 10
f 2
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293 f,0.0253 f t 273 t
微观裂变截面 13
计算热源需要的几个基本概念
裂变率 核子密度
富集度是235U在铀中的质量数之比 丰度是同位素235U和U原子数之比
在单位体积燃料内， 易裂变核的数量
N5
u
Mu
A00C5
e5 A00 常数A00=6.022×1023 mol M 5 -1 1 235 C5 位质量铀内92 U核子数 单 Mu是UO2的摩尔质量 e5 1 e 1 238 C5 5 A 235 A 1 0.9874 U 92 1 00 00 U总核子数 C5是该核素的丰度 M5 M 8 单位质量铀内92 e 5
πr πr 0 sin Re Re
πz 0 J 0 2.405r / Re cos Le
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均匀堆
18
第一类贝塞尔函数
J0 （x）: 0阶第一类贝塞尔函数 图形像衰减的余弦曲线
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贝塞尔函数
功率展平
80
100
21:47:08
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
21:47:08 功率展平 23
方法二：合理布置控制棒（径向）
100 有控制棒 无控制棒 50 控制棒
0
20
40 60 径向相对距离/%
功率展平
80
100
21:47:08
24
停堆后反应堆的功率
裂变能分布
类型 裂变瞬发 裂变缓发 过剩中子引起（n, g）反应 总计 能量/Mev 180 13 ~7 ~200
工程上通常取97.4%的裂变能在燃料元件内转换为热能
21:47:07 裂变能 9
链式裂变反应
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链式裂变
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
21:47:08 余热
105
107
109
27
小结
Le 2
热源计算问题
L 2
(r)
qV(r)
体积释热率
裂变率（宏观截面和微观截面） 核子密度（丰度和富集度） (z) z
=0
功率展平 停堆后发热（余热）
-L 2 -Le 2
r =0 R Re
21:47:08
小结
28
习题
1 假设堆芯内所含燃料是富集度3.4%的UO2， 慢化剂为H2O, 慢化剂平均温度为300℃，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2×1013 1/（cm2∙s）处燃料元件内的 体积释热率。 2 保守估算一座100万千瓦电功率的反应堆停 堆一天后堆芯的发热功率。
合计
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裂变能
7
裂变能分布之裂变缓发
类型
过剩中子引起 （n, g）反应
来源
过剩中子引起 的非裂变反应
能量 射程 释热 /Mev 地点 有短 大部分燃料 ~7
有长
பைடு நூலகம்
加上（n, g）
反应产物的 b 衰变和 g 衰变
元件内, 小部 分慢化剂内
合计
7
中微子： 12MeV
21:47:07 裂变能 8
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核燃料
29
πz r qV r , z qV max J 0 2.405 cos Re Le
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
21:47:08 功率展平 21
方法一：燃料分区装载
100
50
I
II
III
0
20
40 60 径向相对距离/%
21:47:08 微观裂变截面 12
微观裂变截面
微观裂变截面表示的是平均一个入射中子与一个可裂 变核相互作用的几率大小的一种度量，具有面积的量 纲，通常用b（靶恩）作为单位，1b=10-24cm2。
0.0253eV中子的裂变截面 材料 233U 235U
239Pu
裂变截面f/b 531 582 743
238U
119Pd+119Pd
Q=119×2×8.5-238×7.6=214.2MeV， DE ~ 1011 J/g
21:47:07 结合能 4
发生裂变的条件
21:47:07
激发能
5
裂变能分布之裂变瞬发