反应堆热工水力学
反应堆热工水力学08
qm
1 e C e
e e
0 .5 1 1 t 0 .5 1 1 t
1 1
qm
t
1 C
2 .9 6 1 0
4
0 .5 5 1 t 0 .5 5 1 t
0 .9
21:46:52
1 1
t = 5.34s
6
方程体系
5.2.2 粘性流动
Y t< 0 ,流 体 处 于 静 止 状 态 Vx y Fx
,
p
*
p
V
2
x ,y ,z
* * *
x De
,
y De
,
z De
Dυ Dt
* *
p VD
* *
e
*2 * D e g υ V2
g g
Dυ Dt
* *
De g g p υ 2 Re V g
qm
A
4 6 8 6 0 .0 1 1 0 0 0 3 8 0 0 0 .0 2 2 2 / 4
2
0 .0 3 1 8
1 6 .5 1 0 0 0 0 .0 3 1 8 L Vm Δp f 0 .0 9 0 5 3 4 .0 P a 0 .0 2 2 2 2 D 2
2 r d p z 1 2 4 d z R
R
2
w
R dp 4 R 2 dz Vm
Vm
R
0
z 2 πrdr
πR
2
R dp 8 dz
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。
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。
反应堆热工水力学
查附录 1 可知 316 ℃下金属铀热导率为 30.28 W•m-1•℃-1 ,比UO2的大一个数量级。
3.2 假设堆芯内所含燃料是富集度 3%的UO2，慢化剂为重水D2O, 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（cm-2·s-1）处燃料元件内的体积释热率。
解：查表 3-4 等可得：σ f ,0.0253 = 582 b， ρUO2 = 10.41 ×103 kg/m3， Fu = 97.4% ，则有：
C5
=
1+
1 0.9874(1/
e5
−1)
=
3.037%
MUO2 = C M 5 235UO2 + (1 − C8 )M 238UO2 = 2.6991×105 (kg/mol)
⇒ T (r)
=
tC
+ qV
d2 (
4
−
r2) / 4k
所以 T0 = tC + qV d 2 /16k ○2
（3）球 以球心为原点建立球体系，则稳态导热方程：
d 2T dr 2
+ 2 dT r dr
+ qV k
=0，0< r ≤ d /2
边界条件：i.
T (r) |r=d / 2 = tC ; ii.
(W/m•℃)
最后内插得到 16 MPa、310 ℃下的热导率：
2
k
=
k1
+ (k′ −
k1 )
t − t1 t′ − t1
=
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
d 2t
dr
2
1 r
dt dr
qv ku
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
反应堆热工水力学课后习题讲解(清华大学出版社)
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13:14:49位置T /K p /kPa -1h /(kJ·kg ) 状态 给水泵入口 6.89 163 饱和液 给水泵出口7750 171 欠热液 蒸发器二次侧出口 7750 2771 饱和气 汽轮机出口6.891940两相混合物 蒸发器一次侧入口 599 15500 欠热液 蒸发器一次侧出口56515500欠热液第三章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8假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2，慢化剂为重水D2O,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。
= 0.275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。
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。
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
(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
反应堆热工水力学14
4
加热通道内稳定单相流情况
动量方程
2 ∂Gm ∂ Gm ∂p fGm Gm + = − − − ρm g ∂t ∂z ρm ∂z 2 Deρm
2 Gm Gm d Gm dp = − − − ρm g f dz ρm dz 2 Deρm
2 2 Gm zout Gm zout fGm Gm dz + ∫ ρ m gdz pin − = pout − + ∫zin zin 2 De ρ m ρ m out ρ m in
14:31:07
稳定单相流
12
例7-1 PWR堆芯压降计算
定性温度 水物性 质量流密度 雷诺数
= De 4 Af 4 × 87.88 = = 11.8mm Pw π9.5 ×
p d
= Re Gm De µ = 4.98 ×105
= 3880.4 × 0.0118 ( 91.7 ×10−6 )
( zout − zin ) + ∆pform + ρl g ( zout − zin )
稳定单相流 8
例7-1 PWR堆芯压降计算
假设
可忽略定位格架与出入口压力损失 假设流体均匀地通过堆芯并且没有沸腾 热功率为3411MW，压力15.5 MPa 入口温度286℃，出口温度324℃ 轴向平均线功率17.8kW/m 燃料棒数50952根 堆芯总流量17.4Mg/s 燃料包壳外直径9.5mm，包壳厚度0.57mm，气隙0.08mm， 栅距12.6mm，棒长4.0m，活性区高度3.66m 试求从入口到出口压降
Le Tco ( z ) = Tin + ql ,0 πqm c p
反应堆热工水力学01
用来插控制棒或测量引线。 起着骨架的作用。
8
组件外围不加方形组件盒 长约4m，边长约20cm
课程介绍
9 10
1—指状联接头 2—控制棒 3—夹紧弹簧 4—上管座 5—上定位格架 6—导向管 7—带混流片的定位架 8—燃料棒 9—下定位格架 10—下管座
21
14:22:28
蒸汽发生器
瞬态分析方法：
本课程侧重稳态设计
14:22:28
课程介绍
24
核电厂内水的温度分布图
14:22:28
课程介绍
25
小结
裂变核能发展历史 认识压水堆 热工设计的目的和任务
14:22:28
课程介绍
26
作业
1. 列出AP1000（第三代堆的代表）不同于大 亚湾核电厂（第二代堆的代表）的至少4条重 要的改进设计，并讨论之。 调研正在规划中的核电站（厂址和堆型）。
课程介绍
10
秦山二期核电厂
14:22:28
课程介绍
11
秦山三期核电厂
14:22:28
课程介绍
12
大亚湾核电厂
14:22:28
课程介绍
13
岭澳核电厂（一期）
14:22:28
课程介绍
14
田湾核电厂
14:22:28
课程介绍
15
在建核电站
广东：岭澳核电站二期工程(CPR1000 ) 2005年12月15日 巴基斯坦：恰希玛核电站二期工程(CNP300) 2005年12月28日 浙江：秦山二期扩建工程(CNP650) 2006年4月28日 辽宁：红沿河核电站一期工程(CPR1000 ) 2007年8月18日 福建：宁德核电站一期工程(CPR1000 ) 2008年2月18日 福建：福清核电站工程(CPR1000) 2008年11月21日 广东：阳江核电站工程(CPR1000) 2008年12月16日 浙江：方家山核电工程(CNP1000) 2008年12月26日 浙江：三门核电站 (AP1000) 2009年4月19日 山东：海阳核电站 (AP1000) 2009年9月24日 广东：台山核电站 (EPR1750) 2009年12月21日 山东：荣成石岛湾高温气冷堆核电站
清华大学反应堆热工水力学参考作业答案
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习题讲解
2
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习题讲解
3
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习题讲解
4
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习题讲解
5
2.2计算核电厂循环的热效率
位置
给水泵入口 给水泵出口 蒸发器二次侧出口 汽轮机出口 蒸发器一次侧入口 蒸发器一次侧出口 599 565 T/K p/kPa 6.89 7750 7750 6.89 15500 15500 h/(kJ·kg-1) 163 171 2771 1940 状态 饱和液 欠热液 饱和气 两相混合物 欠热液 欠热液
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习题讲解
28
求1 如图题5.1所示，有一个喷嘴将水喷到导流叶片上。喷嘴 出水的速度为15m/s，质量流量为250kg/s，导流叶片角度 为60°，试计算： （1）导流叶片固定不动所受到的力， （2）导流叶片在x方向以速度5m/s运动的情况下受到的力。
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习题讲解
34
1 ⎡ ⎛ 6 ⎞ 3⎤ 0.0015 10 ⎥ = 0.0146 f1 = 0.0055 ⎢1 + ⎜ 20000 × + 5 ⎟ 25 3.018 × 10 ⎠ ⎥ ⎢ ⎝ ⎣ ⎦ L1 ρ1V12 ΔPf1 = f1 = 1516 Pa d1 2
ΔPel1 = ρ1 g Δz = 6233Pa ΔPa1 = 0 ρ1V12 705.92 ×1.5282 ΔPc1 = K = 0.6 × = 494 Pa 2 2
μ 2 = 93.36 × 10 −6 Pa ⋅ s
−3 2
kg ρ 2 = 1 v = 747.33 m3 2
热交换器 试验段
π
Wv 2 4 d 22
反应堆热工水力学
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）
10:46:20
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。
sin
πr Re
πr
Re
0
J0
2.405r
/
Re
cos
πz 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
19
圆柱形堆芯
r,
z
0
J0
5
7
射程
极短， <0.025mm 中
长
释热 地点
在燃料 元件内
大部分在 慢化剂内
堆内各处
合计
180
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裂变能
6
裂变能分布之裂变缓发
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 释热
/Mev
地点
7 短， 大部分燃料元 <10mm 件内, 小部分 慢化剂内
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。
反应堆热工水力学13
2.405π F= = 3.64 N, r ⋅ FN, z 2 J1 ( 2.405 ) 2
πz r qV ( r , z ) = qV max J 0 2.405 cos Re Le
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热管因子
13
各种堆芯的热流密度核热管因子
堆芯的几何形状 球形 直角长方形 圆柱形 圆柱形（裸堆，径向通量展平） 游泳池式反应堆（水做反射层）
∫
3 2 3 − 2
e − t dt
2
= 0.997
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工程热管因子
25
间接测量值的误差
假如
n p c1m c2 c3 C= r s c4 c5
FE,q
π 2 d u,a e d cs,n a ρa 4 = π 2 en ρ n d cs,a d u,n 4
2
则： = σ
∂C σc1 c ∂ 1
准则1：燃料芯块完整性准则
芯块中心温度限值
思考1
中心温度不超过2785 ℃就安全了吗？
燃耗的影响 瞬态的影响
实际取值2200~2450 ℃
思考2
为什么会是一个范围？
Safety Limits 2
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热工设计准则
Safety LimiБайду номын сангаасs
准则1：燃料芯块完整性准则 准则2：包壳的完整性准则
= FE,∆h ,3 核热管因子 工程热管因子
q ( z ) dz q ∫= ∫ q ( z ) dz q
0 l ,h m ,h,min,3 m ,m L 0 l ,h
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Чернобыль
Chernobyl
车诺比
……
人类文明史上最严重的技术灾难——切尔诺贝利核事故浅析
切尔诺贝利之罪与罚
“The biggest socio-economic catastrophe in peacetime history”
一组数据
7
6
31
134 12.5万28万60万2000亿12亿▪国际核事件等级——最高一级
▪吨，释放出的放射性物质
▪第一批死亡人数
▪确认的急性放射病患者
▪预计超额癌死亡人数
▪疏散及重新安置的人口
▪消除灾害后果动用的人员
▪美元，事故后果处理费用
▪美元，将用于建造新的钢制屏蔽层
第一批牺牲的消防队员
禁区
距普里皮亚特镇3 km
第聂伯河支流普里皮
亚特河
基辅市北130 km
普里皮亚特镇
被毁坏的4号机组（已经过清理）
“石棺”
历史
▪20世纪70年代初，前苏联选址该处建造核电站，一期两个机组于1977年建成发电，二期两个机组于1983年建成发电，到1986年核电站拥有RBMK-1000共4台1000 MWe(热功率3200 MW)机组。
原计划再建两台（5、6号）机组，4号机组事故后被迫停建。
▪该类型机组设计于50年代，之前已有1000堆·年运行经验
评论
“切尔诺贝利事件作为一个技术事故是可以避免的，但在1985年苏联的社会背景下，
这个事故是不可避免的”。
——纳扎罗夫《不为人知的切尔诺贝利：
历史、事件、真相、教训》(Назаров—Неизвестный Чернобыль:
история, события, факты, уроки)
裂变链式反应（铀-235）
中子数——链式裂变反应速率——功率——冷却剂温度、压力——空泡
▪石墨慢化、沸腾轻水冷却压力管式反应堆▪1700 吨石墨砌块，1680根压力管，等效直径11.8米，高7米，190吨含2%铀-235的核燃料
▪211根控制棒，操作指南禁止操作时在核心区域使用少于15支控制棒。
▪双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃，由下向上流动
20%额定功率下正的功率反应性系数
▪平衡燃耗和额定功率下空泡反应性系数为正：石墨温度反应性系数为正；燃料温度反应性系数为负——正常工作点上综合的功率反应性系数为负，小于20%额定功率下为正
▪安全保障：规定运行时至少应有30根手动调节的吸收棒插入高效吸收区
无安全壳——气密承压构筑物
有气密的隔间用以防止放射性物质在事故情况下外泄，但只能承受蒸汽泄漏压力，不能承受爆炸载荷
冷却系统不易操控
▪冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展
▪1661根垂直冷却管道，无法确知每个管内水位
▪安全保障：规定安全的流量限值
存在石墨着火的危险
▪石墨由氦气冷却，高温下一旦失去氦气氛而与空气接触，将持续燃烧
▪大量的石墨、压力管可贮存大量热能
▪安全保障：压力管、石墨砌体的密封性
设计缺陷（其他）
▪堆芯过大，功率分布不均匀效应明显，控制棒插入时间较长
▪依靠汽鼓（汽水分离器）稳定压力，需要借助主泵的流量调节功能
▪压力管、顶部石墨生物屏蔽的抗冲击能
力……
堆芯上方（相近）
4号机组惰转实验计划
▪“顿河动力公司”电气工程师Г•П•默特连科制定，目的是探讨厂内、外全断电情况下汽轮发电机中断蒸汽供应时，利用转子惰转动能来满足该机组本身电力需求的可能性
▪Г•П•默特连科不清楚安全运行规范，因而该计划的细节存在很多安全隐患，比如要求切断事故冷却系统以防其投入干扰实验效果
▪标准程序：直接在反应堆上运行的、对安全运行有影响的实验，必须得到核电站总工程设计师、技术总工程师及副总工程师、反应堆技术领导人、核安全部门、国家原子能监督局的批准
▪事实：Г·П·默特连科未经与切尔诺贝利核电站下属各单位的协商，甚至事先未曾告知，就得到了实验许可
▪切尔诺贝利核电站站长В·П·布哈诺夫等多数相关领导人——不知晓实验内容
▪切尔诺贝利生产技术处——负责制定和审批实验计划、并将其文件分发到各相关部门——完全渎职
▪值班主任Б·B·罗戈施金——按规定，未经其许可不得有任何影响反应堆安全的工作——刚接班时接到夜班主任的电话告知后才知道有此计划，不知晓详细计划内容，无进一步监督
评论
在切尔诺贝利电站已形成“一种不正常的环境，‘局外人’没有办法在那里工作。
哪怕他绝顶聪明，哪怕他是超级专家。
因为在核电站领导机关里工作的是一个个家族、朝代，裙带关系极盛……亲朋好友相互提携。
如果有谁挨了批评，其他的人立即一哄而起，不分青红皂白予以反击”。
——尤里·谢尔巴克《切尔诺贝利核爆炸》
实验前的插曲
▪原计划在4月25日白天进行，但“基辅动力公司”的调度员不同意在这一用电高峰期失去机组供电——时间改在了当晚
▪常驻电站的国家原子能监督员们——
在当天奉命在上班时间参加医务会议（一整天）。
同时由于计划审批环节被跳跃，这些监督员们完全不知道将有什么样的实验在当天执行。
实验现场的负责人
▪电站第二期运行的副总工程师A·C·基亚特洛夫——“工作多年，经验丰富”
▪4号机组夜班主任A·Ф·阿基莫夫——“缺乏专业技能”
▪反应堆控制主任工程师Л·Ф·托图诺夫——
“工作时间短，尚未掌握必要技能”
后二人于1986年5月因受辐照严重而死亡。
托图诺夫/Leonid Toptunov /Леонид Топтунов
阿基莫夫/Alexander Akimov /Александр Акимов
基亚特洛夫/Anatoly Dyatlov /Анатолий Дятлов
事故后果处理
参见视频《抢救切尔诺贝利》
切尔诺贝利抢险人员勋章
切尔诺贝利抢险人员纪念碑
苦涩的回忆
▪（4月25日）“我们并不详细了解辐射能，
就连那些和辐射能打交道的人也没有概念。
消防车喷水灭火……我们的好男儿，就是牺牲的那几个人……完成任务后，再也没有见到他们。
”
▪（4月26日）“我刚才看见一个小孩坐在沙
堆上玩，他的爸爸是核反应堆控制装置的
主任工程师。
他是怎么了，明知道核电站
发生了事故，怎么还让孩子坐在那里掏沙
子玩呢？”。