反应堆传热1

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西安交大核反应堆热工分析复习详细

西安交大核反应堆热工分析复习详细

第一部分 名词解释第二章 堆的热源及其分布1、衰变热:对反应堆而言,衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。

第三章 堆的传热过程2、积分热导率:把u κ对温度t 的积分()dt t u ⎰κ作为一个整体看待,称之为积分热导率。

3、燃料元件的导热:指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。

4、换热过程:指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换,即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。

5、自然对流:指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动,而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。

6、大容积沸腾:指由浸没在(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。

7、流动沸腾:也称为对流沸腾,通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。

8、沸腾曲线:壁面过热度(s w sat t t t -=∆)和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。

9、ONB 点:即沸腾起始点,大容积沸腾中开始产生气泡的点。

10、CHF 点:即临界热流密度或烧毁热流密度,是热流密度上升达到最大的点。

Critical heat flux11、DNB 点:即偏离核态沸腾规律点,是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。

Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界:特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增,导致受热面的温度骤升。

达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。

13、快速烧毁:由于受热面上逸出的气泡数量太多,以至阻碍了液体的补充,于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层,从而使传热性能恶化,加热面的温度骤升;14、慢速烧毁:高含汽量下,当冷却剂的流型为环状流时,如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化,液体层就会被破坏,从而导致沸腾临界。

15、过渡沸腾:是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合,是一种中间传热方式,壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾,而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾,传热率随温度而变化,其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。

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)

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

各种反应堆的原理

各种反应堆的原理

各种反应堆的原理反应堆是利用核能产生能量的设备,它可以利用核裂变或核聚变产生巨大的热能,然后通过控制和引导这些能量来产生蒸汽,最后驱动涡轮机发电。

下面将介绍几种常见的反应堆类型及其原理。

1.压水堆核反应堆(PWR)压水堆核反应堆是最常见的商业核电站反应堆类型之一、其原理是利用浓缩的铀燃料棒产生热能,同时也会产生中子。

这些中子与水中的轻水分子相互作用,使其产生热,然后通过传热器将热能转移到给水中。

这个给水经过加热后变成高温高压的蒸汽,然后驱动涡轮机发电。

2.沸水堆核反应堆(BWR)沸水堆核反应堆也是一种商业化运行的核反应堆类型。

其原理是使用浓缩的铀燃料棒,通过核裂变产生的热能直接将水变成蒸汽。

由于直接使用水作为冷却剂和工质,它不需要传热器。

生成的蒸汽直接送入涡轮机来驱动发电机。

3.高温气冷堆核反应堆(HTGR)高温气冷堆核反应堆是一种利用高温气体冷却的堆芯来产生热能的反应堆。

其原理是使用固体燃料,如石墨或陶瓷颗粒,通过核裂变释放热能。

然后通过冷却剂,如氦气,高温液体金属等,将热能转移到热交换器中,并最终转化为蒸汽使发电机运行。

4.快中子反应堆(FBR)快中子反应堆是一种使用高能快中子进行核裂变的堆芯的反应堆。

其原理是利用高质量的钚或钍等燃料产生大量的中子,然后利用这些中子进行核裂变,产生大量的热能。

该反应堆同时可以产生额外的燃料,这使它具有较高的燃料利用率。

石墨、钠、铅和氦等可以用作冷却剂。

5.离子迁移反应堆(IMR)离子迁移反应堆是一种采用离子迁移材料来促进和控制核裂变反应的反应堆。

它使用离子迁移膜,通过离子的迁移使核反应堆得到加速或减速。

通过使用这种材料,离子迁移反应堆可以更好地控制裂变反应速率,使燃料的使用效率更高。

以上是一些常见的反应堆类型及其原理。

各种反应堆根据不同的设计目标和应用需求,采用不同的结构、燃料和冷却剂等技术,但它们的基本原理都是通过控制和利用核能产生热能,然后将其转化为电能。

原子反应堆导热剂

原子反应堆导热剂

原子反应堆导热剂1、原子反应堆导热剂简介原子反应堆导热剂,是一种作为核电厂反应堆内循环冷却剂的有机或无机物质,它可以把反应堆中产生的热量转移到反应堆外部或对反应堆直接作用的低温介质中。

目前,原子反应堆导热剂采用的主要有水、油等,在特定温度、压力应力情况的情况下,可以避免反应堆热能的泄漏,并作为热源储存热量,用于增强反应堆的安全性和效率。

2、原子反应堆导热剂的特点(1)高效传热。

原子反应堆导热剂是对比传热的基础,其能量传输能力得到了很好的提升,这保证了反应堆的有效发电。

(2)耐腐蚀、无毒。

原子反应堆导热剂必须具备良好的耐热性、耐腐蚀性和无毒性,以便在较高温度和较大压力下工作,从而满足不同反应堆的不同要求。

(3)安全可靠。

原子反应堆导热剂要经过严格的检测,确保其具有安全可靠的特性,保证在反应堆中使用时不会发生任何安全事故。

3、原子反应堆导热剂的应用(1)发电厂。

原子反应堆导热剂由于其耐腐蚀、无毒等特点,因此常用于发电厂,可以使发电厂得到更多的热量,节能和降低成本。

(2)工业应用。

除了发电厂,原子反应堆导热剂也用于生产制冷剂、化学蒸馏、电池制造、航空、船舶等的行业中。

(3)医疗及实验室应用。

原子反应堆导热剂也可以用于医疗及实验室应用中,如用于生物实验研究中,可有效提供热量支持,实现实验室自动温控。

4、原子反应堆导热剂的安全性原子反应堆导热剂经过多次检测和研究,拥有优良的安全性,有效的防止反应堆操作过程中的安全事故。

同时,在使用的过程中还要注意监测,若发现反应堆操作参数和正常范围有所偏差,应立即采取有效的防护措施,保护反应堆及其他设备的安全。

总的来说,原子反应堆导热剂在发电、工业、医疗和实验室等领域具有重要的应用,其安全性也得到了很好的确认,在反应堆内循环冷却剂的应用中发挥着重要作用。

核电站的热交换过程解析

核电站的热交换过程解析

核电站的热交换过程解析核电站作为一种重要的能源发电方式,其核心部件是核反应堆。

核反应堆在运行过程中需要不断产生热能,并将余热排出,以确保核反应堆的正常运行。

而在核电站中,热交换过程是核反应堆的重要组成部分,它通过热交换器将核反应堆中产生的热能传递给工作介质,最终转化为电能。

本文将对核电站的热交换过程进行详细的解析。

1. 热交换器的作用热交换器是核电站中用于传递热能的重要设备,其主要作用是将核反应堆中的高温热能传递给工作介质,同时将低温工作介质中的余热带走。

通过这一过程,核反应堆中的热能得以有效利用,同时保持核反应堆的正常运行温度。

2. 热交换器的结构热交换器通常由多个管束组成,每个管束内都有热能传递的介质。

核反应堆中的热能通过管束之间的热交换,传递给工作介质。

在热交换器的结构中,还有冷却剂的进出口和工作介质的进出口,以及相应的控制系统,用于控制热能传递的过程。

3. 热交换的过程核电站的热交换过程可以分为三个步骤:热能传递、工作介质流动和余热带走。

热能传递:核反应堆中产生的高温热能通过管束传递给工作介质。

在这一过程中,热能的传递是通过导热方式进行的,即核反应堆壁与管束之间的热能传导。

工作介质流动:工作介质在热交换器中的流动过程中起到了重要作用。

工作介质的流动可以提高热交换效率,同时将核反应堆中产生的热能带到热交换器的其他部分。

余热带走:工作介质在接收热能后,变为高温状态,然后经过流动到达其他部分,将热能带走。

这一过程中,工作介质的温度下降,达到了带走余热的目的。

4. 热交换的影响因素在核电站中,热交换过程的性能受到多个因素的影响。

下面列举了一些主要的影响因素:温度差:温度差是影响热交换效率的关键因素之一。

温度差越大,热能传递的速率越快,热效率越高。

流速:工作介质的流速也会影响热交换效率。

适当增加流速可以提高热交换效果。

介质的性质:介质的热导率、比热容等物理性质也会对热交换过程产生影响。

5. 热交换优化措施为了提高核电站的热交换效率,以及确保核反应堆的正常运行,可以采取以下优化措施:增加热交换器的管束数量:增加管束的数量可以扩大热交换器的传热面积,提高热交换效率。

核反应堆的热传导和热辐射

核反应堆的热传导和热辐射

核反应堆的热传导和热辐射核反应堆是一种利用核能制造能量的装置。

它在运行过程中会产生大量的热能,这些热能需要通过热传导和热辐射来传递出去。

本文将简要介绍核反应堆的热传导和热辐射。

一、热传导热传导是指热能在不同温度体系之间由高温区向低温区传递的过程,也称为热传递。

对于核反应堆来说,热传导非常重要,因为如果热能不能通过热传导有效地传递到反应堆外围,就很容易引起反应堆失控。

核反应堆中,燃料棒是产生热能的核反应的主要场所,因此需要确保燃料棒与热流体(一般是水)之间能够良好地传热。

首先,燃料棒是一个环形空间,既然是空间,就需要一个物质来连接水和燃料棒,这就是热水道。

热水道的作用是把水导入燃料棒管内,然后再通过温度的提升,把热传递出去,由于水的比热较大,所以水具有很好的吸热作用。

此外,燃料棒管内还充满了气体,一开始充满的是氮气,而后改为氦气,氦气比氮气的分子量小,具有更好的渗透性,使得热能可以容易地从燃料棒管内传递到热传递媒介中。

再加上反应堆外侧还有一个厚重的加强壳,使得燃料棒、热水道、加强壳形成了非常完整的热通道,有助于热能的传导。

但这也不是意味着核反应堆的热传导问题就完美解决。

在核反应堆过热和降温的过程中,由于受热介质温度波动的影响,在燃料棒的一个截面位置上就会产生一个温度差。

然而,由于燃料棒内部填充有热传导系数较小、热阻较大的物质,如氢等,导致燃料棒内部的温度分布不均,甚至可能会产生热点,这样就可能会引起燃烧,导致反应堆失控。

因此,需要根据对核反应堆不同部位热传导规律的研究,对核反应堆进行有针对性的优化设计,以保证安全运行。

二、热辐射除了热传导,热辐射也是核反应堆热能传递的重要方式。

热辐射是物体热运动速度产生的电磁波辐射,不需要介质参与,因此热辐射可以在真空中进行。

由于核反应堆内部的高温区域,会产生大量的热辐射,热辐射会使反应堆内部温度不断上升。

在核反应堆中,由于核反应产生的能量是以高温方式释放的,如果不及时传出核反应堆,会导致反应堆失控,给反应堆带来很大危害。

反应堆工作原理

反应堆工作原理

反应堆工作原理反应堆是一种核能发电装置,其工作原理基于核反应的控制和利用。

通过精确控制核反应堆中的核反应过程,可产生大量的热能,进而驱动发电机组发电。

本文将介绍反应堆的基本工作原理。

一、核反应堆的基本构造核反应堆通常由以下几个主要部分构成:燃料元件、冷却剂、反应堆容器和控制装置。

1. 燃料元件:燃料元件是核反应堆中产生核反应的主要部分。

燃料元件通常由铀、钚等可裂变核燃料构成,并通过精确的设计和布置实现核链式反应。

2. 冷却剂:冷却剂用于吸收核反应中释放出的热能,并将其转移到发电系统中产生蒸汽以驱动涡轮发电机。

冷却剂通常使用水、氦气等。

3. 反应堆容器:反应堆容器是核反应堆的外壳,用于保护核反应堆中的燃料元件,防止辐射泄漏。

4. 控制装置:控制装置用于调整和控制反应堆中的核反应过程。

通过控制装置,可以灵活地调节反应堆中的核反应强度,以满足发电需求。

二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理基于核分裂和核聚变两种核反应方式。

1. 核分裂反应:核分裂反应是核反应中最常见的一种方式。

通过控制装置,控制反应堆中的中子数目,使其达到裂变反应所需的临界条件。

在核分裂过程中,一个重核裂变成多个轻核并释放出大量的热能。

2. 核聚变反应:核聚变反应是另一种核反应方式。

在核聚变反应中,轻核通过高温和高压的条件下相互融合形成更重的核,同时释放出巨大的能量。

然而,核聚变技术在目前仍处于研究和实验阶段,并未广泛应用于商业核反应堆中。

通过控制和调节核分裂反应的强度,核反应堆可以产生足够的热能以满足发电需求。

核裂变反应释放的热能被吸收并转移到冷却剂中,然后通过传热方式将热能转化为蒸汽驱动发电机运转。

三、核反应堆的安全措施核反应堆是一项高度复杂、高风险的技术,需要严格的安全措施来确保其可靠运行。

1. 辐射防护:核反应堆的设计必须考虑到辐射防护,以确保工作人员和环境的安全。

采用厚重的防护层和高效的辐射防护设备,可以有效降低辐射泄漏的风险。

反应堆简介[资料]

反应堆简介[资料]

反应堆简介反应堆反应堆在原子能的和平利用中,最典型的当数原子能发电,也称核电。

如果说原子弹的爆炸是瞬间、不受控制地进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应的结果,那么原子能发电站利用的能量是来受控状态下持久进行的铀-235或钚-239核裂变链锁反应。

一种可以人为控制核裂变反应快慢并能维持链锁核裂变反应的装置叫做反应堆。

费米发明的反应堆是用来生产钚-239的,这种反应堆叫做生产堆。

原子能发电站的核心也是反应堆,它是用反应堆内核裂变反应产生的巨大热量生成饱和蒸汽驱动气轮机发电,这种反应堆叫做动力堆。

原子能发电与用煤、用油发电的区别仅在于产生热量的装置不同,前者是原子能反应堆,后者是燃煤、燃油锅炉。

反应堆的类型很多,但它主要由活性区,反射层,外压力壳和屏蔽层组成。

活性区又由核燃料,慢化剂,冷却剂和控制棒等组成。

现在用于原子能发电站的反应堆中,压水堆是最具竞争力的堆型(约占61%),沸水堆占一定比例(约占24%),重水堆用的较少(约占5%)。

压水堆的主要特点是:1)用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂,2)为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态,反应堆在高压力(水压约为15.5 MPa )下运行,所以叫压水堆;3)由于反应堆内的水处于液态,驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生;这是借助于蒸汽发生器实现的,来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧,将热量传给传热管另一侧的二回路水,使后者转变为蒸汽(二回路蒸汽压力为6—7 MPa,蒸汽的温度为275—290 ℃);4)由于用普通水作慢化剂和冷却剂,热中子吸收截面较大,因此不可能用天然铀作核燃料,必须使用浓缩铀(铀-235的含量为2—4%)作核燃料。

沸水堆和压水堆同属于轻水堆,它和压水堆一样,也用普通水作慢化剂和冷却剂,不同的是在沸水堆内产生蒸汽(压力约为7 MPa),并直接进入气轮机发电,无需蒸汽发生器,也没有一回路与二回路之分,系统特别简单,工作压力比压水堆低。

核聚变反应堆中的散热与传热技术研究

核聚变反应堆中的散热与传热技术研究

核聚变反应堆中的散热与传热技术研究核聚变反应堆是一种利用核聚变反应产生能量的装置。

在核聚变反应堆中,高温等离子体产生的巨大能量需要被有效地散热和传热,以保持反应堆的正常运行和安全性。

因此,散热与传热技术的研究对于核聚变反应堆的发展至关重要。

散热技术是核聚变反应堆中的一个重要环节。

由于核聚变反应堆中的等离子体温度极高,因此需要采用高效的散热技术来将热量从等离子体中传出。

目前,常用的散热技术包括冷却剂循环和先进的液态金属冷却技术。

冷却剂循环是一种常见的散热技术,通过将冷却剂循环流经反应堆来带走热量。

常用的冷却剂包括氦气、水和液态金属等。

冷却剂循环技术的优点是成熟稳定,已经在核裂变反应堆中得到广泛应用。

然而,核聚变反应堆中的等离子体温度更高,对冷却剂的要求更加严格。

因此,需要对冷却剂循环技术进行改进和优化,以满足核聚变反应堆的需求。

先进的液态金属冷却技术是一种新兴的散热技术,通过使用液态金属作为冷却剂来散热。

液态金属具有较高的热导率和热容量,能够有效地吸收和传导热量。

此外,液态金属还具有良好的化学稳定性和抗腐蚀性,能够在高温和高辐射环境下保持稳定性。

因此,液态金属冷却技术被认为是一种非常有潜力的散热技术。

除了散热技术,传热技术也是核聚变反应堆中的一个重要环节。

传热技术主要涉及热量在反应堆内部的传递和分布。

由于核聚变反应堆中的等离子体温度非常高,传热技术需要具备高效的传热能力和良好的热量分布特性。

目前,常用的传热技术包括对流传热、辐射传热和传导传热等。

对流传热是指通过流体的对流传递热量的过程。

在核聚变反应堆中,通过优化流体的流动方式和流速,可以提高对流传热的效率。

辐射传热是指通过辐射传递热量的过程。

在核聚变反应堆中,由于等离子体的高温,辐射传热在传热过程中起着重要的作用。

传导传热是指通过固体材料的传导传递热量的过程。

在核聚变反应堆中,需要选择具有良好传导性能的材料,以提高传导传热的效率。

综上所述,散热与传热技术的研究对于核聚变反应堆的发展至关重要。

核反应堆热工名词解释汇总

核反应堆热工名词解释汇总

第一部分 名词解释第二章 堆的热源及其分布1、衰变热:对反应堆而言,衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。

第三章 堆的传热过程2、积分热导率:把u κ对温度t 的积分()dt t u⎰κ作为一个整体看待,称之为积分热导率。

3、燃料元件的导热:指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。

4、换热过程:指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换,即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。

5、自然对流:指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动,而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。

6、大容积沸腾:指由浸没在(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。

7、流动沸腾:也称为对流沸腾,通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。

8、沸腾曲线:壁面过热度(s w sat t t t -=∆)和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。

9、ONB 点:即沸腾起始点,大容积沸腾中开始产生气泡的点。

10、CHF 点:即临界热流密度或烧毁热流密度,是热流密度上升达到最大的点。

Critical heat flux11、DNB 点:即偏离核态沸腾规律点,是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。

Departure from nuclear boiling12、沸腾临界:特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增,导致受热面的温度骤升。

达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。

13、快速烧毁:由于受热面上逸出的气泡数量太多,以至阻碍了液体的补充,于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层,从而使传热性能恶化,加热面的温度骤升;14、慢速烧毁:高含汽量下,当冷却剂的流型为环状流时,如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化,液体层就会被破坏,从而导致沸腾临界。

15、过渡沸腾:是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合,是一种中间传热方式,壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾,而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾,传热率随温度而变化,其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。

反应堆矩形强化流道内超临界水流动传热特性数值研究

反应堆矩形强化流道内超临界水流动传热特性数值研究

De . 2 O c O1
文 章 编 号 : 0 2—5 3 2 1 ) 6—0 8 10 6 4( 0 0 0 0 4—0 5
反 应 堆 矩 形 强化 流 道 内超 临 界 水 流 动 传 热 特 性 数 值 研 究
王 为 术 ,张 红 生 毕 勤 成 , ,刘 军
( . 北 水 利水 电学 院 , 南 郑 州 4 0 1 ; 西 安 交通 大学 动 力 工 程 多 相流 国家 重 点 实验 室 , 1华 河 5 0 1 2. 陕西 西 安 7 0 4 1 0 9)
条肋 和等 距 短 肋 布置 的 三种矩 形 流 道 内 的 流 动传 热 特 征 . 究 结 果 表 明 : 芯 矩 形 通 道 内设 置 肋 片 可 强 化传 研 堆 热 , 同肋 片布 置 方 式 的传 热 强 化 效 果 显 著 不 同 ; 化 通 道 内 角部 超 I 水 温 度 比 无 肋 流 道 内角 部 温 度 高 , 不 强 艋界
CF D研 究 。 . 者 针 对 堆 芯 带 长 条 肋 布 置 和 带 等 距 。 笔
短 肋 布 置 的 流 道 , 用 软 件 Fun 6 3研 究 单 根 燃 采 let .
料 棒 矩 形 流 道 区 域 燃 料 棒 四周 流 动 传 热 特 性 和 强 化
收 稿 日期 :0 0—0 21 4—2 2
数 值 模 拟 的 物 理 对 象 为 1 . ×1 . m 矩 0 4mm 0 4m
形 流道 , 内有直径 为 8mm 的燃 料棒 , 流道长 1m, 肋
片 布 置 点 距 离 出 口 3 0 m 流 道 内 肋 片 尺 寸 见 表 0 m. 1 流道 结 构 如 图 1所 示 . 条 肋 片 三 维 结 构 如 图 2 , 长 所 示 , 肋 片 纵 截 面 如 图 3所 示 , 肋 流 道 水 平 投 影 短 带 如 图 4所 示 . 4中 A点 位 于 最 窄 处 流 道 中心 , 点 冈 日 位 于 角 部 流 道 中 心 , 流 道 底 部 中心 为 坐 标 原 点 , 以 轴 向高 度 方 向为 z . 轴 在 G m i2 0 中 建 立 流 道 几 何 模 型 和 划 分 网 a bt . 格 , 研 究 的 堆 芯 矩 形 强 化 流 道 内 流 动 传 热 是 对 流 所

一体化反应堆非能动余热排出系统中的两相自然循环与传热

一体化反应堆非能动余热排出系统中的两相自然循环与传热
摘 要:在整体事故模拟试验 ( S A) VIT 装置上进行 了一体化反应堆非能动余热排 出系统 ( R R 的热工水 力和 自 循环特性 研究 ,将 试验研究 结果与 最佳估算 系统分析程 序 P H S) 然 S R MA T的计算结果进行 了比较 。V S A装置 由一次系统 、二次系统和 P H IT R RS组成 ,模拟 了设计验证程序 S R 。试验结果表明 :在 P H S回路中的流体非常稳定 。当热交换器 MA T RR 淹没在应急冷却 水箱 ( C E T)水中时 ,P HR R S热交换器能很好地 完成其功能 ,排出来 自一 次冷却回路侧蒸汽发生器的热量 。 随着 P H S的运行 , RR 衰变热 和焓热从一回路充分地排出。 S A T程序预测的在 P H S M R R R 中的 自 然循环特性相当好。从计算结果可以看 出, R R 热 PH S 交换器通过冷凝传热可以排出来 自 一次系统的大多数热量 。
次冷却剂在壳侧内部流动 ,二次给水在螺旋管内流动。因此 ,螺旋管运行在较高一次 侧压力负荷之下 , 减少 了螺旋管破裂 的可能性。 在螺旋管出 口是温度高于 4 0 K的过热蒸 汽 ,取消 了正常运行期间所必需的汽水分离器。S R 电厂采用 自控式稳压器 ,设置 MA T 在反应堆压力容器上部 。 稳压器被分为上环形腔 ( A 、中间腔 (C) U C) I 和端部腔 ( C) E 。
等 ,2 0 ) 04。 随 着试 验研 究 的开 展 ,详 细研究 了 VIT 装 SA 置中 P H R RS 的 自然 循环 特性 。该 研究 的主要 目的 是研究循环回路 中 P H S的热交换器和应急冷却 R R 箱 的 自然循 环 特性 和 压 降 。 该研 究要 确认 MAR 程 S 序预测 P HR R S的全部热工水力特性的能力。

什么是反应堆

什么是反应堆

什么是反应堆反应堆是一种用于进行核反应的设备,它是核能利用的重要组成部分。

本文将介绍反应堆的基本概念、工作原理、种类以及应用领域。

一、基本概念反应堆是指能维持和控制核反应的结构,通过核裂变或核聚变产生大量能量。

它通常由燃料、冷却剂、冷却剂循环系统、控制系统、反应堆压力容器、屏蔽材料等组成。

二、工作原理反应堆中的核反应是通过控制核裂变链式反应来实现的。

核燃料经过裂变释放出的中子引发新的裂变反应,形成链式反应。

同时,通过控制系统调整反应速率,维持核链式反应处于稳定状态。

三、种类1. 根据燃料类型:(1)热中子反应堆:使用热中子来维持链式反应,主要燃料为铀-235或钚-239等。

(2)快中子反应堆:使用快中子来维持链式反应,主要燃料为钚-239或铀-233等。

2. 根据冷却剂类型:(1)水冷反应堆:使用水作为冷却剂,主要有压水堆和沸水堆等类型。

(2)气冷反应堆:使用氦气或二氧化碳作为冷却剂,可以提高燃料利用率。

(3)液态金属冷却反应堆:使用钠或铅等液态金属作为冷却剂,具有良好的传热性能和安全性。

3. 根据反应堆用途:(1)核电站反应堆:用于发电,主要以压水堆和沸水堆为主。

(2)核动力反应堆:用于舰船、潜艇等核动力设备,主要以压水堆为主。

(3)核研究反应堆:用于核科学研究和同位素生产等,种类多样化。

四、应用领域反应堆在能源、医学、环境保护等领域具有广泛应用:1. 能源领域:核电站利用反应堆产生电能,是清洁能源的重要组成部分。

2. 医学领域:核反应堆可以用于医学同位素生产,用于放射治疗、医学影像等。

3. 环境保护领域:核技术可以用于处理放射性废物、监测环境污染等。

总结:反应堆是核能利用的基础设施,它能以安全有效的方式利用核能,产生电能、医学同位素等。

不同类型的反应堆在不同的领域有着广泛的应用,为人们的生活和社会发展提供了重要支持。

第4章 核反应堆热工学

第4章 核反应堆热工学

对于均匀裸堆来说,功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中,大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便,但对于大型核反应堆,这种方法有一个 很大的缺点:堆芯中央区会出现很高的功率峰值, 使堆芯内释热率不均匀性很大,限制了反应堆功 率输出。
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设,由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因,目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成: 一部分是堆芯内的结构材料,另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
(1)结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热,基本上都是由于吸收堆内的
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子,它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内,水是慢化剂,因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多,因此,有气泡的地方热中子通 量就要降低,气泡多时,这一影响比较显著。
所以,在反应堆停堆以后,还必须继续对堆 芯进行冷却,以便带走这些热量。一般来说,反 应堆都设有专门的余热排出系统,以便对停堆后 的堆芯进行冷却。反应堆停堆后释出功率的大小 对事故工况下反应堆的安全影响极大。
(1)反应堆停堆后的功率主要组成
①剩余裂变功率
在反应堆刚停堆时,堆内的缓发中子在短时 间内还会引起裂变。裂变时瞬间放出的功率大小 与堆芯内的中子密度成正比。
各参变量的含义 :
②实际上,引起堆内裂变反应的中子并不是单能的,通 常都有一定的能量分布,而且裂变截面和中子通量都是中子 能量的函数。在这种情况下,堆内某点r处燃料的体积释热率, 可写成下列积分的形式:

严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析

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原 子 能 科 学 技 术 ! ! 第!"卷
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原子反应堆导热剂

原子反应堆导热剂

原子反应堆导热剂原子反应堆导热剂是一种特殊的介质,可以帮助原子反应堆在安全条件下运行。

它作为原子反应堆的核心组成部分,为了有效地传递热能,使温度保持正常,以确保原子反应堆的安全操作。

原子反应堆导热剂的运用一般是指它的定子内的一系列物质的组合,可以有效的吸收热量。

常用的原子反应堆导热剂有蒸汽、液体和固体。

蒸汽是由水以抽出法(如蒸汽炉)或以汽化法(如汽轮机)产生,用于原子反应堆的蒸汽来自汽轮机组。

液体导热剂包括水、油和碱等,固体导热剂有金属,如铜、铁、铝、锌等,及陶瓷等。

原子反应堆导热剂的选择不仅受其导热性能的影响,还受原子反应堆的反应过程和结构体系制约。

它不仅是原子反应堆系统中能量传递的主要介质,而且还是核安全装置的重要环节。

因此,它具有极高的安全性、可靠性、耐腐蚀性等特点,是原子反应堆安全运行的保障。

原子反应堆导热剂由两部分组成:一部分是用于热能传递的能量传递介质,如汽温器、热交换器等;另一部分是用于调节热能传递的调节介质,如水蒸气、油等。

原子反应堆导热剂的选用主要取决于其传热性能,这些性能又受原子反应堆的运行工况、安全要求、反应产物的特性等的影响。

原子反应堆导热剂在热能传递中起着重要作用,可以有效地将反应堆内部的热量传递给定子外部,维持原子反应堆系统的安全操作。

若导热剂存在污染和热能损失,它就不能有效传热,不仅会影响原子反应堆系统的安全运行,而且会缩短原子反应堆的使用寿命。

因此,选择合适的原子反应堆导热剂是非常重要的,它既要满足原子反应堆工况的需求,又要满足对导热剂的安全性要求,这对于原子反应堆的安全操作至关重要。

在原子反应堆导热剂的使用过程中,除了要求高性能外,还要确保技术水平,确保原子反应堆安全正常运行。

原子反应堆导热剂可以被认为是原子反应堆安全运行的重要组成部分,因此在使用时应当非常谨慎。

根据操作条件和安全要求,合理选择原子反应堆导热剂,不仅可以确保原子反应堆的安全运行,而且可以有效减少供应系统的维护工作,从而节省投资成本。

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由此可见,堆内传热是一个较复杂的传热 问题。
反应堆传热
热传递的基本规律 ---三大传热方式
热传导 依靠微观粒子的热运动而产生的热量传递 对流传热 热传导 对流传热
流体各部分之间发生相对位移,冷热流体相互掺混所引 起的热量传递方式。
辐射传热
物体通过电磁波来传递热量的方式。
热传递的三种形式


反应堆热工

《反应堆热工》所要研究的基本课题之 一,就是如何把核反应过程所不断放出 的热量及时地载运出去,使反应堆得到 有效的冷却,以保证反应堆内的各部分 的温发不超过核燃料、结构材料等所能 够承受的安全限制温度。同时使反应堆 输出的热功率有效地加以利用。
燃料元件
上图是压水堆中燃料元件活性部分结构示意图.燃料 元件中的核燃料一般做成一定形状的芯块(铰片),密 封在金属包壳内,芯块与包壳问在冷态时一般都留有 一个很小的间隙(或称气隙),内中充以惰性气体
1.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数:
qV t 2 t 2 t 2 t qV 2 2 2 a t 2 c x y z c c
c
定义:热扩散率 a
表征物体被加热或冷却时,物体内各部分温度趋向均匀一致的能力
dT Q kF dx
积分两次,得:
t c1 x c 2
t t c1 w1 w 2 c 2 t w1
代入边界条件解出C1和C2:
将C1和C2代入导热微分方程,得到:
t w1 t w 2 单层平壁的温度分布:t t w1 x
上式对x求导,得到:
6.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数,一维稳态温度场,有内热源:
d 2 t qV 0 2 dx
7.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数,一维稳态温度场,无内热源:
d 2t 0 2 dx
直角座标中的导热微分方程式小结
一般方程式
T T T T qv (k ) (k ) (k ) cp x x y y z z t 2T 2T 2T T k ( 2 2 2 ) qv c p x y z t k a cp 1 T T qv / k a t
导热传热:是指不同温度的物体或物体不同温度的各部分之间,分 子动能的相互传递,即动能较大(温度较高)的分子把能量传给邻 近的动能较小(温度较低)的分子,此外,还依靠自由电子运动而 传递能量。例如燃料芯块内、包壳内、蒸汽发生器的传热管壁内的 传热都是典型的导热传热。 对流传热:随着流体不同部分的相对位移,把热量从一处带到另一 处的现象,称为热对流,所以热对流与流体的流动有关。
堆内的基本传热问题

核反应堆内,燃料芯块是发热体。由核裂变 反应芯块内发出热量,通过芯块、间隙、包 壳的热传导,才能传到包壳外表面.最后由 包壳外表面通过对流传热把热量传给冷却剂。 因此,燃料元件的传热过程包括:
1. 2. 3.
4.
芯块热传导. 气隙传热。 包壳热传导。 包壳与冷却剂之间的对流传热。
典型的一维稳态导热问题3-圆筒壁

长L(单位m)。如材 料的导热系数为定值, 内、外壁温Tw1和Tw2 沿轴向均匀且不随时 间变化。轴向和圆周 方向无导热发生。壁 内温度仅沿半径方向 而变,即T=f(r),属 于一维稳态导热。
dT dT Q kF k 2rL dr dr
常物性时导热微分方程组如下:
d y d y dy
d z d z dz
q y x
dxdydzd
t dxdydzd y y
qz t dxdydzd dxdydzd z z z
三式相加,得出: a.导入与导出微元体的总净热量:
t w1 t w 2 dt dx
t w1 t w 2 dt 单层平壁的热流密度: q dx
典型的一维稳态导热问题2-多层平壁

多层平壁是指几层不同材 料组成的平壁。今以三层 平壁为例,如各层厚度分 别为,相应的导热系数为。 假设各层接触良好,并认 为接合面上各处温度相等。 第一层与第二层的接合面 的温度为Tw2,第二层与第 三层的接合面的温度为Tw3, 第一层外表面的温度为Tw1, 第三层外表面的温度为Tw4。 传热面积为F,导过的热 量为Q。
积分一次,得:
d dt dr r dr 0 t r r1 t w1 t r r2 t w 2 dt
r dr c1
再积分一次,得:
t c 1 ln r c 2
代入边界条件解出C1和C2:
t w1 t w 2 c 1 r ln 1 r2 t t w2 c 2 t w1 w1 ln r1 r1 ln r2
2.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数,无内热源:
t a 2t
3.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数,稳态温度场:
qV t 0
2
4.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数,稳态温度场,无内热源:
2t 0
5.物性参数λ 、 ρ 、c均为常数,二维稳态温度场,无内热源:
2t 2t 2 0 2 x y
导入微元体的净热量: 导出微元体的净热量: d xdx qxdx dydzd d x q x dydzd
d y qy dxdzd
d z qz dxdyd
d ydy qydy dxdzd
d z dz qz dz dxdyd
q x dx q x
将c1和c2代入导热微分方程,得到:
单层圆筒壁的温度分布:
t t w1 t w1
r r1 tw2 r ln 2 r1 ln
通常更多情况下用直径代替半径:
t t w1 t w1
d d1 tw2 d ln 2 d1 ln
t w1 t w 2 1 dt 将第一次积分的结果: r r dr ln 1 r2
圆柱座标中的导热微分方程式

对于圆筒形导 热体,可采用 右图所示的圆 柱坐标系。这 类导热体中所 发生的导热不 外乎是径向、 轴向和圆周方 向的三维导热。 图中所取微元 体的体积为。 rddrdz
圆柱坐标系形式的导热(热导率为常数)

圆柱坐标系形 式表示的具有 内热源的三维 导热微分方程 式:
代入傅立叶定律:

dt 2 rl dr
得到: 2 l
t w1 t w 2 r ln 2 r1

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。
热传递的基本规律
热运动
传递面积 热流密度 《q》


q 是单位时间通过单位面的热量.
热流量Q
Q 正比于传递面积
热流
温度梯度

导热微分方程: 圆柱坐标系的一般方 程式
对于燃料芯(有内热源、 圆柱坐标系)稳态、忽略 周向和轴向导热的情况: 对于包壳(无内热源、包 壳的热导率为常数 ):

2T 2T 2T Q x 2 y 2 z 2 k 1 T 1 T T T (kr ) 2 (k ) (k ) qv cP r r r r z z t 1 T a 1 T kU (T )r qv 0 r r r T (r ) 0 r r
= 温差 (ΔT) 厚度 (ℓ)

热流量

热流量 (Q)
Q=热流密度(q)×传递面积(A)
热流密度:
温度梯度
单位时间内通过单位面 积的热量
热量传递的方向指 向温度降低的方向
导热基本定律
•基本规律: q=-kT
q:单位时间内通过单位等温面积沿温度降 低的方向所传递的热量(W/m2) k:材料的热导率(W/(m• ℃) T:温度梯度。( ℃/m)
1 T 2T 1 T 1 2T 2T qV ( 2 2 2 ) 2 a r r r r z k
不存在内热源,并 仅为一维稳态径 向导热
d 2 T 1 dT 0 2 r dr dr
通用热传导方程

不同坐标下 2t 的表达形式:
燃料元件和包壳的导热
c.内能增加量:
将a,b,c代入能量守恒定律,得出
t t t t c qV x x y y z z
——导热微分方程式
在几种特殊条件下对导热微分方程式的简化:

实际上,常会遇到导热和热对流两种基本方式同时出现,而形成一种较复杂的 热传递过程,称为对流换热或对流放热。如流体在管道内流动,当流体和管道 内壁温度不同时,它们之间必然会发生热量传递,紧贴管壁处总有一薄层流体 作层流流动,其中垂直于壁面的方向上仅有分子能量的传递,即只存在导热, 而层流薄层以外的区域,热量的传递主要依靠对流。
一维稳态下平壁中的导热公式
Q kAS
T

,W
直角座标中的导热微分方程式

设有一各向同性 的三维导热系统, 内部存有热源或 冷源。它的导热 系数k、比热C 和密度ρ各为定 值。所取微元体 如图2.1-2所示。
根据能量守恒定律: 导入和导出微元体的净热量+微元体中内热源的发热量 =微元体热能(内能)的增加 在一定时间dτ内:
t t t dx dydzd x x y y z z
b.内热源的发热量:
q V d x d y d zd
t c dx dydzd
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