第五章 反应堆稳态热工设计原理
核电站仪表与控制：第5章 核电厂反应堆控制系统
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.1.2 压水堆的自稳特性 • 自调性：是指负荷变化时，反应堆自身能
迅速达到热平Leabharlann 。• 例如：汽轮机负荷功率↑→汽机转速↓→汽机调节 阀开度↑→蒸汽流量↑→蒸汽压力Ps和蒸汽温度Ts 均都↓→Tavg↓→反应性↑→中子通量n↑
→燃料温度Ts ↑→Tavg ↑→反应性↓ →反应堆功率与负荷要求一致。从而反应堆功率
5.5 反应性控制
b)慢化剂中可溶性毒物控制 • 慢化剂中可溶性毒物控制也称化学与容积控制。其方法
是在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂10B。 通过调节溶液中硼酸浓度或溶液总体积来补偿反应性。 硼酸浓度控制有自动补偿、稀释、快速稀释和加浓等方 式。控制方式根据如下原则选择： ——伴随着反应堆的启动运行，由于从冷态到热态运行 中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢的反应 性下降，采用稀释的方法调节； ——停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加，需 要加浓调节。
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.1.1 压水堆的温度系数
2)燃料温度系数 燃料反应性温度效应主要是由U238
的共振吸收随温度变化引起的。燃料温 度的上升导致燃料有效吸收截面增大， 中子吸收增大，所以， U238的燃料温度 系数总是负的。并且响应时间仅零点几 秒。
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.5 反应性控制
• 反应性控制方法 • 对动力堆，通常新堆芯的剩余反应性很大。如果只
用控制棒组件来补偿剩余反应性，就需要很多控制 棒，这在工程上很难实现，也不经济。所以，常用 控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷却剂中加入硼 酸等联合的控制方法。 a)控制棒 • 控制棒是由中子吸收材料(80％Ag，15%In，5％Cd) 制成的棒状控制元件。用于控制反应堆快速的反应 性变化。
反应堆物理4-5章
第四章 反应性系数核反应堆在运行过程中，它的一些物理参数以及反应性都在不断地发生变化。
前面一章讨论了核反应堆在运行期间核燃料的燃耗和裂变产物的积累，及由其所引起的反应性变化。
另一方面，在运行过程中堆芯的温度也在不断变化，例如，压水堆由冷态到热态，堆芯温度要变化200～300开，当反应堆功率改变时，堆芯的温度也要发生变化。
由于堆芯温度及其分布的变化将导致有效增殖系数的变化，从而引起反应性的变化。
这种物理现象称为反应堆的“温度效应”。
其于上述原因，核反应堆在运行初期必需具有足够的剩余反应性。
反应堆启动后，必需随时克服由于温度效应、中毒和燃耗所引起的反应性变化；另一方面，为使反应堆启动、停闭、中毒和燃耗所引起的反应性变化；另一方面，为使反应堆启动、停闭、提升或降低功率，都必需采用外部控制的方法来控制反应性。
由于不同的物理过程所引起的反应性变化的大小和速率不同，所采用的反应性控制的方式和要求也就不同。
表6-1给出压水堆内几个主要过程引起的反应性变化值和所要求的反应性控制变化率。
反应堆系统存在着随堆芯其他某一特性的变化而自动变化的固有特性。
固有特性通常就是用反应性系数来描写的。
反应性系数定义为，反应堆的反应性随某给定参数的变化率。
对反应堆具有重要意义的一些反应性系数有，燃料温度(多普勒)系数、慢化剂温度系数、空泡系数及压力系数等。
但对反应堆安全运行具有实际意义的是反应性功率系数。
对此将逐一予以讨论。
表4-1 压水堆的反应性控制要求1)指反应堆从零功率运行温度)(1T 到满功率运行温度)(2T 之间所产生的反应性变化值。
2）指反应堆从零功率到满功率之间的反应性变化第一节 反应性温度系数堆芯内温度变化时，中子能谱、微观截面等都将相应地发生变化。
所以，与反应性有关的许多参数，如热中子利用系数、逃脱共振几率等，都是温度的函数。
因而，当反应堆中各种材料的温度发生变化时，会引起反应性的变化。
温度变化一度(开)时所引起的反应性变化称为反应性温度系数，或简称温度系数，以r a 表示。
技术类《反应堆热工水力》第4章(反应堆稳态热工设计原理)
主
第1部分 反应堆热工设计准则
第2部分 堆芯冷却剂流量分配
第3部分 热管因子与热点因子
第4部分 临界热流密度与最小烧毁比
第5部分 单通道模型的堆芯稳态分析
第6部分 子通道模型的堆芯稳态分析
2
第1部分
反应堆热工设计准则
3
反应堆热工设计准则
什么是反应堆热工设计准则？
上腔室出口的压力分布，即各冷却剂通道的出口压力p1,ex，p2,ex，……，
pn,ex.对于PWR，目前设计中一般假设上腔室进口面是一等压面（均为
pex），即:
p1,ex p2,ex p3,ex pn ,ex
18
并联闭式通道的流量分配
所采用的基本方程：
（1）质量守恒方程
假设堆芯是由n个并联的闭式冷却通道组成的（如图），冷却剂的总
（4）提高了燃料元件表面的临界热流密度
有利于提高堆的安全性和经济性！！
26
闭式通道间的流量分配
横向流动交混的机理：
（1）质量交换
✓ 通过流体粒子的扩散、机械装置引起的湍流扩散、压力梯度引起
的强迫对流、温差引起的自然对流及相变等过程实现，质量交换必
然伴随着动量和能量交换。
（2）动量交换
✓通过径向压力梯度、流动时相邻冷却剂通道流体间的湍流效应来
所采用的基本方程：
（3）能量守恒方程
第i 个闭式冷却剂通道稳态工况下的能量守恒方程可以表示为：
Wi hi ( z )
ql ( z )
z
对于稳态闭式通道，Wi沿整个z轴为常数，则上式积分形式写为：
L
Wi (hi ,ex hi ,in ) ql ,i ( z )dz
反应堆热工资料
第一章核能发电原理及反应堆概述第1节核电厂工作基本原理1.核反应堆2. 热交换器3. 蒸气涡轮机4. 发电机5. 冷凝器第2节反应堆的分类（1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源（2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。
热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV <En< 1keV；快中子堆：En> 1keV。
（3）按核燃料状态分。
固体燃料堆；液体燃料堆（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O ）；（4）按慢化剂和冷却剂种类分. 轻水堆（H2O）石墨气冷堆；钠冷快中子堆。
动力核反应堆组成及功能（1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。
包括：核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。
（2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。
包括：控制棒及其驱动系统等。
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。
包括压力容器、主泵等。
（4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。
（5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。
如汽轮机。
（6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。
包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。
（7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。
）第3节压水堆系统压力：15～16 Mpa冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃冷却剂流量：62000 t/h燃料装量：90 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1780 ℃UO2燃料富集度：2.0～4.0%转化比：0.5第4节沸水堆系统压力：7 Mpa冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃冷却剂流量：47000 t/h燃料装量：140 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1830 ℃UO2燃料富集度：2.0～3.0%转化比：0.5沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大；压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当；采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造；采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性；放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修不便。
（完整版）反应堆工整理讲解
（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
技术类《反应堆热工水力》第5章(反应堆瞬态热工分析)
2.一回路压力边界：即一回路的设备、管道
和辅助管道的外壳，将一回路的冷却剂包容
在规定的流动场所内
3.安全壳：包容一回路破裂释放出的
放射性物质
24
瞬态分析的任务
反应堆瞬态分析的核心任务
预计各种运行瞬变故障和事故工况下，反应堆以及热力系统内运行工况和热
力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道
屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系
统动作的安全定值。
反应堆整个输热系统各个设备都是相互关联的，任何一个环节发生变化都
会引起整个系统参数相应地变化。
在进行瞬态分析时，要通过各种方程对系统中的热工水力现象、以及各环
节之间的联系进行数学描述，最终要获得系统各部分内的工况和参数的变化
13
系统瞬态分析的数学模型
漂移流模型的特点
➢在热力学平衡的假设条件下，建立在两相平均速度场基础上的模型。
➢该模型提出漂移速度概念：两相以某混合速度流动时，蒸汽相对于混合速
度有一个向前（在向上流）或向后（在向下流）的漂移速度，液体则有一个
反向的漂移速度。
➢在空泡份额问题上，必须同时考虑气液两相之间的滑移以及流速在流通截
675℃)。
(4)包壳材料的最大允许应变要低于预计燃料包壳发生破损时的应变值。经验表明包
壳的应变不能超过1%。
(5)包壳内部的气体压力要始终低于一回路的名义压力，以防止增大和出现DNB(偏离
核态沸腾)对包壳发生鼓胀。
(6)燃料包壳应力应低于它的屈服压力。
37
电厂运行极限参数
对稀有事故或极限事故规定的极限参数
t
kc
r
t
kc
核反应堆热工基础-第五章
第1节 单相流的压降
设在通道截面z1处冷却剂的压力为p1 ，平均流速 为v1 ，密度为ρ 1 ；在通道截面z2处冷却剂的压力为p2 ， 平均流速为v2 ，密度为ρ 2 。通道的横截面积为A，则 在微分流体段dz上的作用力有：下端面压力p，上端 面的压力为p+dp，重力pg＝mg和由流动阻力引起的, 相当于作用在面积A上的摩擦压降d pF 。若流经dz所 需的时间为dt，则该微分流体段的运动方程为：
z1
z2
由于位能不同而引起的静压变化，称为提升压降。流体 位能增加，则提升压降是正值；流体位能减少，则提升 压降为负值。
设
pA VdV ，它表示由于流通截面发生变化
v1
v2
或流体密度发生变化时引起流速变化，从而使静压也随 之变化。流速增大，静压减小。这种由于流体动能增加 而引起的静压降称为加速压降。
（1）截面突然扩大 通道截面突然扩大的流动情况，如果略去截面1和2之 间的高度变化及沿程摩擦阻力，则
p1 p2 pAS pSE
式中： ΔpAS——通道截面变化所引起 的加速压降； ΔpSE——截面突然扩大的形阻 压降。
通道截面变化，使流体速度发生变化，但流体密度ρ 不变，因此；
p AS
pE g ( z2 z1 )
如果流体是气体，由于在反应堆内压力不太高，温 度也不太低，可把气体冷却剂看成为理想气体，服从理 想气体状态方程式，以此求得气体平均密度。
《核反应堆热工分析》复习资料大全
《核反应堆热工分析》复习资料大全1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的差不多特点:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。
第二是工作压力能够降低。
为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。
5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高〔要紧由于D吸取中子截面远低于H〕●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线〔8000～10000兆瓦日／T〔铀〕为压水堆1/3〕●为减少一回路泄漏〔因补D2O昂贵〕对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率〔750～850℃，热效率40％〕●高转换比，高热耗值〔由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸取中子截面小。
转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T〔铀〕〕●安全性高〔反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大〕●环境污染小〔采纳氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少〕●有综合利用的宽敞前景〔假如进一步提高氦气温度～900℃时可直截了当推动气轮机；～1000℃时可直截了当推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直截了当用于炼铁、化工及煤的气化〕●高温氦气技术可为今后进展气冷堆和聚变堆制造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu 〔消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu 〕●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀〔达～33％〕●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是爽朗金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性〔简答〕1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择•中子吸取截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料的加工性能 •材料的机械性能 •材料的抗辐照性能只有专门少的材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。
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。
“核反应堆热工分析”课程教学大纲
“核反应堆热工分析”课程教学大纲“核反应堆热工分析”课程教学大纲英文名称：Nuclear Reactors Thermal-Hydraulics课程编号：NUCL0008学时：68（含课内实验4学时）学分：4适用对象：核工程与核技术四年级先修课程：传热学，流体力学，工程热力学使用教材及参考书：教材：1、于平安等，核反应堆热工分析，上海交通大学出版社，2002.2，ISBN7-313-02868-7参考书：1、连培生，原子能工业，原子能出版社，2002.5，ISBN7-5022-2453-X2、[美]汤良孙，J.韦斯曼，压水反应堆热工分析，原子能出版社，1983.3一、课程性质、目的和任务性质：《核反应堆热工分析》是核工程与核技术专业本科生和核能科学与工程学科硕士生和博士生的专业基础课。
目的：通过本课程的学习，学生应能获得有关核反应堆热工分析的基础知识，并为以后进行科学研究和工程实践打下一定的理论基础。
任务：重点讲述核反应堆热工水力分析的基本理论和一些分析、计算方法。
在内容的选择和安排上，力求体系完整、由浅入深、循序渐进。
二、教学基本要求1.了解各种核反应堆的发展的基本概况及其结构；2.掌握各种核反应堆的所有材料的基本热物理性质；3.掌握核反应堆热工分析中用到的堆芯释热、传热、流体力学等方面的基本知识和计算原理；4.掌握核反应堆稳态热工设计原理，清楚单通道模型和子通道模型热工设计的大致步骤和计算方法；5.了解核反应堆瞬态热工水力分析中的基本模型和方程，了解核反应堆瞬态热工水力分析的基本方法和典型的核反应堆系统的事故及其分析。
三、教学内容及要求第一章：绪论1.核反应堆发展概况2.核反应堆堆型简介3.核反应堆热工分析的任务第二章：堆的热源及其分布1.核裂变产生的能量及其分布2.堆芯功率的分布及其影响因素3.控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布4.停堆后的功率第三章：堆的传热过程1．导热2．单相对流换热3．流动沸腾传热4．燃料元件的型式、结构及设计要求5．燃料元件材料的热物性6．燃料元件的温度分布7．包壳与芯块间的间隙传热及其随燃耗的变化8．燃料元件温度场的数值解法9．固体慢化剂和结构部件的冷却第四章：堆内流体的流动过程及水力分析1．单相流体的流动压降2．两相流体的流动压降3．自然循环4．冷却剂的喷放5．流动不稳定性第五章：堆芯稳态热工分析1．热工设计准则2．堆芯冷却剂流量分配3．热管因子和热点因子4．典型的临界热流密度关系式5．单通道模型的堆芯稳态热工分析6．子通道模型的堆芯稳态热工分析第六章：堆芯瞬态热工分析1．燃料元件瞬态过程温度场分析2．守恒方程3．反应堆的安全问题4．负荷丧失瞬态5．失流事故6．压水堆冷却剂丧失事故四、实践环节1．通道内单相水流动换热系数测定，2学时2.通道内单相水摩擦系数测定，2学时五、学时分配章内容参考学时1绪论4 2堆的热源及其分布8 3堆的传热过程12 4堆内流体的流动过程及水力分析165堆芯稳态热工分析12 6堆芯瞬态热工分析12实践环节4大纲制定者：秋穗正（执笔）大纲校对者：苏光辉大纲审定者：×××大纲批准者：×××。
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
第五章(堆芯稳态热工分析)
tcs ( x, y, z ) t f ,in
( ql ( x, y, z ) FE dz ) H
0
z
W ( x, y, z ) c p
ql ( x, y, z ) FqE
dcs h( x, y, z )
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。
堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀的焓升工程热管分因子
F
E H ,3
Qn,max / Wh,min,3 Qn,max / W
W W h,min,3
考虑热管内冷却剂流量再分配时的焓升工程热管分因子
E H ,4
F
hh,max,4 hn,max,3
商定有关热工参数553单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法确定燃料元件参数根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算堆稳态热工设计的技术经济评价堆热工设计中的热工水力实验计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算cics计算燃料元件的温度燃料元件包壳外表面的温度燃料元件包壳内表面温度燃料芯块表面温度燃料芯块中心温度的计算堆热工设计中的热工水力实验测定核燃料和包壳的热物性以及燃料与包壳之间的气隙等效传热系数
可近似写成
t0,max t f ,in t f 2 [ f (0) c (0) g (0) u (0)]
类似地，燃料元件表面最高温度 t 也可近似用下式计算： cs ,max
tcs ,max t f ,in t f 2 f (0)
FqN 来 堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子
5.5-5.6---单通道模型反应堆热工设计-1
8
Reactor Thermal Hydraulics
单通道模型热工设计的第二步
求堆芯燃料元件总根数N，则有
F N
dcs L
dcs ,L 分别为燃料元件棒外径和堆芯高度
确定堆芯尺寸,若元件按正方形排列，则堆芯等效直径与燃料 元件数N之间有如下关系
N n
T2
4
De2f
4
De2f
n T2
dcs L
结构参数：燃料元件尺寸、排列方式和栅距等 物性参数：密度、热导率、比热和粘度等 核参数：径向功率分布、轴向功率分布、局部
峰因子等 其他参数：旁流系数、局部形阻系数等
6
Reactor Thermal Hydraulics
单通道模型热工设计的第一步
第一步：估算反应堆输出的热功率Nt。
Nt
Ne
，栅距12.6mm，棒长4.0m，活性区高度3.66m
计算
试求从入口到出口压降
19:52:59
32 稳定单相流
Reactor Thermal Hydraulics
例1 PWR堆芯压降计算
定性温度
286 324 305o C 2
19:52:59
33
稳定单相流
Reactor Thermal Hydraulics
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2）计算平均管冷却剂的焓场
H f ,m
(z)dz
0
AL一根燃料元件单位长度上的外表面积，米2/米。
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例1 PWR堆芯压降计算
反应堆稳态热工设计原理
3.在稳态额定工况不发生流动不稳定性
对于压水堆，只要堆芯最热通道出口附近冷却剂的含汽量小 于某一数值，既不会发生流动不稳定性。
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高温气冷堆的热工设计准 则
反应堆稳态热工设计原理
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5.1 引 言
反应堆热工设计的目标 设计一个既安全可靠又经济的输热系统
热工设计涉及面广： 堆物理设计 元件设计（燃料元件）
结构设计 控制系统设计 一回路系统设计 二回路系统设计
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5.1 引 言
反应堆热工设计所要解决的具体问题
就是在堆型和为进行热工设计所必需的条件
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W－3公式的修正
轴向热流的不均匀分布用一个热流分布不均匀因 子Fs来修正。
如果实际的棒束通道中还存在非加热的壁面（即 冷壁），则还要用一个冷壁因子Fc加以修正；
堆内燃料组件上有各种形式的定位件及混流片。 这个因素的影响可用定位修正因子Fg修正。
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燃料元件表面最高温度小于限值 燃料元件中心最高温度小于限值 燃料元件和结构材料的热应力小于限值
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5.3 热管因子及热点因子
热管、热点与平均管 当不考虑在堆芯进口处冷却剂流量分配的不均匀，
以及不考虑燃料元件的尺寸、性能等在加工、安装、运 行中的工程因素造成的偏差，单纯从核方面考虑，堆芯 内存在着某一积分功率输出最大的燃料元件冷却剂通道， 即热管。
质量流量的影响
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第五章 反应堆稳态热工设计原理
主要内容 5.1 引言 5.2 反应堆热工设计准则 5.3 热管因子和热点因子 5.4 临界热流密度和最小DNBR 5.5 单通道模型反应堆热工设计的一般步骤 5.6 子通道模型概述
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第五章 反应堆稳态热工设计原理
5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义 随着堆设计、建造、运行验验积累、计算模型发展、实验技术提高 、测量仪表改进实际计算得到较精确的热管、热点位置和参数； 目前：子通道分析模型，对大量冷却剂通道进行计算由核计算提 供堆芯三维功率分布； 计算得到真正的热管位置及热工参数，to(z), tcs(z)，它们不一定 位于热管内； 保证安全+提高技术经济性核动力经济性；但工作量大，初步 计算仍用单通道模型； 为了与工程因子区分，把由核方面单独确定的热流密度核热点因子 和焓升核热管因子改写为： FqN=堆芯名义堆芯最大热流密度/堆芯平均热流密度=qn,max/qa; FΔHN=堆芯名义最大焓升/堆芯平均管焓升＝hn,max/ha； 所考虑到的参数与工程因素无关
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5.2 反应堆热工设计准则
反应堆冷却系统包括两方面：安全+可靠； 安全可靠的划分： 影响运行人员和周围居民生命、健康安全范畴； 不影响……较小的事故可靠范畴， 如存在少量放射性物质 进入到冷却系统中，但在净化能力范围内。 堆内个别/少量元件包壳缺陷(微小裂隙)少量放射性泄入冷却 剂中在净化能力内可靠
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5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义 工程上误差热流、流量、焓升、tcs等偏离名义值定量分析焓 升工程热管因子、热流量工程热点因子； 热流量工程热点因子FqE=堆芯热点最大qw/名义最大 焓升工程热管因子FΔHE=堆芯热管最大焓升/名义最大焓升 =hh,max/hn,max; 定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名义值的程度； 综合考虑核和工程的影响： 热流量热点因子： Fq=FqNFqE=qn,max/qw,a qh,max/qn,max=qh,max/qw,a 焓升热管因子FΔH: FH= FH N FHE=hn,max/ha hh,max/hn,max=hh,max/h,a
第五章 反应堆稳态热工设计原理
5.1 引言
反应堆热工设计任务： 设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统； 输热系统：中间枢纽核能其它形式的能量反应堆热工设计在 整个反应堆设计中极重要 反应堆热工设计涉及面很广： 堆物理、结构学、材料学、控制、－二回路设计 反应堆热工设计要解决的具体问题: 在堆型和进行热工设计所必需的条件已定的前提下，通过一系列的 热工水力计算和一、二回路热工热参数最优选择，确定在额定功率 下为满足反应堆安全要求所必需的堆芯燃料元件的总传热面积、燃 料元件的几何尺寸以及冷却剂的流速/流量、温度、压力等，使堆 芯在热工方面有较高的技术经济指标
q
q
R
Z
其中
FqN也可表示为 FLN：局部峰核热点因子
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5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义
圆柱形堆芯 + 燃料均匀装载 热流量与中子通道成正比
Fq
N
堆芯最大热中子通量 0 堆芯平均热中子通量
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5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义
不考虑堆芯中控制棒、水隙、空泡和堆芯周围反射层的影响，堆芯功率 分布不均匀程度用热流量（热流密度）核热点因子FqN表示（早期，人为 把热点位于热管内，也称热流量核热管因子）。 q 即： F N max F N F N
堆芯平均热中子可表示为
1
R 2 LR
0
R
LR 2 LR 2
(r , z )(2r )drdz
带入得到 积分得到
r z cos (2r ))drdz Re LRe LR 2.405 R 2RRe J1 ( ) 2 LRe sin( ) Re 2 LRe 20 R LR 2.405 1
Fq
N
2.405 3.64 2 J1 (2.405) 2
上面的假设和计算方法对其他形状的堆芯也同样适用
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5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义
不同堆芯的FqN
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5.1 引言
反应堆热工设计前初步确定的前提 （与各有关专业共同讨论初步确定）：5点； 1) 用途+特殊要求（尺寸、重量等限制）堆型+燃料+慢化剂 +冷却剂+结构材料； 2) 热功率和功率分布的不均匀系数、H/U比；（CPR: 1080MW / 36% =3000 MW=Nt；水铀比H/U原子比~3.9H2O/UO2体 积比~1.9） 3) 燃料元件形状、布置方式、栅距及变化范围； 4) 二回路热工参数(PWB(大亚湾I期): ps=15.5MPa(Tsat=344.7C), Tin=296.4C, Tout=327.6, Taverage=310C.)；CPR: ps=15.5 MPa, Tin=292.4 C, Tout=329.8 C; 5) 冷却剂流过堆芯流程及入口流量分配情况
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5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义 热管和热点的定义及应用是随反应堆的设计、制造、运行经验 积累和计算模型及计算工具的发展而发展； 早期设计的反应堆，燃料富集度相同，通道入口流量、温度相 同堆芯中积分功率输出最大的燃料元件冷却剂通道必然就是 热管； 为了保证安全，物理和热工设计中保守地将热点也位于热管内 ，即热管包含了热点，同时认为FRN沿轴向不变，以及轴向归一 化功率分布(Z)与堆芯冷却剂轴向功率分布相同，与径向无关； 根据前面的定义：热管和热点肯定是堆内最热的；不同再对 其它通道和元件计算计算就可以保证安全； 为了定量地表征热管和热点的工作条件：热管因子和热点因子
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5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义 不考虑其它因素的影响（堆芯进口冷却剂流量分配不均匀，燃 料元件的尺寸、性能等在加工、安装、运行中的工程因素造成 的偏差），单纯从核的原因来看，堆芯内就存在着某一积分功 率(对线功率积分)输出最大的燃料元件冷却剂通道热管/热通 道； 堆芯内还存在着某一燃料元件表面qw最大的点，这种点通常就 称为热点热点； 热管和热点对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。 反应堆早期单从核方面考虑的定义
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第五章 反应堆稳态热工设计原理
5.2 反应堆热工设计准则
目前压水堆稳态工况设计准则: 1) 燃料元件外表面不充许发生沸腾临界；DNBR(Departure from Nucleate Boiling Ratio)定义=计算CHF/实际qw； MDNBR/最小临界沸腾热流密度比: 堆芯内DNBR的最小值，不 应低于某一规定值； 2) 燃料元件芯块内最高温度(中心温度)To,max < 相应燃耗下熔化 温度；To,max=2200~2450C无辐照：2800，通常的燃耗深入下 小于2650）; 3) 稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率下不发生流动不稳 定； 压水堆最热通道出口附近x低于一定值保证稳定； 4) 正常运行燃料元件和堆内结构具有充分冷却能力； 事故工况有足够的冷却能力以排出堆内余热
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核反应堆热工水力学 deqichen321@ຫໍສະໝຸດ 第五章 反应堆稳态热工设计原理
5.1 引言
从热工方面考虑： 对燃料元件的要求： H2O/U=const相同堆芯体积布置更多元件传热面积 堆芯功率密度 qv，或在qv=const时ql tcs + MDNBR 。 栅距P：流速选择问题； 热工P vf hcool H2O/U + 定位性能 + 振动、锓蚀； 元件尺寸： 热工d A qv + 元件最高温度； 物理A 对中子的吸收； 结构 d 加工困难，成本增加，稳定、变形、振动； 选择尺寸 尽量使芯块中心温度裕量和MDNBR匹配。 最后，热工和物理设计方面有关参数需要调试达到即能实现又经济 的方案 热工设计本身：以热工水力实验为依据，验证和数据、公式以及模型 的正确性，据此修正结果； 充分利用新材料、新工艺、新技术堆芯设计先进
5.3 热管因子和热点因子
5.3.1热管因子和热点因子的定义
于是有：
Fq
N
0 LR 2.405R 2 R J ( 2.405R ) 2 L sin( LR ) e 1 Re 2 LRe Re
对于裸堆，R/Re和LR/LRe均取为1。对于大型动力堆，作为粗略的近似可 取R≈Re， LR ≈ LRe ，则上式可以改写成：
R 2 LR