第三章 堆的传热过程
第三章 堆的传热过程
1/ 5
m
当 2 × 1013 < Grx* ≤ 1016 （紊流时），
N x ,m = 0.17 Nu 0 17 ( G Gr ⋅ Pr )
* x 1/ 4 m
式中 Grx* 为修正的格拉晓夫数，其表达式为：
Grx* = Grx ⋅ Nu x = g ⋅ β ⋅ q ⋅ x 4 /(kν 2 )
Pr = 0.7
L / d ≥ 60
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.1 强迫对流换热
¾ 水纵向流过平行棒束时的换热系数
采用棒束燃料组件的水冷堆中遇到的情况，即为此问题 Weisman推荐的关系式：
Nu = C Re0.8 Pr1/ 3
常数C取决于栅格排列形式： 对于正方形栅格： P 1.1 ≤ ≤ 1.3 d 对于三角形栅格：
随着q的增加，在 随着q的增加 在 加热面上产生气泡， 但很快在跃离壁面 之前就被冷凝了 之前就被冷凝了， 在热边界层引起微 量的对流
当液体温度接近ts 时，气泡在加热面 上长大并跃离壁面， 它们升向自由表面 的过程中，被冷液 体所冷凝
当液体达到饱和温 度时，气泡将不再 在液体中凝结，而 是上升到自由表面
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.2 自然对流换热
¾ 竖壁
当壁面的热流密度q为常数时，Hoffmann推荐用以下公 式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水）： 式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水） 当 105 < Grx* ≤ 1011 （层流时），
Nu x ,m =
κm
hx
= 0.60 ( Gr ⋅ Pr )
3.6 棒状燃料元件传热计算_s
核反应堆热工分析deqichen321@ 第三章堆内的传热过程3.6.1 热量的传输方式3.6.2 棒状燃料元件传热计算主要内容1核反应堆热工分析deqichen321@3.6.1 热量的传输方式1. 反应堆内热量的输出过程堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、元件壁面与冷却剂之间的对流换热和冷却剂将热量输送到堆外的输热等三个过程。
燃料元件内的导热元件壁面与冷却剂间的对流换热冷却剂将热量输送到堆外的输热2核反应堆热工分析deqichen321@ 3.6.1 热量的传输方式•传热的三种基本形式1. 反应堆内热量的输出过程（2）热对流（对流换热）：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，热对流与流体的流动有关。
（包壳外表面与冷却剂之间的传热）Newton 冷却定律)(f cs t t A h Q −=（3）热辐射（辐射换热）：物体通过电磁波传热的方式，常温下起的作用不大，高温时起重要作用。
（如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）40AT Q εσ=Steffen-Boltzmann 定律（1）热传导（导热）：有温差的物体的各部分直接接触而产生的热量传递现象。
（燃料芯块、包壳）xd t d AQ κ−=一维热传导的Fourier 定律3deqichen321@3.6.1 t ut ci t cs气隙4核反应堆热工分析deqichen321@ 3.6.1 热量的传输方式1) 燃料芯块的温度分布2. 燃料元件的导热过程热导率是温度的函数Î积分热导率9第一种定常热导率法9第三种方法是应用所谓积分热导率的方法∫−=21121t t td t t κκ9第二种方法是用某一温度范围内平均ulu o q t t κπ41=−燃料芯块：τα∂∂⋅=+∇t k q t v 125deqichen321@3.6.1 deqichen321@ 3.1 deqichen321@3.6.1 间隙热导率8核反应堆热工分析deqichen321@ 3.6.1 热量的传输方式4) 气体间隙的温度分布2. 燃料元件的导热过程9气隙导热模型间隙热导率气隙气体：He Æ运行一段时间ÆHe+Kr+Xe Æ混合气体热导率方法；惰性气体的热导率（热力学温标）：11B TA =λ气体混合物热导率∑=Σ=13131i i i i i i m g M M X λλλ//,X: 气体份额；M ：气体分子量9deqichen321@3.6.1 deqichen321@ 3.6.1 燃料元件deqichen321@3.6.2 ；燃料元件12核反应堆热工分析deqichen321@ 典型的温度分布示意图t f,in3.6.2 燃料元件的传热计算传热过程的总结：1. 总体传热过程u ci g lci u r r q t t ln 2κπ=−气隙：cics cl cs ci r r q t t ln 2κπ=−包壳：ll f cs F z h z q z t z t )()()()(=−−冷却剂：包壳ulu o q t t κπ41=−燃料芯块：pin f f Wc z Q t z t )()(,=−冷却剂温升：设计计算方向13deqichen321@3.6.2 燃料芯块的中心温度分面t o (z )。
第三章传热过程
第三章传热过程内容提要：本章先对传热的三种基本方式即传导传热、对流传热和辐射传热以及工业上的换热方法进行介绍，然后着重讨论传导传热、对流传热的机理和传导传热、对流传热的速率方程式，在此基础上建立总传热速率方程。
冷热流体通过固体壁面进行热交换时的热量衡算及与总传热方程相结合解决热交换过程中的问题。
对强化和抑制传热过程的途径以及列管式热交换器的基本结构仅作简单介绍。
学习指导：了解传导传热和对流传热的机理，掌握传导传热、对流传热的速率方程式，掌握总传热速率方程式并对其中的总传热系数K、传热平均温度差Δtm能分别计算，能将热交换中热量衡算式与总传热方程相结合而解决热交换中的计算问题。
了解强化和抑制传热过程的方法以及列管式热交换器的基本结构。
第一节概述在自然界，在人们的生产和日常生活中，每时每刻都在发生由于物体或系统内部温度不同而使热量自动地转移到温度较低的部分的过程，这一过程称为热的传递简称传热。
而本章主要研究化工生产中的传热。
一、化工生产中的传热过程在化工生产、科学实验中随时会遇到热量传递问题，化工生产中的化学反应要求在一定温度下进行，而适宜的温度依靠加热或冷却才能实现。
例如，氮、氢合成氨、由氨氧化制硝酸、萘氧化制苯酐等，由于催化剂的活性和反应的要求，反应温度必须控制在一定的范围，过高过低都会导致原料利用率降低，温度控制不当甚至会发生事故。
又如在蒸馏、蒸发、干燥、结晶、冷冻等操作中也必须供给或移走一定的热量才能顺利进行。
在这类情况下，要求热量的传递速率要高，即通常所说的要求传热良好。
另有一类情况如高温或低温下操作的设备或管道，为了保持其温度应尽量隔绝热的传递即要求传热速度要低，即通常所说的保温。
此外，能量的充分利用是化工生产尤其是大型生产中极为重要的问题，为了充分利用反应热，回收余热和废热以降低生产成本，工业上大量使用热交换器，这都涉及到热量的传递问题。
传热过程是研究具有不同温度的物体内或物体间热量的传递。
反应堆传热1
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
热工水力学-第3章 反应堆传热
壁面附近流体速度发生剧烈变化的流体薄层，即粘 性起主要作用的薄层，称为速度边界层。
反应堆热工水力学
三、反应堆传热 3.3 单相流体对流传热 ➢3.3.2 温度边界层与速度边界层
速度边界层
通常把从速度为0的壁面到达到来流速度的99%的距 离，定义为速度边界层。
反应堆热工水力学
速度边界层
临界雷诺数确定 2×105- 3×106
k q
T
➢物理意义：
单位时间，单位面积，单位负温度梯度下的 导热量。（或在单位温度梯度作用下通过物体的热 流密度。）
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
➢3.1.1 燃料元件的导热
•k固体> k液体 > k气体 k取决于物质的种类和温度 热绝缘（保温）材料 k<0.12W/(mK)（GB84） 反应堆导热：依靠热传导把燃料元件中由于核裂变 产生的能量，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过程
流体流过一物体表面时对流与导热联合作用的 热量传递过程。
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
➢辐射 辐射换热：以辐射形式传递的热量。 一切物体都有辐射粒子的能力，辐射粒子具有 的能量称为辐射能。 物体通过电磁波传递能量的方式称为辐射。物体 会因各种原因发出辐射能，其中由于物体热的原因 而发出的辐射能的现象就是热辐射。
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 ➢3.1.2 包壳外表面与冷却剂之间的传热
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 ➢3.1.2 冷却剂的输热 把燃料元件传给冷却剂的热量通过热焓的形式 带出堆外的过程。
反应堆热工水力学-武汉大学动力与机械学院
3．8
2
燃料元件的温度分布
3
3．13
3
包壳与芯块间的间隙传热及其随燃耗的变化、第四章堆内流体的流动过程及水力分析单相流体的流动压降
3
3．15
3
两相流体的流动压降、自然循环
3
3．20
4
冷却剂的喷放、流动不稳定性
3
3．22
4
第五章堆芯稳态热工分析热工设计准则堆芯冷却剂流量分配、热管因子和热点因子
3
3．27
武汉大学动力与机械学院
2012 —2013学年度第2学期教学日历
课程：反应堆热工水力学学院：动力与机械专业：核工程与核技术班级：10级
周数：9讲课：36学时练习：0学时实验：0学时共计：36学时考核形式：出卷考试
日/月至
日/月
周
次
讲课内容及时数
练习内容及时数
实验（上机）内容及时数
（教学大纲分章和题目名称）
5
热管因子和热点因子、典型的临界热流密度关系式
3
3．29
5
单通道模型的堆芯稳态热工分析、子通道模型的堆芯稳态热工分析
3
4．3
6
第六章堆芯瞬态热工分析、燃料元件瞬态过程温度场分析守恒方程
3
4．5
6
反应堆的安全问题负荷丧失瞬态、失流事故压水堆负责人
2013年2月25日
学时
习题课、课堂讨论、测验等
课堂时数
课外时数
课堂实习（实验、上机）内容
课堂时数
课外时数
课外作业或参考书说明
2．27
1
第一章绪论核反应堆发展概况堆型简介
3
3．1
1
堆型简介核反应堆热工分析的任务
《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。
反应堆热工思考题
反应堆热工分析思考题（仅供参考）第二章堆的热源及其分布1．试述堆的热源的由来及其分布？答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。
裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。
2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。
答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。
采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。
b) 控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。
寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。
c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。
空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。
3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。
B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量，吸收各种γ射线的能量。
C）结构材料；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。
4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
《传热学》第三章 非稳态热传导
第3章 非稳态导热
3-1 非稳态导热基本概念 3-2 零维问题的分析法-集中参数法 3-3 典型一维物体非稳态导热问题的分析解 3-4 半无限大物体的非稳态导热 3-5 简单几何形状物体多维非稳态导热的分析解
3.1 非稳态导热的基本概念
3.1.1 非稳态导热过程及其特点
物体的温度随时间而变化的导热过程为非稳态导 热。 自然界和工程上许多导热过程为非稳态，t= f(τ) 例：冶金、热处理与热加工中工件被加热或冷却； 锅炉、内燃机等装置起动、停机、变工况；自然环 境温度；供暖或停暖过程中墙内与室内空气温度。
∂t & ρcp = λ div( grad t ) + φ （3-1a） ∂τ
温度的拉普拉斯算子
∇ 2t
& ∂t φ = a∇ 2t + ∂τ ρcp
（3-1b）
初始条件的一般形式
t ( x, y, z , 0) = f ( x, y, z )
简单特例
f(x,y,z)=t0
边界条件：着重讨论第三类边界条件
∂t −λ ( ) w = h(tw − t f ) ∂n
解的唯一性定理 数学上可以证明，如果某一函数t(x,y,z,τ)满足 方程（3-1a）（3-1b）以及一定的初始和边界条 件，则此函数就是这一特定导热问题的唯一解。 本章所介绍的各种分析法都被认为是满足特定问题 的唯一解。
3.1.3 第三类边界条件下Bi数对平板中 温度分布的影响
第3章 非稳态导热
许多工程实际问题需要确定物体内部的温度场随时间的变化， 或确定其内部温度到达某一限值所需的时间。——非稳态导热 问题 本章讨论非稳态导热问题。首先简述非稳态导热的基本概念， 然后由简单到复杂依次介绍零维问题、一维问题、半无限大物 体以及多维问题的导热微分方程的分析解法。最后总结求解非 稳态导热问题的一般策略以及应用实例。 与稳态导热类似，非稳态导热主要掌握基本概念、确定物体瞬 时温度场的方法和在一段时间间隔内物体所传到热量的计算方 法。
反应堆传热过程_2
故考虑到全寿期，计算模型中一般使用5678/m2/℃作为间隙等效传热 系数。
核科学与工程系
3.8 燃料元件温度场的数值解法
不考，不讲。
核科学与工程系
3.9.1固体慢化剂的冷却
不考，不讲。
核科学与工程系
核科学与工程系
3.6 燃料元件的温度分布 – 棒状燃料元件
包壳内表面温度tci（z）- 由于与燃料颗粒半径相比很薄，故其中沉 积的β ，γ 及中子能量很低，因此可以忽略内热源的存在。
包壳内外表面的温差 Δ θ c（z）= tci（z）- tcs（z）= Δ θ c（0）cos（ π z/LRE）
核科学与工程系
3.6 燃料元件的温度分布 – 棒状燃料元件
积分热导率
上述对于燃料颗粒中心温度推倒中假定热导率为常数且由内外表面温 差的算术平均值决定 对于热导率高且随温度变化较小的的金属燃料，该假设所带来的误差 较小 对于UO2，其热导率较低且随温度变化很大（可达三倍以上，参见图 3-19）,该假设会带来较大误差 因此可将热导率视为温度的函数，且将其对温度的积分看作一个整体 ∫ku（t）dt 对于芯块中心与表面的温差t0 – tu，积分热导率为
3.6 燃料元件的温度分布 – 棒状燃料元件
燃料芯块中心温度to（z）计算
芯块内温降Δ θ u（0）= ql（0）/(2π κ u) 则任一轴向位置z处的燃料中心温度 to（z）= tf（z）+ [Σ Δ θ (0)]cos(π z/LRE) Σ Δ θ (0) = Δ θ f(0)+Δ θ c(0)+Δ θ g(0)+Δ θ u(0)为各径向区段内 温降的加和 燃料中心最高温度最高值出现的位置zo，max可通过将上式对z求导并使 其等于零后获得，最高温度可将该z值代入上式获得。 zo，max < zcs，max,可以解释为：与包壳外表面温度相比，燃料芯块中 心温度受温差数值的影响较大，而包壳外表面温度受冷却剂温度（即 释热量分布）影响较大。
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1
•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm
c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
3.1
定义：
导 热
依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的能量，从 温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表 面的过程
3.1.1 热传导微分方程
本章重点 秋穗正
2009.2-2009.7 西安交大
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.1.1 热传导微分方程
¾ 不同坐标下 ∀2t 的表达形式： 的表达形式
沸腾型式
判定冷却剂的传热工况
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3.1 沸腾曲线
¾ 橫管壁面过热度和热流密度的关系曲线通常称为沸腾曲线
延长线
DNB
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3.1 沸腾曲线
¾ 流动沸腾与大容积沸腾的区别，在于前者 是在流动系统中产生的沸腾，流体的流动 可以是自然循环，或者靠泵的驱动而产生 的强迫循环 ¾ 无论是大容积沸腾还是流动沸腾，对实际 无论是大容积沸腾还是流动沸腾 对实际 应用来说，最有意义的区段是由沸腾起始 点 直延伸到发生沸腾临界点 点一直延伸到发生沸腾临界点 ¾ 流动沸腾的传热区域图：
核反应堆热工分析
3.1.3 无内热源的包壳的温度场 ¾ 颗粒燃料层的温度场（高温气冷堆）
其传热方程为：
d 2t 2 dt + =0 2 dr r dr
边界条件为：r = r1
t = t0 t = t1
r = r0
可解得：
t = t1 − t1 − t0 ⎛ r1 ⎞ r0 ⎜1 − ⎟ r0 − r1 ⎝ r ⎠
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.2 自然对流换热
¾ 竖壁
当壁面的热流密度q为常数时，Hoffmann推荐用以下公 式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水）： 式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水） 当 105 < Grx* ≤ 1011 （层流时），
Nu x ,m =
κm
hx
= 0.60 ( Gr ⋅ Pr )
适用范围：1. 104 < Re ≤ 1.2 × 105 2 0 .6 ≤ P r ≤ 1 2 0 2. 3. L / D ≥ 5 0 4. 流体与壁面具有中等以下膜温差
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.1 强迫对流换热 ¾ 流体在圆形通道内强迫对流时的换热系数
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3.2 核态沸腾传热
q
当液体温度远小于 ts时，在ONB上没 有明显可见的气泡, 只有热的液体从过 热边界层流到冷的 液体中去
随着q的增加，在 随着q的增加 在 加热面上产生气泡， 但很快在跃离壁面 之前就被冷凝了 之前就被冷凝了， 在热边界层引起微 量的对流
由傅里叶定律得：
dt dr 对上式积分可得平板形包壳内外表面 之间的温度差为： Q = −κ c F
rcs rcs d cs q1 q1 tci − tcs = ln = ln = ln 2πκ c L rci 2πκ c rci 2πκ c d ci Q
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3.2 核态沸腾传热
q
当液体温度远小于 ts时，在ONB上没 有明显可见的气泡, 只有热的液体从过 热边界层流到冷的 液体中去
随着q的增加，在 随着q的增加 在 加热面上产生气泡， 但很快在跃离壁面 之前就被冷凝了 之前就被冷凝了， 在热边界层引起微 量的对流
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
核反应堆热工分析 秋穗正
西安交通大学
Tel:029-82665607 13152410318 Email: szqiu@ szqiu@mail xjtu edu cn
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
求解关键
2009.2-2009.7 西安交大
燃料元件换热过程示意图
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.1 强迫对流换热 ¾ 流体在圆形通道内强迫对流时的换热系数
形式较简单且应用最广的是Dittus-Boelter关系式：
Nu = 0.023Re0.8 Pr n
式
中：流体平均温度为定性温度 加热流体时，n=0.4 冷却流体时，n=0.3 冷却流体时，n 0.3
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.2 自然对流换热
¾ 竖壁
米海耶夫根据实验数据（实验介质为水）得到如下公式：
当 103 < ( Grx iPr ) < 109 ， f 当 ( Grx iPr ) f > 6 ×1010 ，
Nu x , f = 0.60 0 60 ( Grx ⋅ Pr )
随着q的增加，在 随着q的增加 在 加热面上产生气泡， 但很快在跃离壁面 之前就被冷凝了 之前就被冷凝了， 在热边界层引起微 量的对流
2 1/ 4
)
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3
流动沸腾换热
大容积沸腾
定义：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 特点：液体的流速很低，自 然对流起主导作用 压水堆中冷却剂丧失事故末期
流动沸腾
定义：指流体流经加热通道 时发生的沸腾 特点：液体的流速较高，强 迫对流起主导作用 沸水堆，压水堆正常工况
P 1.1 ≤ ≤ 1.5 d P − 0.024 d P − 0.006 d
C = 0.042
C = 0.026
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.2 自然对流换热 ¾ 定义：由流体内部密度梯度引起的流体的运动 定义 由流体内部密度梯度引起的流体的运动
当液体温度接近ts 时，气泡在加热面 上长大并跃离壁面， 它们升向自由表面 的过程中，被冷液 体所冷凝
当液体达到饱和温 度时，气泡将不再 在液体中凝结，而 是上升到自由表面
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3.2 核态沸腾传热
q
当液体温度远小于 ts时，在ONB上没 有明显可见的气泡, 只有热的液体从过 热边界层流到冷的 液体中去
δ u2 δu t0 − tu = qV =q 2κ u 2κ u
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.1.3 无内热源的包壳的温度场
由于燃料元件的包壳很薄，吸收 γ , β 射线等产生的热 量与从芯块传递给包壳的热量相比可以忽略不计，故 可把包壳视为无内热源的导热处理
第三章
堆的传热过程
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
研究目的：
在保证反应堆安全的前提下，尽可能地提高堆芯单位 体积的热功率、冷却剂的温度等，以提高核动力的经 济性
热量输出过程：
导热
对流换热
输热
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
* x
1/ 5
m
当 2 × 1013 < Grx* ≤ 1016 （紊流时），
N x ,m = 0.17 Nu 0 17 ( G Gr ⋅ Pr )
* x 1/ 4 m
式中 Grx* 为修正的格拉晓夫数，其表达式为：
Grx* = Grx ⋅ Nu x = g ⋅ β ⋅ q ⋅ x 4 /(kν 2 )
0.25 f
( Pr / Pr )
f w
0.25
Nu x , f = 0.15 ( Grx ⋅ Pr )
其中：
1/ 3 f
( Pr / Pr )
f w
0.25
Grx = g ⋅ β ⋅ θ ⋅ x3 / v 2
θ = tw − t f
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
Pr = 0.7
L / d ≥ 60
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.2.1 强迫对流换热
¾ 水纵向流过平行棒束时的换热系数
采用棒束燃料组件的水冷堆中遇到的情况，即为此问题 Weisman推荐的关系式：
Nu = C Re0.8 Pr1/ 3
常数C取决于栅格排列形式： 对于正方形栅格： P 1.1 ≤ ≤ 1.3 d 对于三角形栅格：
当液体温度接近ts 时，气泡在加热面 上长大并跃离壁面， 它们升向自由表面 的过程中，被冷液 体所冷凝
当液体达到饱和温 度时，气泡将不再 在液体中凝结，而 是上升到自由表面
2009.2-2009.7 西安交大
秋穗正
核科学与技术学院
核反应堆热工分析
3.3.2 核态沸腾传热
q
当液体温度远小于 ts时，在ONB上没 有明显可见的气泡, 只有热的液体从过 热边界层流到冷的 液体中去
¾ 平板形燃料 平板形燃料芯块的温度场 块的 度场
由傅里叶定律得： dt q = −κ c dx 对上式积分可得平板形包壳内外表面 之间的温度差为：