反应堆热工
高温熔盐反应堆热工力学分析研究
高温熔盐反应堆热工力学分析研究随着能源需求的不断增长和环境污染问题的日益严重，研究开发新型高效、清洁的能源技术已成为当今世界的重要任务之一。
高温熔盐反应堆（Molten Salt Reactor，MSR）作为一种新的核能技术，自20世纪50年代以来引起了广泛的关注和研究。
本文将介绍高温熔盐反应堆的热工力学分析研究。
高温熔盐反应堆利用熔融的盐类作为燃料和冷却剂，具有较高的工作温度和燃料灵活性，以及出色的安全性能。
这种反应堆可以应用于多种应用领域，如电力生产、水产养殖和氢生产等。
在高温熔盐反应堆的热工力学分析研究中，以下几个方面是关键的。
首先，熔盐的热物性参数是进行热工力学分析的重要基础。
熔盐的物性包括密度、比热容、热导率以及凝固点等。
这些参数对于设计和优化反应堆的热工系统至关重要。
通过实验和数值模拟等手段，研究者可以获得熔盐的热物性参数，并将其用于热工力学模型的建立和计算。
其次，热工力学分析需要考虑熔盐的循环流动和热交换。
在高温熔盐反应堆中，熔盐通过循环流动来冷却燃料和吸收产生的热量。
因此，研究者需要分析流动的速度、温度分布和热交换效果，以确保反应堆的安全可靠运行。
为了更好地研究熔盐在反应堆内的流动和热交换，研究者可以利用计算流体力学（Computational Fluid Dynamics，CFD）方法进行模拟和分析。
同时，高温熔盐反应堆的燃烧过程也需要进行热工力学分析。
在反应堆中，熔盐经过核反应产生热能，然后通过热交换器传递给工质或其他冷却介质。
在这个过程中，燃料的燃烧速率和热效率是需要分析和优化的关键问题。
研究者可以通过模拟和实验，了解不同参数对燃烧过程的影响，以提高反应堆的燃烧效率和能量利用率。
最后，高温熔盐反应堆的安全性分析是热工力学研究的重要组成部分。
在反应堆设计和运行过程中，研究者需要考虑各种异常情况和事故发生时的应对措施。
通过热工力学分析，可以评估并预测反应堆在事故条件下的温度和压力分布，以及冷却系统的性能。
反应堆热工分析计算程序
tfin=279.4;Fa=0.974;Nt=3400000000;Wt=14314;b=0.059; tfout=340;e0=0.01;while e0>0.001t0_=0.5*(tfout+tfin);Cp_=1000*(0.04006*(t0_-310)+5.7437);xi=tfin+Fa*Nt/(Wt*(1-b)*Cp_);e0=(tfout-xi)/tfout;tfout=xi %堆芯出口处温度end%热流密度计算m=157;n=264;dcs=9.5e-3;L=4.2672;q_=Fa*Nt/(m*n*pi*dcs*L) %燃料元件表面平均热流量FqN=2.524;FqE=1.03;FDHE=1.085;qmax=q_*FqN*FqE %最大热流量ql_=q_*pi*dcs %平均线功率qlmax=ql_*FqN*FqE %最大线功率%平均管情况B=17;S=12.6e-3;dx=0.4e-3;Af=m*n*(S^2-pi/4*dcs^2)+m*4*B*S*dx; %总的流通截面积tf_=0.5*(tfout+tfin) %热管平均温度vf_=5.13e-6*(tf_-310)+0.0014189;pf_=1/vf_; %平均密度v=Wt*(1-b)/(Af*pf_); %平均流速Ab=S^2-pi/4*dcs^2; %单元流通截面积Wu=Wt*(1-b)*Ab/Af; %单元截面流量%第一控制体温度计算e11=0.01;tf1=300;L1=4.2672/6;fai1=0.4;while e11>0.001t11_=0.5*(tf1+tfin);Cp1_=1000*(0.02155*(t11_-290)+5.2428);x1i=tfin+q_*FqN*pi*dcs*L1*fai1/(Wu*Cp1_);e11=(x1i-tf1)/tf1;tf1=x1i %求出该控制体出口处的温度endDe=4*(S^2-pi/4*dcs^2)/(pi*dcs); %单元通道当量直径u1=944e-7;Pr1=0.85;k1=575.5e-3; %查得该温度下的热物性Re1=Wu*De/(Ab*u1);h1=0.023*Re1^0.8*Pr1^0.4*k1/De; %该处的对流换热系数dtf11=q_*fai1*FqE/h1; %单相强迫对流放热公式算得的温压ts=346.310791;P=15.51;dtf12=25*(q_*fai1*FqE/10^6)^0.25*exp(-P/6.2)+ts-tf1; %采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压if dtf11<dtf12 %膜温压取两个中较小值，算得包壳外表面温度 tcs1=tf1+dtf11elsetcs1=tf1+dtf12enddci=8.93e-3;tci1=349;e12=0.01;while e12>0.001t12_=0.5*(tci1+tcs1);kc1=0.0547*(1.8*t12_+32)+13.8;yi=tcs1+ql_*fai1*FqE/(2*pi*kc1)*log(dcs/dci);e12=(yi-tci1)/yi;tci1=yi %采用迭代算法求得包壳内表面温度endhg=5678;du=8.19e-3;tu1=tci1+ql_*FqE*fai1*2/(pi*(dci+du)*hg) %燃料芯块表面温度d1_ku=ql_*FqE*fai1/(4*pi*100);tu1_ku=(26.42-21.32)/(400-300)*(tu1-300)+21.32;to1_ku=tu1_ku+d1_ku;to1=(600-500)/(34.97-30.93)*(to1_ku-30.93)+500 %根据积分热导率图表查得芯块中心温度p=15.8e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3 600;h1=1296.4746e+3;x1=(h1-hfs)/(hgs-hfs); %该点含汽量qDNB1=3.154e6*((2.022-6.238e-8*p)+... %根据W-3公式计算出临界热流量(0.1722-1.43e-8*p)*exp((18.177- 5.987e-7*p)*x1))*...((0.1484-1.596*x1+0.1729*x1*abs(x1))*0.2049*G/10^6+1.037)*...(1.157-0.869*x1)*...(0.2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341e-6*(hfs-hfin))DNBR1=qDNB1/(q_*FqE*fai1) %计算烧毁比%第二控制体温度计算fai2=0.8;L2=4.2672/6;e21=0.01;tf2=310;while e21>0.001t21_=0.5*(tf1+tf2);Cp2_=1000*(0.027625*(t21_-300)+5.4583);x2i=tf1+q_*FqN*FDHE*FqE*pi*dcs*L2*fai2/(Wu*Cp2_);e21=(x2i-tf2)/tf2;tf2=x2i %求出该控制体出口处的温度endDe=4*(S^2-pi/4*dcs^2)/(pi*dcs);u2=857e-7;Pr2=0.90;k2=547e-3; %查得该温度下的热物性Re2=Wu*De/(Ab*u2);h2=0.023*Re2^0.8*Pr2^0.4*k2/De; %该处的对流换热系数dtf21=q_*fai2*FqE/h2; %单相强迫对流放热公式算得的温压ts=346.310791;P=15.5;dtf22=25*(q_*fai2*FqE/10^6)^0.25*exp(-P/6.2)+ts-tf2; %采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压if dtf21<dtf22 %膜温压取两个中较小值，算得包壳外表面温度tcs2=tf2+dtf21elsetcs2=tf2+dtf22enddci=8.93e-3;tci2=349;e22=0.01;while e22>0.001t22_=0.5*(tci2+tcs2);kc2=0.0547*(1.8*t22_+32)+13.8;zi=tcs2+ql_*fai2*FqE/(2*pi*kc2)*log(dcs/dci);e22=(zi-tci2)/zi;tci2=zi %采用迭代算法求得包壳内表面温度endhg=5678;du=8.19e-3;tu2=tci2+ql_*FqE*fai2*2/(pi*(dci+du)*hg) %燃料芯块表面温度d2_ku=ql_*FqE*fai2/(4*pi*100);tu2_ku=(30.93-26.42)/(500-400)*(tu2-400)+26.42;to2_ku=tu2_ku+d2_ku;to2=(1000-900)/(48.06-45.14)*(to2_ku-45.14)+900 %根据积分热导率图表查得芯块中心温度p=15.8e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3 600;h2=1341.5988e+3;x2=(h2-hfs)/(hgs-hfs); %该点含汽量qDNB2=3.154e6*((2.022-6.238e-8*p)+... %根据W-3公式计算出临界热流量(0.1722-1.43e-8*p)*exp((18.177- 5.987e-7*p)*x2))*...((0.1484-1.596*x2+0.1729*x2*abs(x2))*0.2049*G/10^6+1.037)*...(1.157-0.869*x2)*...(0.2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341e-6*(hfs-hfin))DNBR2=qDNB2/(q_*FqE*fai2) %计算烧毁比%第三控制体温度计算fai3=1.20;L3=4.2672/6;e31=0.01; tf3=320;while e31>0.001t31_=0.5*(tf3+tf2);Cp3_=1000*(0.04006*(t31_-310)+5.7437);x3i=tf2+q_*FqN*FDHE*FqE*pi*dcs*L3*fai3/(Wu*Cp3_);e31=(x3i-tf3)/tf3;tf3=x3i %求出该控制体出口处的温度endDe=4*(S^2-pi/4*dcs^2)/(pi*dcs);u3=800e-7;Pr3=0.999;k3=512e-3; %查得该温度下的热物性Re3=Wu*De/(Ab*u3);h3=0.023*Re3^0.8*Pr3^0.4*k3/De; %该处的对流换热系数dtf31=q_*fai3*FqE/h3; %单相强迫对流放热公式算得的温压ts=347.328;P=15.5;dtf32=25*(q_*fai3*FqE/10^6)^0.25*exp(-P/6.2)+ts-tf3; %采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压if dtf31<dtf32 %膜温压取两个中较小值，算得包壳外表面温度tcs3=tf3+dtf31elsetcs3=tf3+dtf32enddci=8.60e-3;tci3=349;e32=0.01;while e32>0.001t32_=0.5*(tci3+tcs3);kc3=0.0547*(1.8*t32_+32)+13.8;ai=tcs3+ql_*fai3*FqE/(2*pi*kc3)*log(dcs/dci);e32=(ai-tci3)/ai;tci3=ai %采用迭代算法求得包壳内表面温度endhg=5678;du=8.19e-3;tu3=tci3+ql_*FqE*fai3*2/(pi*(dci+du)*hg) %燃料芯块表面温度d3_ku=ql_*FqE*fai3/(4*pi*100);tu3_ku=(34.97-30.93)/(600-500)*(tu3-500)+30.93;to3_ku=tu3_ku+d3_ku;to3=(1560-1405)/(61.95-58.4)*(to3_ku-58.4)+1405 %根据积分热导率图表查得芯块中心温度p=15.8e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3600;h3=1416.5e+3;x3=(h3-hfs)/(hgs-hfs); %该点含汽量qDNB3=3.154e6*((2.022-6.238e-8*p)+... %根据W-3公式计算出临界热流量(0.1722-1.43e-8*p)*exp((18.177- 5.987e-7*p)*x3))*...((0.1484-1.596*x3+0.1729*x3*abs(x3))*0.2049*G/10^6+1.037)*...(1.157-0.869*x3)*...(0.2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341e-6*(hfs-hfin))DNBR3=qDNB3/(q_*FqE*fai3) %计算烧毁比%第四控制体fai4=1.20;L4=4.2672/6;e41=0.01; tf4=330;while e41>0.001t41_=0.5*(tf4+tf3);Cp4_=1000*(0.04006*(t41_-310)+5.7437);x4i=tf3+q_*FqN*FDHE*FqE*pi*dcs*L4*fai4/(Wu*Cp4_);e41=(x4i-tf4)/tf4;tf4=x4i %求出该控制体出口处的温度endDe=4*(S^2-pi/4*dcs^2)/(pi*dcs);u4=869e-7;Pr4=1.01;k4=533e-3; %查得该温度下的热物性Re4=Wu*De/(Ab*u4);h4=0.023*Re4^0.8*Pr4^0.4*k4/De; %该处的对流换热系数dtf41=q_*fai4*FqE/h4; %单相强迫对流放热公式算得的温压ts=347.328;P=15.5;dtf42=25*(q_*fai4*FqE/10^6)^0.25*exp(-P/6.2)+ts-tf4; %采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压if dtf41<dtf42 %膜温压取两个中较小值，算得包壳外表面温度tcs4=tf4+dtf41elsetcs4=tf4+dtf42enddci=8.93e-3;tci4=349;e42=0.01;while e42>0.001t42_=0.5*(tci4+tcs4);kc4=0.0547*(1.8*t42_+32)+13.8;mi=tcs4+ql_*fai4*FqE/(2*pi*kc4)*log(dcs/dci);e42=(mi-tci4)/mi;tci4=mi %采用迭代算法求得包壳内表面温度endhg=5678;du=8.19e-3;tu4=tci4+ql_*FqE*fai4*2/(pi*(dci+du)*hg) %燃料芯块表面温度d4_ku=ql_*FqE*fai4/(4*pi*100);tu4_ku=(34.97-30.93)/(600-500)*(tu3-500)+30.93;to4_ku=tu4_ku+d4_ku;to4=(1560-1405)/(61.95-58.4)*(to4_ku-58.4)+1405 %根据积分热导率图表查得芯块中心温度p=15.8e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3600;h4=1416.5e+3;x4=(h4-hfs)/(hgs-hfs); %该点含汽量qDNB4=3.154e6*((2.022-6.238e-8*p)+... %根据W-3公式计算出临界热流量(0.1722-1.43e-8*p)*exp((18.177- 5.987e-7*p)*x4))*...((0.1484-1.596*x4+0.1729*x4*abs(x4))*0.2049*G/10^6+1.037)*...(1.157-0.869*x4)*...(0.2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341e-6*(hfs-hfin))DNBR4=qDNB4/(q_*FqE*fai4) %计算烧毁比%第五控制体fai5=0.80;L5=4.2672/6;e51=0.01; tf5=350;while e51>0.001t51_=0.5*(tf5+tf4);Cp5_=1000*(0.04006*(t51_-310)+5.7437);x5i=tf4+q_*FqN*FDHE*FqE*pi*dcs*L5*fai5/(Wu*Cp5_);e51=(x5i-tf5)/tf5;tf5=x5i %求出该控制体出口处的温度endDe=4*(S^2-pi/4*dcs^2)/(pi*dcs);u5=650e-7;Pr5=1.47;k5=447e-3; %查得该温度下的热物性Re5=Wu*De/(Ab*u5);h5=0.023*Re5^0.8*Pr5^0.4*k5/De; %该处的对流换热系数dtf51=q_*fai5*FqE/h5; %单相强迫对流放热公式算得的温压ts=347.328;P=15.5;dtf52=25*(q_*fai5*FqE/10^6)^0.25*exp(-P/6.2)+ts-tf5; %采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压if dtf51<dtf52 %膜温压取两个中较小值，算得包壳外表面温度tcs5=tf5+dtf51elsetcs5=tf5+dtf52enddci=8.93e-3;tci5=350;e52=0.01;while e52>0.001t52_=0.5*(tci5+tcs5);kc5=0.0547*(1.8*t52_+32)+13.8;ni=tcs5+ql_*fai5*FqE/(2*pi*kc5)*log(dcs/dci);e52=(ni-tci5)/ni;tci5=ni %采用迭代算法求得包壳内表面温度endhg=5678;du=8.19e-3;tu5=tci5+ql_*FqE*fai5*2/(pi*(dci+du)*hg) %燃料芯块表面温度d5_ku=ql_*FqE*fai5/(4*pi*100);tu5_ku=(34.97-30.93)/(600-500)*(tu4-500)+30.93;to5_ku=tu5_ku+d5_ku;to5=(1560-1405)/(61.95-58.4)*(to5_ku-58.4)+1405 %根据积分热导率图表查得芯块中心温度p=15.8e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3600;x5=(h5-hfs)/(hgs-hfs); %该点含汽量qDNB5=3.154e6*((2.022-6.238e-8*p)+... %根据W-3公式计算出临界热流量(0.1722-1.43e-8*p)*exp((18.177- 5.987e-7*p)*x5))*...((0.1484-1.596*x5+0.1729*x5*abs(x5))*0.2049*G/10^6+1.037)*...(1.157-0.869*x5)*...(0.2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341e-6*(hfs-hfin))DNBR5=qDNB5/(q_*FqE*fai5) %计算烧毁比%第六控制体fai6=0.40;L6=4.2672/6;e61=0.01; tf6=360;while e61>0.001t61_=0.5*(tf6+tf5);Cp6_=1000*(0.04006*(t61_-310)+5.7437);x6i=tf5+q_*FqN*FDHE*FqE*pi*dcs*L6*fai6/(Wu*Cp6_);e61=(x6i-tf6)/tf6;tf6=x6i %求出该控制体出口处的温度endDe=4*(S^2-pi/4*dcs^2)/(pi*dcs);u6=600e-7;Pr6=1.263;k6=425e-3; %查得该温度下的热物性Re6=Wu*De/(Ab*u6);h6=0.023*Re6^0.8*Pr6^0.4*k6/De; %该处的对流换热系数dtf61=q_*fai6*FqE/h6; %单相强迫对流放热公式算得的温压ts=347.328;P=15.5;dtf62=25*(q_*fai6*FqE/10^6)^0.25*exp(-P/6.2)+ts-tf6; %采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压if dtf61<dtf62 %膜温压取两个中较小值，算得包壳外表面温度tcs6=tf6+dtf61elsetcs6=tf6+dtf62enddci=8.93e-3;tci6=350;e62=0.01;while e62>0.001t62_=0.5*(tci6+tcs6);kc6=0.0547*(1.8*t62_+32)+13.8;ri=tcs6+ql_*fai6*FqE/(2*pi*kc6)*log(dcs/dci);e62=(ri-tci6)/ri;tci6=ri %采用迭代算法求得包壳内表面温度endhg=5678;du=8.19e-3;tu6=tci6+ql_*FqE*fai6*2/(pi*(dci+du)*hg) %燃料芯块表面温度d6_ku=ql_*FqE*fai6/(4*pi*100);tu6_ku=(34.97-30.93)/(600-500)*(tu5-500)+30.93;to6_ku=tu6_ku+d6_ku;to6=(1560-1405)/(61.95-58.4)*(to6_ku-58.4)+1405 %根据积分热导率图表查得芯块中心温度p=15.8e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3600;x6=(h6-hfs)/(hgs-hfs); %该点含汽量qDNB6=3.154e6*((2.022-6.238e-8*p)+... %根据W-3公式计算出临界热流量(0.1722-1.43e-8*p)*exp((18.177- 5.987e-7*p)*x6))*...((0.1484-1.596*x6+0.1729*x6*abs(x6))*0.2049*G/10^6+1.037)*...(1.157-0.869*x6)*...(0.2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341e-6*(hfs-hfin))DNBR6=qDNB6/(q_*FqE*fai6) %计算烧毁比%热管中的压降uf=856e-7;L=4.2672;uw=817e-7; % uf为按主流平均温度取值的流体的粘性系数.uw为按照壁面温度取值的流体的粘性系数。
2.反应堆热工
第二章反应堆热工2.1 压水堆堆芯设计及传热特点压水堆用轻水兼做冷却剂和慢化剂。
燃料组件竖直放置，这样既有利装卸又利于水的传热。
每个燃料组件由17×17燃料元件棒排列（其中包括24根控制棒导向管和一根仪表管）。
燃料组件的包壳和定位格架由锆-4合金做成。
燃料棒长度约3.852m，包壳壁厚为0.57mm。
每根燃料棒内装271块直径8.19mm、高度13.5mm的UO2芯块，芯块总高度（活性区高度）3.658m。
冷态时燃料包壳内壁与芯块之间有0.085mm的间隙，包壳内充一定压力（3.0MPa左右）的氦气，这样既允许芯块膨胀，也利于芯块与包壳的传热，并防止燃料初始坍塌。
定位格架高度33mm，共有8层，其中中间6层定位格架出口带有水流导向（搅混）叶片以改善水流与燃料棒的传热特性，提高临界热负荷。
换热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传热。
压水堆堆芯的换热主要靠前两种方式。
235）裂变后产生的热量主要通过热传导传给芯块表面及燃料包壳。
一回路的冷却剂通UO2芯块（U过主泵进行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对流换热带走。
冷却剂带出堆芯热量后流入蒸汽发生器，也通过对流换热把热量传给二次侧的给水。
反应堆压力壳的冷却剂进、出口接管都布置在堆芯顶部以上，其目的是为了保证在失水事故（LOCA）时，压力壳内仍能保留一部分冷却剂来冷却堆芯。
冷却剂从进口接管流入压力壳，沿吊篮与压力壳内壁之间的环形通道流向堆芯下腔室，然后自下而上流过堆芯，带走堆芯释出的热量。
加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流出至蒸汽发生器，在那里将热量传给二次侧给水。
从蒸汽发生器出来的冷却剂通过主泵升压后流回堆芯入口。
在正常运行期间，压水堆的堆芯不允许出现大范围的饱和沸腾，只允许局部（如热通道）出现过冷沸腾，堆芯冷却剂出口平均温度比饱和温度低15℃左右，以便为反应堆动态工况提供安全裕量。
为了提高整个电厂的循环热效率，需要提高二回路蒸汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温度，要做到这一点必须提高冷却剂的压力。
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。
第七章讲义核反应堆热工
1.2、包壳材料（1）
对包壳材料的要求：
具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要 弱。
具有良好的导热性能。 与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下， 包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化 学反应。 具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使 得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。 应有良好的抗腐蚀能力。 具有良好的辐照稳定性。 容易加工成形，成本低廉，便于后处理。
核燃料的形态： 固态：实际应用的核燃料 液态：未达到工业应用的程度
1.1、核燃料（2）
对固体核燃料的要求：
具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度 燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内
具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系 数小），使反应堆能达到高的功率密度
在高温下与包壳材料的相容性好 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 工艺性能好，制造成本低，便于后处理
1.2、包壳材料（2）
包壳材料： 锆合金：特点、物性（自修） 不锈钢和镍基合金
水堆中应用最普遍的是锆－2和锆－4合金 快堆中主要考虑高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不 锈钢，有时也使用镍基合金。
1.3、冷却剂（1）
对冷却剂的要求：
中子吸收截面小，感生放射性弱。 具有良好的热物性（比热大、热导率大、熔点低、沸点高， 饱和蒸汽压低等），以便从较小的传热面积带走较多的热量。 粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小。 与燃料和结构材料相容性好。 良好的辐照稳定性和热稳定性。 慢化能力与反应堆类型相匹配。 成本低，使用方便，尽可能避免使用价格昂贵的材料。
二、反应堆热工分析的内容
1、堆芯材料和热物性 2、反应堆的热源 3、稳态热工分析 4、瞬态热工分析
核反应堆的热工流体力学和热工流动
核反应堆的热工流体力学和热工流动核反应堆作为一种重要的能源装置，其热工流体力学和热工流动问题一直是热议的热点话题。
这篇文章将从热力学、流体力学和核反应堆的热力学参数等多个方面，详细介绍核反应堆的热工流体力学和热工流动问题。
1. 热力学基础核反应堆在工作过程中，其内部会产生大量的热量，因此核反应堆的热力学参数是非常重要的。
其中，核反应堆的热功率密度、冷却剂的流量和燃料温度是决定核反应堆热工流体力学和热工流动问题的三大因素。
其中热功率密度是指核反应堆在单位时间内释放的热量，通常用MW/m³或W/cm³来表示。
冷却剂的流量则表示在一定时间内流经核反应堆的流体质量，通常用kg/s或g/s来表示。
最后，燃料温度是指燃料颗粒内部的温度，通常用K或℃来表示。
2. 流体力学基础核反应堆内部的流体力学现象主要包括流速场、温度场和压力场等。
其中，流速场是指冷却剂在核反应堆内部的流动状态，通常用流速分布图来表示。
温度场则表示核反应堆内部不同区域的温度分布情况，是核反应堆的热工流体力学的重要参数。
最后，压力场则是指冷却剂在核反应堆内部的压力状态，通常用压力分布图来表示。
3. 核反应堆的热工流动在核反应堆内部，冷却剂会与燃料发生热量交换，其中温度最高的区域是燃料棒的燃料颗粒。
燃料颗粒的内部温度非常高，可以达到2000℃以上，因此需要通过冷却剂将其冷却。
在冷却过程中，冷却剂的温度会逐渐升高，从而形成一条热力学和流体力学上的“热流线”。
在冷却剂内部，会形成一种替代性流动方式，即临界流动。
临界流动是指在一定的热负荷和流量条件下，冷却剂的速度达到一定的阈值，从而形成永久的蒸汽泡，导致冷却剂的热传输性能降低，还可能会引发严重的安全事故。
此外，在核反应堆内部，还存在着不同流速区域之间的相互作用现象，比如高速区域和低速区域之间的相互作用。
这种相互作用会使得核反应堆内部的温度分布更加复杂，从而对核反应堆的热工流体力学和热工流动问题提出了更高的要求。
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。
反应堆热工水力计算模型研究
反应堆热工水力计算模型研究一、反应堆热工水力计算模型的重要性随着人们对清洁能源的需求不断增加，核能作为一种清洁、高效的能源形式，备受关注。
而反应堆的热工水力计算模型则是核能发电的重要组成部分。
反应堆热工水力计算模型可以对反应堆的热力学性能、水力学性能和安全性能等方面进行预测和评估，为反应堆的稳定运行和安全运行提供了基础保障。
因此，反应堆热工水力计算模型的研究和优化对于提高反应堆的运行效率、保障反应堆的安全运行以及推广核能发电等方面都具有十分重要的意义。
二、反应堆热工水力计算模型的基本原理反应堆热工水力计算模型主要涉及热力学和水力学两方面。
热力学方面，热力学模型主要是通过数学公式和软件仿真来模拟反应堆的放射性衰变过程、热传输过程、燃料的热效应等，从而得到反应堆的温度、压力、功率等重要参数。
水力学方面，则需要应用流体力学的理论和方法，对反应堆中流体运动、压降、流量、湍流等水力学现象进行模拟计算，从而研究反应堆内的水流动态，掌握反应堆的水力性质。
综合热力学和水力学，可以构建出反应堆工作姿态、切换姿态、事故状态的数学模型，进行仿真计算。
三、反应堆热工水力计算模型的研究现状反应堆热工水力计算模型的研究，主要集中在成熟核电站的运行优化和新型反应堆的设计上。
通过对现有反应堆的建模和仿真计算，揭示其中的热力学、水力学参数分布规律，进而优化反应堆的运行模式，提升反应堆效率。
同时，反应堆热工水力计算模型的研究也涉及到新型反应堆设计的相关问题。
对于新一代反应堆的研究和设计，需要基于大量实验测试和数据，构建反应堆的数学模型，对反应堆的可行性、稳定性和安全性进行全面评估。
四、反应堆热工水力计算模型的未来发展反应堆热工水力计算模型的研究，将成为反应堆稳定运行的必要条件之一。
未来的研究方向包括以下几个方面：1、建立更加精细、准确的反应堆热工水力计算模型，用于反应堆各种状态的热力学和水力学计算，同时对反应堆事故状态进行预测和评估。
【精品课件】反应堆稳态热工设计原理
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 件已经确定的前提下，通过一系列的热工水力计 算和一二回路热工参数的最优选择，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、温度和压力等，使堆芯在热工方面 具有较高的技术经济指标。
Fq FqN FqE FHபைடு நூலகம் FNH FEH
工程热管因子及工程热点 因子的计算
乘积法
在反应堆发展的早期，由于缺乏经验，为了确保堆的安全， 通常就把所有工程偏差看成是非随机性质的，因而在综合 计算影响热流量的各工程偏差时，保守地采用了将各个工 程偏差值相乘的方法，即所说的乘积法。
混合法
在这种方法中，是把燃料元件和冷却剂通道的加工、安装 及运行中产生的误差分成两大类，一类是非随机误差或系 统误差（乘积法）；另一类是随机误差或偶然误差（按误 差分布规律用相应公式计算）。
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的 程度，引进了一个修正因子，这个修正因子就称为热 管因子或热点因子。它们是用各有关的热工（或物理） 参数的最大值与平均值的比值来表示的。
核热管因子与热点因子
通常把热管因子分为两大类: 一类是核热管因子 一类是工程热管因子
为了定量地表征热管和热点的工作条件，如果不考虑堆芯中 控制棒、水隙、空泡和堆芯周围反射层的影响，堆芯功率分布的不 均匀程度常用热流量核热点因子来表示，反应堆早期，人为地把热 点位于热管内，故也称为热流量核热管因子。即
第五章 反应堆稳态热工 设计原理
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 临界热流密度与最小DNBR 5.5 单通道模型反应堆热工设计的一般步骤概况 5.6 子通道模型的反应堆稳态热工设计概述
核反应堆热工分析
核反应堆热工分析核反应堆热工分析是指对核反应堆的热力学和动力学性质进行评估和分析。
在核反应堆的设计和操作过程中，热工分析是至关重要的一步。
核反应堆是利用核反应的原理来产生大量能量的一种设备。
核反应堆通常用于发电、生产同位素、研究等领域。
核反应堆的基本工作原理是将一些放射性物质放入到反应堆中，在核反应的过程中释放出大量的热能，以此来驱动涡轮机发电。
核反应堆的热工分析主要关注的是反应堆内的热力学和动力学特性。
在核反应堆中，核燃料的裂变会产生大量的热，这些热需要通过反应堆内的冷却剂来传递到发电设备。
因此，热工分析的主要任务是评估反应堆中热量的产生和传递，以便在设计和操作过程中避免过热或过冷的问题。
核反应堆的热工分析可以通过多种方法进行，其中最常见的方法是数值模拟。
数值模拟是指使用计算机模拟反应堆内复杂的热力学和动力学过程，以便更好地理解反应堆内的热传递和热力学行为。
在数值模拟中，需要考虑的因素包括反应堆内燃料的构成和排布、冷却剂的流动和热传递、反应堆的几何形状等。
另外，通过实验来验证和修正数值模拟模型也是非常重要的一项工作。
实验可以获得反应堆内的温度、压力、流速等关键参数，以进一步改进数值模拟模型。
同时，在实际操作中对反应堆进行连续监测和评估也是必不可少的。
核反应堆热工分析的结果可以帮助反应堆设计师和操作员更好地了解反应堆内的热力学行为，并且可以预测反应堆在不同工作条件下的热传递行为。
这些分析结果可以用于优化反应堆的设计，提高反应堆的效率和安全性。
总之，核反应堆热工分析是核反应堆设计和操作中不可或缺的一步。
通过热工分析可以更好地了解反应堆内的热力学和动力学行为，预测反应堆在不同工作条件下的性能，提高反应堆的效率和安全性。
除了数值模拟和实验外，还有一些重要的因素需要考虑，这些因素包括：1. 燃料特性燃料的特性直接影响反应堆内的核反应过程，从而影响热传递效率。
例如，燃料的粒度和密度会影响其热传递特性，而燃料的化学成分和裂变产物的特性也会影响其热放射。
核反应堆热工分析(热工部分)
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高
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二
2.堆芯功率的分布及其影响因素
控制棒一般均匀布置在高中子通量的区域，既提高 控制棒的效率，又有利于径向中子通量的展平
影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
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四
停堆后的功率
在反应堆停堆后，由于中子在很短一段时间内还会引起裂变，裂变产物的 衰变以及中子俘获产物的衰变还会持续很长时间，因而堆芯仍有一定的释 热率。这种现象称为停堆后的释热，与此相应的功率称为停堆后的剩余功 率。
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四
停堆后的功率
剩余中子引起的裂变 燃料棒内储存的显热
(r , z ) 0 J 0 (2.405
外推半径：R e
r z ) cos Re LRe
R R R 0.71tr 外推高度： LRe LR 2LR LR 1.42tr
堆芯的释热率分布
r z qv (r , z ) qv ,max J 0 (2.405 ) cos Re LRe
二
1.核裂变4% 裂变能的绝大部 分在燃料元件内 转换为热能，少 量在慢化剂内释 放 ， 通 常 取 97.4% 在 燃 料 元 件内转换为热能
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二
1.核裂变产生能量及其分布
不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取 E f 200 MeV
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反应堆热工水力学
堆内释热
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1 一
1.核反应堆热工分析的任务
安全：
稳定运行，能 适应瞬态稳态 变化，且保证 在一般事故工 况下堆芯不会 破坏，最严重 事故工况下也 要保证堆芯放 射性不泄漏
核反应堆热工分析复习
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。
第三章裂变能近似分布: 总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R射线能量 13是缓发B和R射线能量同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。
第四章堆芯功率分布和因素: 径向贝塞尔函数轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡第五章堆的传热过程2、积分热导率: 把对温度的积分作为一个整体看待, 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（）和热流密度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。
第四章 核反应堆热工学
25
4.3 输热和单相对流传热
燃料包壳表面及冷却剂的轴向温度分布
Tf ( z) —— z 处冷却剂的温度； TS ( z ) —— z 处包壳表面的温度； Tm ( z) —— z 处燃料中心的温度； zm —— 燃料中心温度最高处； zC —— 包壳表面温度最高处。
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26
一侧表面的释热率 对于球状燃料，
QS qV FS F ——表面积
S ——半厚度
qV r 2 温度分布 T (r ) Tm 6U 4 3 Q R qV 表面的释热率 S 3
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19
上节回顾
反应堆热工学主要研究：
（1）反应堆燃料和结构材料的释热；
（2）燃料和包壳材料的热传导； （3）包壳与冷却剂的对流换热等。
M ——慢化剂密度
a ——堆芯材料平均密度
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12
4.1 核反应堆的释热
通过慢化中子释热
qV ,M ,n 1.6021013 (s F )E MW / m3
qV ,M ,n ——慢化剂通过慢化中子的体积释热率 s ——快中子的宏观弹性散射截面
F ——快中子通量密度
② 元件壁面与冷却剂之间的对流传热
③ 冷却剂将热量传到堆外的输热
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4.2 核反应堆部件的热传导
4.2.1 棒状元件的热传导 燃料元件横截面上的温度分布 对于棒状芯块，可采用一维稳态热传导方程，
qV 2T 1 T 0 2 r r r U qV r 2 解得，T (r ) Tm 4U Tm ——芯块中心温度
堆总释热量的份额
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22
上节回顾
反应堆热工重点
第一章 工程热力学基本知识内能：内能是热力系统本身具有的能量，他包括分子运动的动能和因为分子间相互吸引和排斥所产生的位能焓：物理意义是工质的内能和推动功之和 定义式为pv u h +=熵：熵是描述热力过程可逆性的物理量，熵的变化表示工质与外界有换热发生不平衡过程一定是不可逆的热力学第一定律：流入系统的能量—流出系统的能量=系统能量的增加量vdph q pdv u q -=+= 饱和温度（压力）：当液体表面汽化和液化达到动态平衡时，汽液两相温度相同，此时温度为饱和温度，压力为饱和压力汽化潜热：单位质量的饱和水从汽化开始到完全汽化为干饱和蒸汽所吸收的热量为汽化潜热热力学第二定律：克劳修斯表述：热不能自发的不付代价的从低温物体传递给高温物体开尔文-普朗克说法：任何发动机都不能只从单一热源吸热并把它连续不断的转化为功电厂使用朗肯循环而不适用卡诺循环的原因：1.卡诺循环工作在湿蒸汽区，对汽轮机的工作不利2.卡诺循环需要压缩汽液两相工质这样会产生气蚀现象3.卡诺循环单位工质做工能力差相同功率水平下需要更多工质第二章 流体层流：流体运动时各质点作分层运动，流体质点在流层之间不发生混杂。
呈规则的层状流动紊流：流体各质点呈紊乱流动形态，流体各质点不保持在固定流层内运动有相互的交混层流和紊流的判断标准：2300Re Re =<下为层流10000Re Re =>上为紊流第三章传热学基本知识传热方法：热传导，热辐射，热对流热传导：温度较高的粒子与温度较低的粒子碰撞将能量传递给低温粒子，在宏观上的表现就为热传导 热辐射：不是依靠物体的接触而是通过电磁波的辐射传递热量的方式热对流：流体中温度不同导致密度不同，密度的差异将导致工质微团的运动将热量传递出去传热公式： 固体中的热传导公式：δT KFQ ∆= 圆通传热公式：)/ln(212r r T KL Q ∆∏= 平板传热公式：T hF Q ∆=对流换热的影响因素：1.流动产生的原因（自由流动还是受迫流动）2.流动形式（层流还是紊流）3.是否有相变产生4.流体的自身物理性质5.传热面的几何因素第四章反应堆的热源机分布反应堆的热源来源及大体分布：影响功率分布的因素：（稍微的解释一下）1.燃料装载对功率分布的影响使功率被展平2.控制棒的分布对功率的影响3.结构材料对功率的扰动4.水系和空泡对功率的影响反应堆热量的输出过程：强迫对流放热公式（D-B公式）注意使用条件沸腾临界：由于沸腾机理的变化使得传热系数陡降，导致逼问骤升分为DNB型和蒸干型DNB型临界沸腾（又叫做快速烧毁）：在沸腾曲线临界工况之后由于受热面上产生的气泡太多而使得液相的补充受到阻碍，传热恶化导致壁温骤升这一现象成为沸腾临界，从沸腾曲线上看由泡核沸腾进入到过度沸腾区，因此也叫做偏离泡核沸腾（DNB)这时对应的热流密度为临界热流密度高含气量下的临界沸腾：在流体环状流动时，由于沸腾使得液体层被破坏从而导致沸腾临界。
第五章反应堆瞬态热工分析简介
再灌水
应急冷却水注入压力壳之后，首先要把下腔室充满。待水位到达 堆芯底部之后才开始进入堆芯。应急冷却水充满下腔室这段时间 叫作再灌水阶段。在这段时间内，燃料元件只靠残存在下腔室中 的水产生的蒸汽对流和向周围进行热辐射来散热，传热条件极差。 在衰变热的作用下，其温度不断提高，因此应该尽量缩短这一段 时间。
再淹没-骤冷
进入堆芯的冷却水润湿燃料包壳壁面、达 到冷却的目的的要经历一个“骤冷”传热 过程。包壳只有经过骤冷后，其表面才算 是被淹没了。 骤冷点（称为骤冷前沿）前进的速度受包 壳的轴向导热特性和骤冷前沿附近的复杂 传热过程所制约，所以冷却水真正淹没堆 芯的速度并不等于它进入堆芯的速度，而 是等于骤冷前沿推进的速度。 由于骤冷前沿推进的速度相当缓慢（每秒 钟只前进几个厘米），所以使堆芯全部再 淹没需要相当长的时间（1-2分钟）。在这 段时间内，燃料包壳没有被淹没的部分温 度还要继续上升。
饱和喷放系统流动图（热段、冷段）
当进口管道断裂时，堆芯进口很 快卸压，冷却剂从下腔室大量反 流到破，使堆芯的冷却剂由向上 流动转变为向下流动
沸腾工况转变-偏离泡核沸腾
由于冷却剂沸腾堆芯内产生大量汽泡，反应堆会由于空泡负反应性而自 动停堆，使堆芯功率下降到衰变热的水平。 尽管如此，由于流动工况急剧恶化，仍然会出现沸腾临界现象，包壳温 度迅速上升（堆芯功率衰减不多，且燃料元件芯块储存的热量传导包壳 表面）。 经过几秒钟之后，燃料芯块的温度大幅度降下来（此时，温度由衰变热 大小与冷却剂传热能力的平衡来决定）。 包壳峰值温度
对失水事故进行热工水力分析的主要内容 有以下几个方面
研究管道破裂后因冷却剂失压而产生的冲击波的大小，分析堆 内构件和一回路部件在冲击波的作用下遭受破坏的可能性。 研究在失水事故的全过程中冷却剂流失的速度，以及系统内冷 却剂的压力、流量、焓、密度、液位等参数随时间的变化，以 确定堆芯冷却剂的工况，计算燃料元件的温度场，检验它们是 否超过了安全限度。 分析事故过程中氢的产生和积累所造成的后果。 分析安全壳在冲击波以及一回路冷却剂喷放的作用下发生破裂 的危险性。
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。
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。
核融合反应堆中高效平板集热器的热工设计
核融合反应堆中高效平板集热器的热工设计核融合作为一种可持续且几乎无限能源的潜在方法，一直以来都备受关注。
然而，在实现核融合反应堆的商业化应用之前，还有许多技术挑战需要克服。
其中之一就是设计能够高效地收集并利用核融合实验堆产生的热能的集热器。
高效平板集热器在核融合领域被认为是一种非常有潜力的装置。
它们的热工设计直接关系到核融合反应堆能量转换与利用的效率。
在本文中，我们将探讨核融合反应堆中高效平板集热器的热工设计原理和优化方法。
首先，热工设计的目标是最大限度地提高能量利用效率，并尽量降低能源浪费。
在设计过程中，需要考虑以下几个关键因素：导热性能、热传导、流体动力学和材料选择。
导热性能是高效平板集热器的关键特性之一。
良好的导热性能有助于快速而有效地将热能传输到集热器的工作流体中。
为了实现这一目标，可以采用一些常见的技术，例如增加导热材料的热导率和热容量，提高集热表面的热吸收能力，优化集热表面的结构形态等。
热传导是另一个需要考虑的重要因素。
在高效平板集热器中，热能的传导方式主要有两种：对流和辐射。
对流传热是通过工作流体对集热器表面的热交换来实现的，而辐射传热则是通过热辐射传输热能。
在设计中，应该合理选择流体的流动速度和热交换表面的几何形状，以优化热传导的效果。
流体动力学也是热工设计中需要考虑的一个重要因素。
在高效平板集热器中，流体的流动方式直接影响能量的传递效率。
优化流体的流动和分布方式可以最大化热能的转化和利用效果。
可以通过调整集热器的结构形态，改变流体的流动路径和速度，以提高流体的能量吸收和散发效果。
在材料选择方面，优选高导热性、化学稳定性和耐高温的材料对于高效平板集热器的长期运行非常重要。
常见的材料选用包括铜合金、镍合金和钛合金等。
此外，还需要考虑材料的耐腐蚀性和机械强度，以确保集热器在复杂工况下的稳定运行。
除了以上几点，还需要注意一些细节问题。
例如，需要考虑集热器的绝热性能，以减少能源浪费；还需要设计合理的冷却系统，防止集热器过热；此外，还需要进行热力学和热传递模拟，以优化集热器的性能。
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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（4）按慢化剂和冷却剂种类分.轻水堆（H2O）（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O ）；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。
第5节重水堆系统压力：10 Mpa冷却剂入口温度：260℃，出口温度：300℃冷却剂流量：24000 t/h燃料装量：80 t（电功率500MWe）最大燃料温度：1500 ℃UO2燃料富集度：0.7%（天然铀）转化比：0.8重水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离工厂；燃料经济性好，转换比较高，可充分利用天然铀；堆体积大，且需要大量重水，投资较高，发电成本比轻水堆电站高；为减少重水泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密封要求高，制造较复杂；卸料燃耗较浅，卸料量是同功率压水堆的3倍，结构材料消耗量和后处理工作量大；可实现不停堆换料，容量因子较高；由于燃料富集度低，出现严重事故的后果比其它堆型轻。
第6节石墨气冷堆系统压力：4～5 Mpa冷却剂入口温度：330℃，出口温度：750℃冷却剂流量：5000 t/h燃料装量：39 t （电功率1000MWe）最大燃料温度：1400 ℃UO2燃料富集度：10～90%转化比：0.7～0.8高温气冷堆核电厂的特点（与压水堆相比）：石墨既作慢化剂，又作燃料元件的结构材料，堆芯金属结构材料少，中子俘获少，转换比较高；使用氦气作冷却剂，不会产生次生辐射；冷却剂出口温度高，电站热效率高；使用球形燃料，可实现不停堆换料，容量因子较高；对一限制快中子堆发展的问题：核燃料必须有较高的富集度（当量富集度达15％～35％），而且初装量也很大。
在快中子反应堆大规模商业推广前，必须建造一定数量的先进转换堆或热中子堆以便为快堆积累工业钚。
堆芯内没有慢化剂，体积小，功率密度高。
因此要求采用传热性能好而慢化性能差的冷却剂，气冷却在技术上较复杂，还需进行大量研究试验。
燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。
由于快中子辐照注量率也比热中子堆大几十倍，因此对材料的要求也较苛刻。
快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，所以快中子堆的控制比较困难。
回路材料耐热性要求高，技术比较复杂。
第二章热工学基础知识第1节核反应堆热工概述1、反应堆热工在核工程领域的地位：反应堆热工学是研究如何将反应堆内核燃料释热安全地输出堆外的学科。
反应堆热工水力学是研究在反应堆及其回路系统中冷却剂的流动特性和热量传输特性、燃料元件传热特性的学科。
研究对象：燃料元件传热特性、冷却剂流动特性、热量传输特性应用领域：反应堆设计、反应堆运行2. 反应堆热工设计的特点（与常规热工相比）要考虑放射性对冷却剂、固体材料的导热、结构性能的影响。
材料设计要考虑中子吸收、慢化性能和辐照效应。
反应堆功率密度很高，某一构件内部温差大、热应力大，燃料元件的表面热负荷很大，要考虑临界热负荷的安全裕度。
3. 反应堆热工设计的作用热工设计在整个反应堆设计过程中，常常起主导作用和桥梁作用。
必须设计出一个良好的堆芯输热系统。
燃料元件的释热率最终要受到冷却条件和材料性能的限制。
一个完善的堆型方案能否实现，反应堆的安全性、经济性究竟如何协调，也都要在反应堆热工设计中体现出来。
热工设计要对控制系统、安全保护系统的设计提出要求，要为安全保护系统提供安全整定值等等。
4. 反应堆热工水力分析（1）反应堆热工水力分析的任务保证反应堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃料元件内产生的裂变能传送到核电厂的热力系统，进行能量转换；在停堆以后也能把衰变热传送出来，保证反应堆安全；在事故工况下，缓解事故的后果；对核物理设计、机械设计、测量仪表和控制系统等的设计提出相关设计要求。
（2）反应堆热工水力分析的内容对堆芯及整个热传输系统进行的热工计算分析——选择电站总体参数稳态分析——对额定功率下反应堆稳定运行的分析——可以在初步设计阶段对各种方案进行比较，协调各种矛盾，并且确定反应堆的结构参数和运行参数瞬态分析——研究启动、功率调节、停堆和各种事故工况下的瞬态过程——可以确定反应堆在各种事故工况下的安全性，提出所需要的各种安全保护系统和工程安全设施及其动作的整定值和动作时间，制定合理的运行规程，并对反应堆的稳态设计提出修正方案（3）反应堆热工水力分析的过程现象分析；模化分析；定量分析；实验验证；程序评价第2节热工基础的研究对象、内容和方法1. 研究对象热能和机械能之间的转换有什么共同规律？如何实现热能和机械能之间的转换？如何提高热机的热效率？2. 热工基础内容热力学——热能间接利用所涉及的热能和机械能之间的转换。
热力学第一、第二定律传热学——热能直接利用中涉及的研究热量传递规律的学科。
3种传热方式及其基本规律3. 研究方法热力学——宏观、唯象的研究方法；可引用微观的气体分子论和统计热力学传热学——解析法——建立物理模型、数学模型→数学分析求解数值计算法——计算机近似求解（非线性方程）试验研究法——实验测定→建立实验方程→分析求解第3节热力学基础知识1、热力系、热力状态及状态参数（1）热力系统：热力现象中一定范围的研究对象工质：实现能量相互转换的媒介物质。
热力状态：热力系统在某一瞬间所呈现的宏观物理状况。
（2）基本状态参数——可直接或容易用仪器测定比体积（v）单位：m3/kg压力（p）单位：Pa温度（T）单位：K ，℃（3）其它状态参数热力学能（内能）（U）单位：J工质微观粒子所具有的能量。
在分子尺度上它包括分子运动所具有的内动能和分子间由于相互作用力所具有的内位能。
U=U（T,V）焓（H） H=U+pV 单位：J开口系中，焓是流入（或流出）系统的工质所携带的取决于热力学状态的总能量。
闭口系中，焓是复合的状态参数。
熵（S）单位：J/K表示任何一种能量在空间中分布的混乱（均匀）程度，能量分布得越混乱（均匀），熵就越大。
3. 热力过程（1）热力过程：热力系从一个状态向另一个状态变化时所经历的全部状态的总和。
（2）可逆过程：如果系统完成某一热力工程后，再沿原来路径逆向进行时，能使系统和外界都返回原来状态而不留下任何变化，这一过程称为可逆过程；否则，称为不可逆过程。
（3）系统对外做功时取正值，外界对系统做功时取负值；系统吸热时热量取正值，放热时取负值。
4. 热力学第一定律（1）定律表述：热可以转变为功，功也可以转变为热；一定量的热消失时，必然伴随产生相应量的功；消耗一定的功时，必然出现与之对应量的热。
热能可以转变为机械能，机械能可以转变为热能，它们的传递和转换过程中，总量保持不变。
（2）热力学第一定律表达式（3）闭口系能量方程（4）稳定流动系统的能量方程5. 热力学第二定律（1）定律表述克劳修斯——不可能把热量从低温物体传向高温物体而不引起其它变化。
开尔文——不可能从单一热源取热使之完全变为功而不引起其它变化。
综合——热力过程具有方向性，一个非自发过程的进行必须付出某种代价作为补偿。
（2）熵增原理孤立系的熵只能增加，不能减少，极限的情况（可逆过程）可保持不变。
（3）能量的品质电能、机械能品质较高；热能品质较低；热能的温度愈高其品质愈高。
（4）能量贬值原理在孤立系统的能量传递与转化过程中，能量的数量保持不变，但能量的品质却只能下降，不能升高，极限条件下可保持不变。
6. 热力循环（1）理想循环：指忽略工作循环中的所有不可逆因素后仍能近似地反映该类循环的基本特征的理想可逆循环。
（2）卡诺循环卡诺循环是由两个定温过程及两个绝热过程组成的理想循环。
工质在同温度的T1下，自高温热泥吸入热量Q1，在可逆绝热膨胀过程中，工质温度自T1降低到T2。
然后，工质在温度T2下向同温度的低温热源放出热量Q2。
最后，经可逆的绝热压缩过程，工质温度由T2 升高到T1，完成一个可逆循环。
卡诺循环的热效率公式：121C t T T T η-=从卡诺循环的分析可以得到3条重要结论：卡诺循环确定了实际热力循环的热效率可以接近的极限数值，从而可以度量实际热力循环的热力学完善程度。
卡诺循环对如何提高热力循环的热效率指出了方向：尽可能提高工质吸热时的温度以及使工质膨胀至尽可能低的温度，在接近自然环境温度下对外放热。
对于任意复杂循环，提出了广义(等价)卡诺循环的概念，即以平均吸热温度T1及平均放热温度T2来代替T1及T2的概念，两者具有相同的热效率。
3）朗肯循环迄今为止，在工程上还没有造成完全按卡诺循环工作的热力发动机。
用饱和蒸汽作为工质时，原理上是可能实现卡诺循环的。