核电厂热工水力学
核电装置热工水力模型建立与优化
核电装置热工水力模型建立与优化核能作为一种清洁、高效的能源，在全球范围内得到了广泛应用。
核电装置热工水力模型的建立与优化，对于核电站的稳定运行和安全性能具有重要意义。
本文将就核电装置热工水力模型的建立和优化进行探讨。
一、核电装置热工水力模型的建立核电装置热工水力模型的建立是建立在核电装置内部流体运动及其与外部热源、热汇的相互作用之上的。
该模型主要包括以下几个方面：1. 核反应堆热力学模型：核反应堆是核电装置的核心部分，关系到核能的释放和转化。
核反应堆热力学模型主要描述反应堆内的核燃料的裂变、吸收、扩散等过程，并对燃料棒进行热工计算，以确定燃料棒内部的温度分布。
2. 蒸汽发生器模型：蒸汽发生器是将反应堆内的核能转化为蒸汽能的关键设备。
蒸汽发生器模型主要描述蒸汽和冷却剂之间的传热过程，以及冷却剂从反应堆出口进入蒸汽发生器的液相和汽相两相流动特性。
3. 主蒸汽管道模型：主蒸汽管道是将蒸汽从蒸汽发生器输送至汽轮机组的管道系统。
主蒸汽管道模型主要描述蒸汽在管道中的流动特性，包括压力变化、温度变化、流速分布等。
4. 冷却系统模型：核电装置的冷却系统包括冷却剂循环系统和冷却剂热汇系统。
冷却系统模型主要描述冷却剂在循环系统中的流动特性，以及冷却剂与热汇之间的传热过程。
5. 安全系统模型：核电装置的安全系统主要用于应对各种意外事故，以保障核电站的安全性能。
安全系统模型主要描述安全系统的工作原理和性能参数，以及在各种事故情况下，安全系统对核电装置热工水力参数的影响。
以上是核电装置热工水力模型的主要内容，通过对这些模型的建立和完善，可以有效地预测和调控核电装置的热工水力参数，提高核电站的稳定性和安全性能。
二、核电装置热工水力模型的优化核电装置热工水力模型的优化是为了提高核电装置的运行效率和经济性。
以下是一些常见的优化方法：1. 优化燃料棒布置：通过优化燃料棒的布置方式，可以改善燃料棒之间的热工水力特性分布，减少燃料棒之间的温度非均匀性，提高核电装置的热效率。
核电站中的热工水力系统分析
核电站中的热工水力系统分析热工水力系统是核电站中至关重要的系统之一，它在核反应堆运行过程中起着关键的作用。
本文将对核电站中的热工水力系统进行分析，旨在深入探讨该系统的工作原理、问题及解决方案。
一、热工水力系统的工作原理热工水力系统是核电站中用于传输热能的重要系统。
它通过水循环的方式将核反应堆中产生的热能转化为其他形式的能量供应给电力发电系统。
核电站的热工水力系统主要由冷却剂回路和蒸汽回路两部分组成。
冷却剂回路负责将核反应堆中的热能带走，并通过冷却塔将冷却剂冷却后再循环使用。
蒸汽回路将冷却剂中的热能转化为蒸汽，并通过汽轮发电机组产生电力。
二、热工水力系统存在的问题然而，核电站中的热工水力系统也存在一些问题，这些问题可能对核电站的运行效率和安全性产生影响。
1. 冷却剂泄漏问题在核反应堆运行过程中，由于各种原因，冷却剂可能会发生泄漏。
冷却剂泄漏不仅会导致核反应堆无法正常工作，还可能对环境造成严重污染。
为了解决这个问题，核电站需要建立完善的监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏。
此外，应加强对冷却剂管道的检修和维护工作，确保其正常运行。
2. 蒸汽回路效率低下核电站中的蒸汽回路在转化热能为电能的过程中存在能量损失的问题，导致整个系统的效率下降。
针对蒸汽回路效率低下的问题，可以考虑采用高效的汽轮发电机组，并优化蒸汽回路的结构和设计，减少能量损失。
3. 热能传输效果不佳在冷却剂回路中，热能的传输效果对核电站的运行效率至关重要。
如果在热能传输过程中存在能量损失或热能无法充分利用的问题，将会导致核电站的能量损失和运行效率下降。
为了解决热能传输效果不佳的问题，可以考虑加强对热交换设备的维护和管理，确保其正常运行。
此外，还可以采用先进的热能传输技术，提高热能的利用效率。
三、热工水力系统的解决方案针对核电站中热工水力系统存在的问题，可以采取以下解决方案：1. 强化监测与维护建立健全的冷却剂泄漏监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏问题。
M310型核电厂持照人员热工水力复训教材研究
M310型核电厂持照人员热工水力复训教材研究1. 引言1.1 背景介绍M310型核电厂是我国自主研发的第三代核电厂，具有安全性高、热效率高、环保性好等特点，是未来我国核能产业的重要支柱之一。
随着技术的不断进步和应用范围的不断拓展，持照人员的热工水力知识和技能也需要不断更新和巩固。
目前，针对M310型核电厂持照人员的热工水力复训教材相对匮乏，无法完全满足复训需求。
为了提高持照人员的专业水平和工作效率，加强热工水力知识的传授和应用能力的培养，开展这项教材研究具有重要的现实意义。
通过对M310型核电厂持照人员热工水力复训教材的研究，可以更好地整合相关知识和技能，提高持照人员的综合素质，确保核电厂的安全运行。
本研究旨在深入探讨教材内容分析、研发方法、应用效果评价、改进建议及推广策略，以期为M310型核电厂持照人员的热工水力复训提供有益的参考和支持。
1.2 研究目的研究目的是为了针对M310型核电厂持照人员热工水力复训教材的存在问题和不足，通过深入研究和分析，提出有效的改进和优化建议，以提高持照人员的培训效果和实际应用能力。
具体目的包括：1.分析现有教材内容的完整性和准确性，找出存在的知识盲点和错误，以便对教材进行修订和完善；2. 探讨教材的设计方法和策略，提出更加科学合理的教学架构和知识传递方式；3. 评估教材在实际应用中的效果和影响，并根据反馈意见进行调整和改进；4. 提出教材的推广策略，以确保更多的持照人员受益并提高他们的专业水平和技能。
通过达到以上研究目的，将为M310型核电厂持照人员的热工水力复训教材提供更好的支持和指导，为核电行业人才培养和发展做出积极贡献。
1.3 意义热工水力学是核电厂运行中非常重要的一门知识领域，对于保障核电厂安全运行具有至关重要的意义。
随着M310型核电厂持照人员热工水力复训教材的研发与推广，可以有效提升持照人员的专业水平和技能，帮助他们更好地理解和掌握热工水力学相关知识，从而提高核电厂的运行效率和安全性。
核电厂热工水力学3
中 国 实 验 快 堆
剩余中子引起的裂变功率 在停堆后，剩余中子引起的裂 变功率可分为如下两种情况：在 停堆后极短的时间（秒）内，剩 余中子功率主要是瞬发中子引起 的裂变功率；在停堆后较长时间 （1—30秒）内，剩余中子功率 主要是缓发中子引起的裂变功率。
（2）裂变产物衰变功率
裂变产物放射性（和射线）衰变热在停堆后很长时间内是停堆后 功率的主要部分。一般说来，裂变产物衰变功率与停堆前裂变产物 的总产额以及这些产物在停堆后衰变程度有关。前者主要取决于堆 的初始功率并与此功率下运行的时间有关。 （3）中子俘获产物衰变功率 中子俘获产物衰变功率是指燃料内俘获中子后的产物和的放射性 衰变热。
中 国 实 验 快 堆
2 控制棒对功率分布的影响 控制棒由顶部插入。在寿期初期，局部插入的控 制棒使中子注量率及功率峰值移向堆芯底部。在 寿期末期，由于控制棒提出，堆芯顶部燃耗较低 的燃料使中子注量率及功率峰值移向堆芯顶部。 同时，如图2－5中所看到的，功率的峰值与平均 值之比会比未受扰动时的要高。
中 国 实 验 快 堆
1.2堆芯体积释热率
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
1.3堆芯和燃料元件的功率强度表示法
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
1.4堆芯内释热率的分布
有限圆柱体均匀裸堆中子注量率分布
中 国 实 验 快 堆
中 国 实 验 快 堆
3 水隙和空泡对功率分布的影响
水隙指控制棒提出后留下的空间，水隙中的水起慢化作 用，从而提高了局部热中子注量率和功率。现在采用挤 水棒和控制棒采用长而细的方式避免峰值。 压水堆堆芯最热区可能产生蒸汽，蒸汽泡的存在会使反 应性下降，从而使空泡区域的中子注量率及其功率相应 降低。在反应堆瞬态工况和事故工况下，冷却剂的比焓 大大高于其正常值，这种空泡效应更加显著。由于产生 蒸汽空泡会使功率降低，所以可减轻某些事故的严重性 。
核电厂热工水力学
核电厂热工水力学随着工业的发展，电力需求也在不断地增长。
为了满足电力需求，许多国家和地区开始重视核能的开发和利用。
核电站作为一种新型的发电方式，具有高效、干净、可靠、可持续等优点，但同时也带来了许多技术和环境难题。
核电站作为一个庞大的能源系统，其运行涉及到多个领域的学科，其中热工水力学是其中不可或缺的一个学科。
这篇文章将介绍核电站热工水力学相关的知识。
热工水力学基础流体力学核电站的热能是通过水和蒸汽传递来实现的，因此流体力学在核电站热能传递中扮演了至关重要的角色。
流体力学研究的对象是液体、气体等连续介质的运动规律，包括流体的流动、变形、流速、压强等，液体的黏滞力以及黏滞力对于流体流动的影响等内容。
在核电站中，流体力学主要用于描述污水处理、冷却水系统、压气系统和聚集转移装置等方面的问题。
例如，在核电站中，需要将汽轮机的排汽通过冷却水塔冷却降温，因此需要对冷却水塔进行流体力学的分析和计算。
此外，在核电站的压气系统中，压缩空气在输送过程中需要经过管道，因此需要通过流体力学的分析计算管道的内径和空气流量等参数。
热学热学是研究物体温度和热量传递规律的学科，包括热力学和热传导。
在核电站中，热学主要用于描述核能转化为热能的过程，以及核电站的热量传递问题。
具体来说，核反应堆内部的燃料元件的燃烧反应会释放大量热能，这些热能会通过燃料元件、冷却剂和外壳等组成的传热系统传递出去，通过蒸汽抽气系统带动汽轮机运转，最终产生电能。
因此，热学在核电站设计和运行等方面都扮演着重要的角色。
材料学核电站中使用的燃料元件、管道、阀门等部件需要具备较高的耐高温、耐压、耐腐蚀等性能，因此材料学对于核电站的设计和运行也具有不可或缺的重要性。
材料学的研究对象是各种材料的物理化学性质，包括材料的物理性质、力学性质、化学性质、热学性质等。
在核电站中，材料学的应用主要涉及到燃料元件、管道、泵、阀门等部件的材料选择和质量控制等方面。
例如，在燃料元件的设计中需要考虑材料的耐辐照性和高温性能等因素，而在压载水反应堆中，压载水中的氧化物离子容易导致材料的腐蚀和脆化，因此需要通过材料学的知识来选择和优化材料，以保证核电站的安全和可靠性。
压水堆核电站基础：第三章 热工水力学基础知识
系统与设备（3）
3
235U每次裂变释放的能量(单位：MeV）
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168（84） 极短 5（2.5） 中 7（3.5） 长
裂变产物的β射线 7（3.5） 短
裂变产物的γ射线
6（3） 长
非裂变反应（n，γ） 7（3.5） 放出的β、γ射线
总计 系统与设备（3）
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸，
系统与设备（必3） 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
13
热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是：
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积，m2；σ0 为黑体辐射常 数，ε 为物体的黑度，T为表面的绝对温度，K
为了提高整个电厂的循环效率，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，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
系统与设备（3）
7
燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程，包括：
系统与设备（3）
10
从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 （千焦/米2 •小时），称为热负荷；
Ts为包壳壁面温度，Tf为冷却剂主体温度； α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关，一般由实验确定。
200
M310型核电厂持照人员热工水力复训教材研究
M310型核电厂持照人员热工水力复训教材研究目前，M310型核电厂已经成为了我国主要的核电技术装备之一。
为了保障核电厂运行安全稳定，持照人员需要进行定期的热工水力复训。
本文旨在研究M310型核电厂持照人员热工水力复训教材，以提供全面的培训内容和教学方法，提高持照人员的技术水平和应对能力。
一、教材的内容1. 热工学基础知识：介绍热力循环的基本原理和工作过程，包括热力系统的能量守恒和热力学第一、第二定律等基本概念。
2. 热工系统的组成：详细介绍核电厂热工系统的各个部件，包括主蒸汽系统、再热系统、凝汽器、冷却水系统等，以及其工作原理和组成。
3. 热工水力参数的计算与分析：讲解核电厂热工系统中的各种参数，如温度、压力、流量等的计算方法和应用，以及参数变化对系统工况的影响。
4. 热工系统的运行与维护：介绍核电厂热工系统的运行与维护技术要点，包括系统的启停操作、异常情况的处理、设备的维护保养等。
5. 热工系统的安全管理：强调核电厂热工系统的安全管理措施，包括事故防范、应急处理、安全检查等，以及相关法律法规和规范要求。
二、教学方法1. 理论教学：通过讲解、演示和案例分析等方式，详细讲解热工水力的基本原理和应用技术，注重理论与实际应用的结合。
2. 实践操作：组织学员进行实际操作，熟悉仪器设备的使用方法和维护保养技术，提高实际操作能力。
3. 模拟仿真：使用虚拟仿真系统，模拟核电厂热工系统的运行情况，让学员进行仿真操作和应急处理，培养应对突发情况的能力。
4. 经验交流：邀请有丰富经验的持照人员进行经验交流和问题解答，促进学员之间的互动和学习。
5. 考核评估：设置定期考核和评估，对学员的学习情况和技能掌握程度进行评估，及时纠正和完善教学内容。
三、教材编写的注意事项1. 整合国内外先进经验：参考国际先进核电厂的热工水力复训教材，结合我国核电厂实际情况进行有针对性的补充和改进。
2. 高度实用性：注重教材内容的实用性，将理论知识与实际操作相结合，使学员能够直接应用于工作中。
核动力系统热工水力计算方法
核动力系统热工水力计算方法嘿，朋友们！今天咱来聊聊核动力系统热工水力计算方法。
这可不是什么高深莫测、遥不可及的东西哦！咱就把核动力系统想象成一个巨大的“热工厂”吧。
在这个“工厂”里，热和水就像是两个调皮的小精灵，跑来跑去，互相作用。
而我们要做的呢，就是搞清楚它们是怎么跑的，怎么玩的。
那怎么去计算呢？这就好比我们要搞清楚一场热闹的游戏规则一样。
我们得先了解各种参数，就像知道每个小精灵的特点和脾气。
温度啦、压力啦、流量啦，这些可都不能马虎。
然后呢，我们要用一些巧妙的方法和公式，把这些参数串起来，就像用线把珠子串成漂亮的项链一样。
这可不是随随便便就能做好的，得细心，得耐心。
比如说，我们可以通过一些实验，观察这些小精灵在不同情况下的表现，然后根据观察到的结果来推断它们一般会怎么行动。
这就好像我们观察小朋友在操场上玩耍，就能大概知道他们喜欢玩什么游戏一样。
还有啊，计算的时候可不能死板，要灵活多变。
就像跳舞一样，不能总是一个动作，得随着音乐的节奏来变换舞步。
有时候一个小小的改变，可能会让整个计算结果大不一样哦！你说这是不是很有趣呢？就像解开一个神秘的谜题。
我们在探索的过程中，会发现很多奇妙的东西。
也许会遇到一些困难，但那又怎么样呢？我们就是要挑战自己，攻克这些难题呀！大家想想，如果我们能把这个核动力系统热工水力计算方法掌握得透透的，那该多牛啊！我们就能更好地利用核动力，为我们的生活带来更多的便利和好处。
这难道不值得我们去努力吗？所以啊，朋友们，不要害怕这个看起来有点复杂的领域。
只要我们有兴趣，有决心，就一定能在这个“热工厂”里玩得转，算得清！让我们一起加油，去探索这个神奇的世界吧！。
热工水力学
第一章二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？三、反应堆热工分析主要包括那些内容？第二章二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成，他们各具有什么特点？原因：在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还是有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
热量来源：燃料棒内储存的显热，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。
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热；假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
三、以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前堆功率的百分数。
大约在停堆后多久，剩余裂变可以忽略？假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
压水堆经过长期运行后停堆，其衰变热随时间的变化见下表，可以知道，一年后剩余裂变可以忽略。
第三章一、各种形状的燃料元件导热计算二、单相对流换热计算沸腾形式详细图表分析，请参考P37四、何谓沸腾临界？压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁？为什么？而在事故工况下又怎样？沸腾临界的特点：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升。
临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度。
沸腾临界一般和发生沸腾临界时的流型有着密切的关系。
沸腾临界根据流动工况的不同通常分为两类：1.过冷或低含汽量下的沸腾临界；2.高含汽量下的沸腾临界；常见的核燃料：六、如何选取包壳材料？有哪些常见的包壳材料。
核电厂热工水力学
O/U
1.686 1.80 1.90 2.00 2.02 2.05 2.15 3
Christen sen测定
2560 2800 2745 2520 2400
Lambert 2535 2681 2740 2790 2560 2360 2360 ,Bare测 定
➢热导率
二氧化铀的热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重 要的意义。因为导热性能的好坏将直接影响二氧化铀芯 块内整体温度的分布，而温度则是决定二氧化的铀物理 性能、机械性能的主要参量，也是支配二氧化铀中裂变 气体释放、晶粒长大等动力学过程的主要参量。 实验研究表明，二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温 度。 此外，燃料的密度、燃耗和氧铀原子比等对热导率也都 有明显的影响。 二氧化铀的热导率随燃耗的加深会不断变小。
程度
UO2陶瓷燃料
被制成烧结的圆柱形燃料小块（称为燃料芯
块） ➢ 优点：熔点高、深燃耗、高温和辐照稳
定性好；在压水堆正常运行条件下对水
的抗腐蚀性能好 ➢ 缺点：导热性能比较差
含UO2弥散体的燃料
➢ 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料 （热导率高、耐辐照、耐腐蚀和高温稳
定性好）的基体中。 ➢ 基体材料：锆合金、不锈钢等 ➢ 缺点：基体材料所占百分比大，必须使
按冷却剂、慢化剂分类 轻水堆（压水堆，沸水堆） 重水堆 石墨气冷堆 石墨水冷堆 钠冷堆
按核燃料在堆内分布形式分类 均匀堆：核燃料、慢化剂、冷却剂均匀混 合在一起 非均匀堆：绝大多数堆型
4.2压水堆结构组成
堆芯横截面图
压 水 堆 纵 剖 面 图
核燃料组件
采用无盒、带指形控制 组件的棒束型燃料组件。
包壳的主要热物性
密度 熔点 比定压热容 热导率 热膨胀系数
核电厂热工水力学
1.3常用的泡核沸腾（包括欠热和饱和泡核沸腾）传热关系式
1．Jens—Lottes 关系式
TW
TS
25( q )0.25 exp( p / 6.2) 106
（3－27）
实验条件：上升水流动，质量流密度 G 111.05104 kg/(m2
s)，水温度 Tf 115－340℃；压力 p 0.7 17.2 MPa；管内 径 D 3.63 5.74mm；热流密度 q 直到12.5106 W/m2。该式只
直接计算出泡核沸腾开始点的壁温 TW,ONB ，然后再由方程（3
－29）计算出发生
ONB
时的流体平均温度
T ONB b
。
根据热平衡关系可以求出泡核沸腾开始点的位置 zONB （见 图 3－7）：
qPh zONB GL AcpL (TbONB Tf ,in )
（3－33）
解得 zONB 为
zONB
GL AcpL (TbONB Tf .in ) qPh 核电厂热工水力学
（2）Thom：
（3－30）
TW
TS
q 22.65(106
)0.5
exp(
p
/
8.7)
（3）Bergles—Rohsenow：
（3－31）
0.489 p0.0234
q
TW
TS
0.556
15515
p1.156
（3－32）
式中，TW 为壁面温度，K 或℃；Tb 是流体平均温度，K 或℃；
q 是壁面热流密度，W/m2； hL0 是单相液体对流传热系数，
堆芯传热
核电厂热工水力学
1流动沸腾传热
流动沸腾是指液体有宏观运动的系统内的沸 腾，加热面上汽泡生长受到液体流动方向上 的附加作用，使壁面的泡化过程特性发生变 化。液体运动可以是由外力强制作用引起的 强迫流动，也可以是由流体密度差造成的自 然对流。流动沸腾常伴随着各种汽—液两相 运动，所以它比池内沸腾复杂。
核动力装置热工水力
核动力装置热工水力近年来，随着环保意识的不断提高和能源需求的日益增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式备受关注。
而核动力装置作为核能利用的重要组成部分，其热工水力性能的优化对于核电站的安全、经济、环保运行具有重要意义。
一、热工水力基础热工水力是指热力系统中传热和传动能的过程，包括热力学和流体力学两个方面。
其中，热力学主要研究热力系统中的能量转换，包括热量、功和内能等；流体力学主要研究流体在管道中的运动过程，包括流量、压力和速度等。
在核动力装置中，热工水力是指核反应堆中热量的传递和冷却剂的流动过程。
核反应堆中的热量主要由核裂变反应释放，通过燃料棒、热交换器等部件传递给冷却剂，再由冷却剂带走，最终通过蒸汽发生器转化为机械能。
因此，对于核动力装置的热工水力性能的优化，关键在于提高热量传递效率和冷却剂的流动性能。
二、热工水力优化1.热量传递热量传递是指核反应堆中热量从燃料棒到冷却剂的传递过程。
热量传递效率的高低直接影响着核反应堆的热效率和运行安全性。
为了提高热量传递效率，需要从以下几个方面进行优化：（1）燃料棒结构优化燃料棒是核反应堆中最为关键的部件之一，其结构的合理设计可以提高热量传递效率。
燃料棒的材料、管径、壁厚、排列方式等都会对热量传递效率产生影响。
例如，在燃料棒内部增加螺旋肋片可以增加燃料棒与冷却剂之间的传热面积，从而提高热量传递效率。
（2）冷却剂流动优化冷却剂的流动状态对热量传递效率也有重要影响。
为了提高冷却剂的流动性能，需要优化管道结构、流速、流量分布等参数。
例如，在管道中增加流道障碍物可以增加流体的湍流程度，从而提高传热效果。
2.冷却剂流动冷却剂的流动性能对于核动力装置的运行安全和经济性也具有重要影响。
冷却剂流动性能的优化需要从以下几个方面进行：（1）管道结构优化管道的结构对于冷却剂的流动性能影响较大。
例如，在管道中增加流道障碍物可以增加流体的湍流程度，从而提高传热效果。
（2）流速优化流速是影响冷却剂流动性能的重要因素之一。
核动力技术中的热工水力学
考题解答问题1本题采用步进法确定蒸汽发生器传热管管壁温度、一次测流体温度、二次侧流体温度、含气率和空泡份额。
步进从入口给定的起始条件开始，在一、二次侧建立能量平衡。
忽略任何功，或不计从外部得到或损失的能量。
sec 0primary ondary E E ∆+∆=或 (1)sec primary ondary E E −∆=∆假定：唯一的能量传递模式是对流传热。
''in E D q dz π∆=∫(2)利用牛顿公式：'',()()(()())pri pri pri wall out q z h z T z T z =− (3)''sec sec sec,()()(()())wall in q z h z T z T z =− (4)对此问题，忽略蒸汽发生器传热管的热导，这样在传热管壁厚度（这里也忽略了）没有温差。
于是有：,,()()()wall out wall in wall T z T z T ==z (5)因为忽略了管壁厚度， (2)— (5)式可用于(1) 式，得到更简单的能量方程。
sec sec ()(()())()(()())pri pri wall wall h z T z T z h z T z T z −=− (6)下面的任务就是从管子入口开始，使沿传热管长度方向满足能量平衡，仔细跟踪蒸汽发生器传热管内流体的状态。
注意，对流传热是唯一的考虑模式。
在考虑的温度、压力和流率下，忽略加压水其它的传热机制。
这一点无庸置疑。
解答本题的过程如下：1 沿轴向将传热管离散成一些节点。
本解答中，共用了200个节点。
没有进行对于轴向节点数目的数值敏感性分析。
目标是有足够细的离散化从而使算得的壁温、空泡份额大致上具有合理的准确度。
2 在管子入口，求得蒸汽发生器传热管一次侧传热系数（假定其为常数）。
这减少了（6）式中的一个未知量。
假定一次侧流体是过冷的，这样传热系数由Dittus-Boelter 关系式确定。
核反应堆设计中的热工水力学研究
核反应堆设计中的热工水力学研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益重要的背景下，核反应堆作为一种高效、清洁的能源来源，受到了广泛的关注和研究。
而在核反应堆的设计中，热工水力学是一个至关重要的领域，它对于确保反应堆的安全、稳定和高效运行起着关键作用。
热工水力学主要研究核反应堆内的热量传递、流体流动以及与之相关的物理现象和过程。
简单来说，就是要弄清楚反应堆内部的热能如何产生、如何传递，以及冷却剂（通常是水）如何流动来带走这些热量。
在核反应堆中，燃料芯块会通过核裂变反应产生大量的热能。
如果这些热能不能及时有效地被带走，就会导致燃料温度过高，甚至可能引发堆芯熔毁等严重事故。
因此，设计合理的冷却系统，保证热量的快速、均匀传递，是核反应堆设计的首要任务之一。
冷却剂的流动特性是热工水力学研究的一个重要方面。
冷却剂在反应堆内的流动速度、压力分布、流动阻力等都会影响热量传递的效率。
为了优化冷却剂的流动，研究人员需要通过理论分析、实验研究和数值模拟等手段，深入了解流动规律，并据此设计合适的流道结构和管道布局。
传热过程也是热工水力学的核心研究内容之一。
在核反应堆中，热量主要通过热传导、热对流和热辐射三种方式传递。
其中，热传导是指热量在燃料芯块内部的传递；热对流则是指冷却剂通过流动带走燃料表面的热量；热辐射在高温下也会有一定的作用，但相对较小。
研究人员需要准确地计算和预测各种传热方式的贡献，以评估反应堆的热性能。
在核反应堆的设计中，热工水力学的研究还需要考虑许多复杂的因素。
例如，燃料元件的几何形状和排列方式会影响热量的产生和传递；反应堆的功率水平不同，热工水力学特性也会有所差异；运行工况的变化，如功率的升降、冷却剂流量的改变等，也会对反应堆的热工性能产生影响。
为了研究这些问题，科学家们采用了多种方法。
实验研究是其中的重要手段之一。
通过在实验装置中模拟核反应堆的运行条件，可以直接测量各种参数，获取真实的数据。
然而，实验研究往往受到成本高、周期长、条件受限等因素的制约。
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1.2分说各学科 核 铀-235 钚239 反应 中子和核结合发生的变化
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堆 能使裂变反应可控持续的整个装置
工程热力学 四个定律
0平衡态定义 1 能量守恒（机械能和热能的转化） 2热能的传递方向 3说明熵增即无序化过程是不可逆的
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传热学 主要是三种传热方式在不同情况下的过
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核燃料的形态： 固态：实际应用的核燃料
（金属型、弥散体型和陶瓷型） 液态：还有许多技术问题需
要解决，未达到工业应用的程度
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UO2陶瓷燃料
被制成烧结的圆柱形燃料小块（称为燃料芯 块）
核 反应 堆 热 工 水力学
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• 1.反应堆及电站介绍
1
• 2.堆芯材料及热源（工程热力学） 2
• 3.堆芯传热
7
• 4.堆芯水力
9
• 5.反应堆设计
2
• 6.复习
2
• 7.考试
1
• 总计
24
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1.1解释题目
核 原子核 核素 反应 核与中子结合后发生的裂变衰变等变化 堆 pile-reactor，石墨堆砌-现代复杂装置 热 传热学 工 工程热力学 水力 流体力学
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阻力塞组件 作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒 前述各种堆芯相关组件 都含有中子源组件，只 有阻力塞组件全部是阻 力塞组件
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5.1核燃料热物性
核燃料： 裂变燃料：铀－235（自然界
存在的唯一一种核燃料） 铀－233 钚－239
转换燃料：钍－232 铀－238
转换材料本身虽不易裂变，但在俘获中子 后能转变为裂变燃料，从而补充裂变燃料 的消耗。在反应堆内它们或者与裂变燃料 混合使用，或者在包裹层中单独使用
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核燃料组件 采用无盒、带指形控制 组件的棒束型燃料组件。 主要结构：棒束＋8个 定位格架+上下管座 棒束 17×17=289=264+24+1 正方形排列: 264 燃料棒 24 导向管 1 中子测量管
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燃料元件棒 燃料芯块、包壳、压紧弹簧、上下端塞几 部分组成。每根棒有271块燃料芯块、包壳 壁厚0.57mm。元件棒长3852mm、外径 9.5mm。芯块区长3657.6mm。包壳与芯块 间隙0.17mm。元件棒内充2MPa氦气。 燃料芯块 由二氧化铀粉末经冷压，在1700度下烧结 成圆柱陶瓷体。直径8.19mm、高13.5mm。
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4.1反应堆的原理与分类
为了给中子减速，设置了慢化剂，为了 控制中子生产数量设置了控制棒，为了 冷却设置了冷却剂。
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按使用目的分类 生产堆 动力堆 研究堆 发电增值两用堆
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按引起核裂变的中子能量分类 快中子堆中子能量>1 MeV 中能中子堆0.1 MeV>中子能量>0.1 eV 热中子堆0.1 eV>中子能量>0.0251 eV
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世界第一座核电站 1954.6 苏联奥布灵 斯克核电站 5MW
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我国第一座核电站 1991.12 秦山 30MW压水堆并网发电
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世界核电发展的几个阶段 1954－1960 试验阶段 1961－1969 实用化阶段 1969－1979：大发展阶段 1980－1999：低潮阶段 2000—现在：逐渐复苏
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中国运行的核电厂（18台机组） 秦山核电站7台机组 大亚湾2台 岭澳4台 田湾2台 宁德1台 辽宁红沿河1台 阳江1台
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
中国在建的核电厂（22台机组）
阳江一期3台 台山2台 三门2台 方家山2台 福清4台 海南昌江2台 防城港一期2台 连云港2期两台 石岛湾1台 海阳2台
在我国现有的能源结构中，核电仅占2%，计 划占4 %。
程 热传导 对流换热 辐射传热 流体力学 流体流动的规律 质量守恒 动量守恒 能量守恒
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2.1核反应堆三种功能 生产同位素 中子射线的利用 热能利用 2.2本学科内容 堆内热工水力
生产堆 实验堆 动力堆供热堆
3.1核电站的发展 第一座反应堆 费米 1942.12 美国建成
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第一座实验核电站 1951.12 美国 EBR 点亮4个200瓦灯泡
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控制棒组件 结构组成：24跟吸 收剂棒＋星形架 组件数目保证：卡 棒准则，功率分布， 弹棒事故
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吸收剂棒 黑棒灰棒 材料银－铟－镉不锈钢 结构：二者相似 黑棒束控制组件：24根黑棒 灰棒束控制组件：8根黑棒＋16根 灰棒
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可燃毒物组件 作用：用于第一燃料循 环，降低硼浓度，保证 慢化剂的负温度系数 可燃毒物材料：硼玻璃 管（B2O3+SiO2） 初装料：48×12(棒)＋ 18×16(棒)+2×16=896 第一次换料时全部卸出， 换阻力塞组件
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全 球 在 建 和 运 行 中 的 核 电 机 组
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从正在运行的核电机组数来看，运行机组数较 多的有：美国104台，法国58台，日本53台，英 国35台，俄罗斯29台，德国20台，乌克兰16台， 韩国15台，加拿大14台，瑞典12台，印度10台。 西欧和北美国家核电发展停滞衰退。亚洲和东 欧的一些国家核电进一步发展。俄罗斯联邦已 有29座在役的核电机组和3座在建的核电机组， 还计划在圣彼得堡附近再建若干座1500MW的 核电厂。中国、印度、韩国已经明确计划要扩 大核发电能力。
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按冷却剂、慢化剂分类 轻水堆（压水堆，沸水堆） 重水堆 石墨气冷堆 石墨水冷堆 钠冷堆
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按核燃料在堆内分布形式分类 均匀堆：核燃料、慢化剂、冷却剂均匀混 合在一起 非均匀堆：绝大多数堆型
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4.2压水堆结构组成
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堆芯横截面图
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压 水 堆 纵 剖 面 图
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3.2压水堆核电站的原理和组成
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核岛系统 一回路系统有反应堆、主泵、稳压器、 蒸汽发生器和连接管道。 还有一些安全和辅助系统专设安全系统、核 辅助系统和三废处理系统。
常规岛系统 汽轮机系统、循环水系统和电气系统
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3.3核电站主要厂房布置
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压 水 堆 安 全 壳 内 纵 剖 面 图