反应堆传热过程

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第三章堆的传热过程

* 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 )
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 )

核反应堆是如何发电的

核反应堆是如何发电的？
在核反应堆的堆芯处有一台热机。

在热机内部，能源把工作液体——通常是水——加热到高温。

这种液体在一个回路中循环流动，通过加热液体、取走反应堆堆芯的能量，然后作为冷却液体流回堆芯。

可以允许被加热的液体从液相变成气相，也可以保持高压以防止发生这种相变。

在前一种情况下，气体，通常是蒸汽，被导入涡轮机，涡轮机基本上是一根大轴，在它上面带有类似电风扇的叶片。

在后一种情况下，过热的高压水在一个蒸汽发生器中把能量转移到另一个水回路中去制造蒸汽。

第二个回路中的蒸汽被导入涡轮机。

高温气体冲击涡轮机的叶片，使得叶片连同轴一起飞快旋转。

与涡轮机紧密相连的是导线缠绕成的线圈。

强磁铁被放置在导线附近。

在磁场中旋转的导线产生电流。

这个原理是英国物理学家迈克尔·法拉第(Michael Faraday)在19世纪20年代末、30年代初通过实验发现的，然后电流通过电网传到千家万户。

就这样，一台涡轮机和一台发电机把机械能转变为电能。

来自反应堆的大部分能量没有用于发电。

因为对于现在的商业反应堆，核能转化为电能的效率约为33%。

也就是说，只有1/3的核能最终转化为了电能。

剩余的能量是热量。

通常，这些热量被排放到周围环境中去，因而被浪费掉了，即人们常常听到的术语“废热”。

这
种热量大部分是可以用于其他目的的，诸如居民取暖——称为地区供热——或工业供热。

但是出于安全考虑，一般都把核反应堆建在离城市相对较远的地方，所以反应堆极少为住宅供暖。

工业供热还是一种巨大的、尚未开发的资源。

核反应堆热工基础-第四章

ql rw Tg - Tw ln( ) 2K w rg
r T(r) Tg ln( ) w r g ln(1 ) rg
Tg Tw
rg r rg w
式中： Tw——包壳外表面温度，℃； Tg——包壳内壁温度，℃； rg——包壳内径，mm ； δw——包壳厚度，mm ； Kw——包壳的热导率， W ·m-1 ·℃-1
4. 总结
圆柱体燃料元件中心温度T0与包壳表明温度Tco之差为
式中： ql——线功率密度， W ·m-1 ； ku——燃料芯块平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Ru——燃料芯块半径， mm； hg——间隙的总传热系数， W ·m-2 ·℃-1 kc——包壳平均热导率，W ·m-1 ·℃-1； Rco ——包壳外半径，mm ； Rci ——包壳内半径，mm 。
2. 两相流的传热系数
（1）基本概念 • 多相流：多种物相在同一个系统内一起流动。多组分多相流单组分多相流
• • 沸腾：液体受热超过其饱和温度时，在液体内部和表面同时发生剧烈汽化的现象。欠热沸腾（过冷沸腾）：流体处于未饱和状态即流体温度低于饱和温度的沸腾现象。饱和沸腾：若液体的主体温度达到或超过饱ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ温度，气泡脱离壁面后会在液体中继续长大，直至冲出液体表面，这样的沸腾称为饱和沸腾。
核反应堆热工基础
教师：刘晓辉
成都理工大学核技术与自动化工程学院
第四章反应堆堆芯的传热过程
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放热和冷却剂将热量输送到堆外的输热等三个过程。
第1节燃料元件的径向导热
燃料元件的径向导热过程：燃料芯块内产生的热传导至芯块表面→芯块表面与包壳内壁间气体层（间隙）导热→包壳壁中的导热

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

速度边界层
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。

第3章+反应堆稳态工况下的传热计算

第三章反应堆稳态工况下传热计算第一节反应堆内功率的产生和分布反应堆内的热源问题，即能量在反应堆内的分配，掌握裂变能的分配情况。

重点讲解：燃料元件内温度的空间分布，即温度场分布。

主要目的：（1）由于温度梯度会造成热应力，材料在高温下的蠕变和低温下的脆裂等现象都密切与温度有关系；（2）包壳表面和冷却剂的化学反应也与温度密切相关；（3）从堆物理角度考虑，由于燃料和慢化剂的温度变化会引入反应性的变化，影响到堆的控制。

影响燃料元件内的温度场的因素：燃料的释热率一、核裂变产生的能量虽然不同核燃料元素的裂变能有所不同，但一般认为大约为200Mev。

一、核裂变产生的能量二、堆芯功率的分布1、裂变率在单位时间(1s)单位体积(1cm3)燃料内，发生的裂变次数，称为裂变率。

核子密度核子密度是指单位体积内的原子核数目。

2.芯块内的体积释热率¾体积释热率是单位时间、单位体积内释放的热能的度量，也称为功率密度。

¾体积释热率指的是已经转化为热能的能量，并不是在该体积单元内释放出的全部能量。

均匀化的芯块内的体积释热率为：3. 堆芯总热功率由于屏蔽层、各种结构件和冷却剂内等处的释热也是反应堆总功率的一部分，因此反应堆总热功率为：堆芯的总热功率三、均匀裸堆释热率分布均匀裸堆的定义：是一个极其简化的堆芯模型。

假设富集度相同的燃料均匀分布在整个活性区内，且活性区外面没有反射层。

1. 均匀裸堆活性区热中子通量分布2. 均匀裸堆的释热率分布注意：这样得到的是把全堆芯均匀化之后的结果，若考虑元件棒和慢化剂的不均匀分布，导致裂变能在不同的地方被不同材料吸收而转化为热能，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换为热能，少量在慢化剂和其它结构材料内释放，则元件棒内的释热率为：堆芯内的释热率空间分布是随燃耗寿期而改变的，在对堆芯作较详细的热工分析时，堆芯释热率分布也就是中子通量分布随寿期的变化应由堆物理计算得到。

压水堆三区布置时的归一化功率分布燃料采用分区布置后，在半径方向上的功率分布已经不是零阶贝塞尔函数分布2. 控制棒对功率分布的影响控制棒是热中子的强吸收材料，在控制棒附近使得功率下降很多，因此合理的把控制棒布置在反应堆的不同位置，可以得到比较理想的功率分布。

（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。

核反应堆的运行原理

核反应堆的运行原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。

它是核能利用的重要设施，广泛应用于核电站、核动力舰艇等领域。

核反应堆的运行原理涉及到核裂变链式反应、热量传递和控制系统等多个方面。

一、核裂变链式反应核反应堆的运行原理基于核裂变链式反应。

核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程。

在核反应堆中，中子被引入裂变材料中，使其发生裂变反应。

裂变反应产生的中子又会引发更多的裂变反应，形成一个连锁反应的过程，释放出大量的能量。

二、热量传递核反应堆中的核裂变反应会释放出大量的热能。

为了有效利用这些热能，核反应堆内部设置了热交换系统。

燃料元件中的热能通过导热传递到冷却剂（如水、氦气等）中，使其升温并转化为蒸汽。

蒸汽经过高压管道输送到汽轮机中，驱动汽轮机旋转，产生机械能。

机械能再通过发电机转化为电能，供应给电网或其他设备使用。

三、控制系统核反应堆的运行需要保持裂变反应处于可控状态，以防止核链式反应失控。

为此，核反应堆配备了控制系统。

控制系统主要包括控制棒和冷却剂循环系统。

控制棒是由吸中子材料制成的，可以插入或抽出核反应堆的燃料元件中，用于调节中子的数量和速度，从而控制裂变反应的强度。

冷却剂循环系统则负责调节核反应堆内部的温度和压力，保持反应堆的稳定运行。

四、安全措施核反应堆的运行需要严格的安全措施。

核反应堆中的燃料元件需要进行严格的设计和制造，以确保其在高温、高压和辐射环境下的稳定性和安全性。

此外，核反应堆还需要配备安全系统，如紧急停堆装置、冷却剂泄漏探测器等，以应对可能发生的事故和故障，保障人员和环境的安全。

总结起来，核反应堆的运行原理主要包括核裂变链式反应、热量传递和控制系统。

核裂变链式反应产生的热能通过热交换系统转化为机械能和电能。

控制系统和安全措施保证核反应堆的稳定运行和安全性。

核反应堆的运行原理是核能利用的基础，对于推动核能技术的发展和应用具有重要意义。

反应堆热工水力

知燃料芯块的直径du=8.4mm元件包壳外径 dc=9.6mm，试求该热点处的包壳外表面温度
Tc？
解：由热平衡得：
qv
4
du2

dch
TC
Tf
TC
Tf

qvdu2 4dC h

7.8108 8.4103 2 49.6103 4.1104
304 35 339℃
传热学
热辐射传热: 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。
返回
燃料传递热量到冷却剂的过程
燃料元件内部（包括燃料芯块、间隙和包壳）的导热
包壳外表面与冷却剂之间的传热（主要是单相强迫对流传热），
在高热流密度下，泡核沸腾区产生的汽泡数量很多，当汽泡产生的频率高到在汽泡脱离壁面之前就形成了蒸汽膜覆盖在壁面上，使液体不能接触壁面，从而使传热恶化造成壁面温度急剧升高，就发生DNB，随后传热变成膜态沸腾工况。
沸腾传热－流动沸腾
流动型态
单相蒸汽
问：设有一根全长均匀加热的垂
直管段，以低热流密度加热此管，管底以这样的速度供给欠热液体，使得液体在管全长上能够蒸发完，试标出从管底进口至管出口可能出现的流动型态？
冷却剂的输热
导热、传热
导热传热：傅里叶定
律
对流换热：牛顿冷却定律
描述：q＝－k▽T
描述：q=h(Tc-Tf)
q ：是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，

式中q是包壳表面热流密度， W/m2；Tc 是包壳外表面温度，

(完整版)反应堆热工水力

▪ 式中，Pth，t是反应堆输出的总热功率，W；mt是进入反应堆的冷却剂的总质量流量，kg/s；hout和hin是反应堆出口和进口处的冷却剂比焓，J/kg；Tout和 Tin是反应堆出口和进口处的冷却剂温度，K；Cp是反应堆内冷却剂平均定压比热容，J/(kg·K)。
返回
传热学
体积释热率qv：单位燃料体积所发出的热量；W/m3或W/cm3；表面热流密度q：流过单位面积的热量； W/m2或W/cm2 线功率密度ql：单位燃料长度所发出的热量； W/m或W/cm；
例：设燃料芯块半径ru=4.1mm，包壳外半径rc=4.7mm，燃料芯块的热导率
Ku=2W/（m·℃），包壳热导率Kc=5.4 W/（m·℃）[Kc已包括了间隙热阻的影响]
传热学
▪ 热辐射传热: 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。
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燃料传递热量到冷却剂的过程
❖ 燃料元件内部（包括燃料芯块、间隙和包壳）的导热
❖ 包壳外表面与冷却剂之间的传热（主要是单相强迫对流传热），
▪ 设有一段长为ΔZ、直径为dcs的燃料元件棒，其燃料芯块
的直径为du，如果该小段燃料芯块的体积释热率qv,f是均
匀的，试写出在稳态工况下qv,f、线功率ql、元件表面热流
密度q和该段热功率Pth,ΔZ之间的关系
4
du
2
qV
,
f
dcs q ql
Pth,
传热学
例：某压水堆燃料元件热点处的燃料芯块的
热流密度；k是材料的热导率， W/(m·K)，它是物性量；是温度梯

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。

核反应堆的热转换和热机效率

核反应堆的热转换和热机效率核反应堆是一种能够产生大量能量的装置，其中的核裂变过程是产生能量的主要途径。

作为一种高效的能源转换方式，核反应堆在现代社会中已经得到了广泛应用。

然而，要将核能转化为电能、热能等实用形式的能量需要经过热转换的过程，而这一过程中的能量流动将会受到各种因素的限制，从而影响到整个系统的热机效率。

在本文中，我们将探讨如何实现核反应堆的高效能源转换及优化热机效率的方法。

第一部分：核反应堆的热转换技术将核能转化为电能、热能等实用形式的能量需要经过热转换的过程。

核反应堆中，热转换技术主要包括两个部分：一是将核反应堆中释放的能量转化为热能，二是将热能转化为电能或其他实用形式。

核反应堆所涉及的热转换过程主要包括三部分：核裂变过程、余热回收以及热机转化。

其中，核裂变过程产生的高能中子和俘获中子往往以热粒子的形式传递到反应堆中，从而转化为热能。

这时，反应堆壳体周围往往有导热介质进行热传递，将热能传递到余热回收装置中，从而实现热机能量的转化。

一般来说，反应堆中的余热回收装置主要采用液体-气体换热方式，即将液态冷却剂在反应堆周围进行热交换，使其升温并转化为气体。

这时，这个气体流到热机中，经过节能以及燃料热能的转化，最终将热能转化为电能，产生所需的功率。

第二部分：热机效率的优化热机效率是指将热能转化为电能的过程中能量转化的效率。

在核反应堆中，热机效率就是将高温冷却剂的热能转化为有效的电能的能力。

热机效率除了受到热转化技术及相关设备的影响外，还会受到以下因素的影响：一、热损失在这个过程中，有一些热能会因为各种原因而未能被完全利用（比如，热交换器的工艺不合理、减压阀的压力过高等等）。

这种情况会使得热能不能完全利用，最终影响到整个能量转化的效率。

二、冷却剂流速热机效率还与冷却剂流速有关。

在反应堆中，冷却剂的流速会影响到反应堆的温度，从而影响到热机效率。

一般来说，冷却剂流速过低会导致反应堆过热、压力不足，而冷却剂流速过高则会导致能量的浪费。

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。

第二章反应堆热源及稳态工况下的传热计算

对于BWR
• 在BWR中，堆芯上部的含气量大于堆芯下部的含气量，所以堆芯下部的中子通量高； • 控制棒一般从底部向上插入堆芯，以利于通量的展平和提高控制棒的效率。
16
8
核反应堆热工水力学 deqichen321@
2.1反应堆的热源及其分布
2.1.2影响堆芯功率分布的因素
(4)燃料元件的自屏蔽对燃料元件内功率分布的影响
0 .8
Pr
0 .4
适用范围：104<Re≤1.2×105,0.6 ≤ Pr≤120 壁面与流体之间的膜温差不能太大管长(L)应大于内径(d)的50倍，即L/d≥50 有较大膜温差时，可以用以下关系式
Nu 0 . 027 Re
0 .8
Pr
0 . 33
f w

0 . 14
由此可见，堆得热功率与成正比，因而堆内热源的分布函数与中子通量的分布函数相同
8
4
核反应堆热工水力学 deqichen321@
2.1反应堆的热源及其分布
2.1.2堆芯的释热率分布
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核反应堆热工水力学 deqichen321@
2.1反应堆的热源及其分布
2.1.2 堆芯的释热率分布
热中子是在燃料元件外围的慢化剂中产生的，燃料元件的外圈需要吸收热中子，因此燃料元件中心的热中子通量要比外表面的低
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2.2 反应堆内热量的输出过程
2.2.1堆内的导热过程
有内热源的情况燃料元件的导热问题可以看成是具有内热源的固体热传导问题稳态工况、热导率不随温度变化时有：
2.2 反应堆内热量的输出过程
2.2.2堆内的对流换热过程

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。

反应堆传热过程_2

超过10000MWd/tU，接触导热占主导，间隙传热随燃耗增大而增大
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。