反应堆热工水力
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。
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。
反应堆热工水力学
查附录 1 可知 316 ℃下金属铀热导率为 30.28 W•m-1•℃-1 ,比UO2的大一个数量级。
3.2 假设堆芯内所含燃料是富集度 3%的UO2，慢化剂为重水D2O, 慢化剂温度为 260 ℃， 并且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用 1/v定律。 试计算中子注量 率为 1013（cm-2·s-1）处燃料元件内的体积释热率。
解：查表 3-4 等可得：σ f ,0.0253 = 582 b， ρUO2 = 10.41 ×103 kg/m3， Fu = 97.4% ，则有：
C5
=
1+
1 0.9874(1/
e5
−1)
=
3.037%
MUO2 = C M 5 235UO2 + (1 − C8 )M 238UO2 = 2.6991×105 (kg/mol)
⇒ T (r)
=
tC
+ qV
d2 (
4
−
r2) / 4k
所以 T0 = tC + qV d 2 /16k ○2
（3）球 以球心为原点建立球体系，则稳态导热方程：
d 2T dr 2
+ 2 dT r dr
+ qV k
=0，0< r ≤ d /2
边界条件：i.
T (r) |r=d / 2 = tC ; ii.
(W/m•℃)
最后内插得到 16 MPa、310 ℃下的热导率：
2
k
=
k1
+ (k′ −
k1 )
t − t1 t′ − t1
=
反应堆热工水力复习要点整理
反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：—回路工作压力15. 5MPa（2）温度（°C）：冷却剂进口温度296.4,冷却剂出口温度327.6,慢化剂平均温度310（3）燃料（U02）:浓缩度 1. 8%-2. 4%第二章在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97. 4%,而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。
2、功率彫响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加幔化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周用元件的功率升髙，从而增大了功率分布的不均匀程度。
3、控制棒中的热源：吸收堆芯Y辐射以及吸收控制棒本身因（n, u ）或（n, 丫）反应所产生热量的全部或一部分。
4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的0粒子的一部分能量、吸收各种Y射线的能量。
5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种Y辐射。
6、停堆后功率：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，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。
这些热量一部分来自撚料棒内储存的显热，热量的另外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。
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。
7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。
第三章1. 热传导微分方程:K a dr%. 一体积释热率(w/〃F)K —热导率(W/(m・"C))a = K/(p-c p)2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：33“dr r dr K U或者由物理意义，可以写出(中心温度变化率为零)：2记最后可以解得:纸44：体积释热率，表面热流^度，线功率3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：最后可以解得:◎-平板半厚度4、平板形包壳温度场: 由傅里叶上律有：dt解得: =q62匕t -/ =—66-包壳厚度5、圆壁形包壳温度场：由傅里叶泄律有：Q = -K C 2TO L —dr最后解得:==Q 1/ — G 1/ - 4 In 厶17UC C L r ci 2 恋c r ci 27tK c d ci6、单相对流换热公式：Q = hF ・卜巧△0 -膜温差7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:M/= 0.023 Re° Pr"几-静止流体导热系数 ”-加热取04冷却取0・3 〃-管道直径和特征长度8、 沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁而过热度f 饱和温度）=At xal 和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。
反应堆热工水力
(完整版)反应堆热工水力
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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
反应堆热工水力
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，
W/m2，它是一个向量，并称之为
K；Tf是冷却剂主流平均温度，
u 为平板燃料芯块的半厚度
总热阻： R总＝R1+R2+R3 Q= ql L= (T0-Tf)/ R总
以上公式均为解微分方程得到的
传热学
理论最大释热率：当燃料元件包壳外表面与冷却剂之间的对流传热系数为无限大
（即h→∞）时，燃料元件所能达到的释热率。
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
层流、湍流
什么是流体的层流和湍流流动？ 层流：流体中各质点均沿主流方向平行
流动时叫层流流动； 湍流：流体质点在沿主流方向运动的同
时还存在横向速度流动，即流体分子作 无规则的湍动，叫作湍流流动 。
层流、湍流
请定性地画出管内定型 层流的速度分布。
请定性地画出管内定型 湍流流的速度分布。
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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；
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
U=0 管内层流
Ur Umax
Ur Umax
反应堆热工水力学第一讲_王军旗
中广核培训课程
2、其它几种主要反应堆堆型
A. 沸水堆
沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，不需蒸 汽发生器；第二是工作压力可以降低。为获得与压水堆同样的蒸汽温度， 沸水堆只需加压到约72atm，比压水堆低了一倍。 典型沸水堆堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为88正方
排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央捧（水捧）。具有十字形
控制棒组件
一座百万千瓦级压水堆，压力容器直径达4m 左右，壁厚约0.2m，重约400t，高达13m以上。
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压 水 堆 压 力 容 器
C. 稳压器
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当冷却剂温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀。
由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在一回路内冷却剂压力会 波动，从而使反应堆运行工况不稳定。因此，在压力容器冷却剂出口和 蒸汽发生器之间有稳压器。稳压器下部为水，采用电加热器在稳压器上 部产生蒸汽。利用蒸汽弹性来保持堆内冷却剂压力稳定。
计、测量仪表和控制系统等的设计提出设计要求。
中广核培训课程 一、 核反应堆简介
核反应堆 可控制核裂变链式反应装臵，释放出来的能量
进行发电或提供动力。
其中，链式裂变反应释放出来的能量首先在燃料元件内转化为热能， 然后通过导热、对流和辐射等方式传递式分 非均匀堆
喷射泵推动。喷射泵布臵于堆芯外围，外臵的循环泵驱动冷却剂在喷射
泵入口产生高速射流，引射带动汽水分离器分离的饱和水与循环回路返 回的给水在堆内循环。大多数沸水堆都设臵两台循环泵，每台泵通过－
个联箱给10 12台喷射泵提供“驱动流”，带动其余的水进行再循环。
优点：① 可利用较小的循环泵流量获得较大堆芯冷却剂流量，利于 堆芯传热；② 突然断电循环泵停转时，冷却剂可流过喷射泵这一畅通流
反应堆热工水力学01
用来插控制棒或测量引线。 起着骨架的作用。
8
组件外围不加方形组件盒 长约4m，边长约20cm
课程介绍
9 10
1—指状联接头 2—控制棒 3—夹紧弹簧 4—上管座 5—上定位格架 6—导向管 7—带混流片的定位架 8—燃料棒 9—下定位格架 10—下管座
21
14:22:28
蒸汽发生器
瞬态分析方法：
本课程侧重稳态设计
14:22:28
课程介绍
24
核电厂内水的温度分布图
14:22:28
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25
小结
裂变核能发展历史 认识压水堆 热工设计的目的和任务
14:22:28
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26
作业
1. 列出AP1000（第三代堆的代表）不同于大 亚湾核电厂（第二代堆的代表）的至少4条重 要的改进设计，并讨论之。 调研正在规划中的核电站（厂址和堆型）。
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10
秦山二期核电厂
14:22:28
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11
秦山三期核电厂
14:22:28
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12
大亚湾核电厂
14:22:28
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13
岭澳核电厂（一期）
14:22:28
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14
田湾核电厂
14:22:28
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15
在建核电站
广东：岭澳核电站二期工程(CPR1000 ) 2005年12月15日 巴基斯坦：恰希玛核电站二期工程(CNP300) 2005年12月28日 浙江：秦山二期扩建工程(CNP650) 2006年4月28日 辽宁：红沿河核电站一期工程(CPR1000 ) 2007年8月18日 福建：宁德核电站一期工程(CPR1000 ) 2008年2月18日 福建：福清核电站工程(CPR1000) 2008年11月21日 广东：阳江核电站工程(CPR1000) 2008年12月16日 浙江：方家山核电工程(CNP1000) 2008年12月26日 浙江：三门核电站 (AP1000) 2009年4月19日 山东：海阳核电站 (AP1000) 2009年9月24日 广东：台山核电站 (EPR1750) 2009年12月21日 山东：荣成石岛湾高温气冷堆核电站
热工水力课程设计讲解
热工水力课程设计报告姓名：学号：专业：核工程与核技术指导老师：一、热工水力设计概述反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。
对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。
要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。
要使反应堆安全，对于堆芯设计的要求有：1堆芯功率分布应尽量均匀，以便使堆芯铀最大的功率输出2尽量减少堆内不必要的中子吸收材料，以提高中子经济性3有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力。
反应堆热工设计的涉及面很广，它不但与反应堆本体的其他方面诸如堆物理、堆结构、堆材料和堆控制等的设计有关，而且还和一、二回路系统的设计有着密切的联系。
反应堆热工设计所要解决的具体问题，就是要在堆型和进行热工所必须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须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）、温度和压力等，使堆芯在热工方面具有较高的技术经济指标。
在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。
在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则，反应堆在整个运行寿期内，不论是处于稳态工况，还是处于预期的事故工况，它的热工参数都必须满足这个热工设计准则。
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。
反应堆热工水力
反应堆热工水力
反应堆热工水力是指研究反应堆中的热力学、热传递、流体力学等方面的学科。
在反应堆中，核裂变会释放大量的热能，而这些热能需要通过冷却剂传递到周围环境中，所以反应堆的热工水力设计至关重要。
反应堆热工水力的主要研究内容包括：反应堆中的流动、传热、压力、温度、密度等参数的分析和计算；反应堆内部流动的模拟和优化设计；反应堆安全壳和反应堆堆芯的冷却剂流动研究；反应堆冷却剂的物理化学性质和水力特性分析研究等。
反应堆热工水力的研究不仅对反应堆的设计和运行有着重要意义，而且对整个核能工业的发展也起着重要的推动作用。
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第一章
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。
传热机理—热传导、热对流、热辐射
世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。
核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆
按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆
按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆
以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛
核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯
五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆
水作为冷却剂慢化剂的优缺点：
轻水作为冷却剂缺点是沸点低，优点具有优良热传输性能，且价格便宜。
描述反应堆性能的参数
反应堆热功率[MWh]：反应堆堆芯内生产的总热量
电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率
电厂净效率[%]：电厂电功率输出/反应堆热功率
容量因子[%]：某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]
功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率
线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率
比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总装量
燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量
燃料富集度[%]：易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量
比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量
本章主要内容
1.压水堆的主要特征
2 沸水堆和重水堆的主要特征
3 热工水力学分析的目的与任务（这个可以忽略）
第二章（本章可以覆盖部分计算题）
热力学第一定律：热力系内物质的能量可以传递，其形式可以转换，在转换和传递过程中总能量保持不变。
热力学第二定律（永动机不可能制成）：不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化；不可能从单一热源取热，并使之完全转变为有用功而不产生其它影响；不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。
最基本的状态参数：压力（压强Pa，atm，bar，at）比体积（m3/kg）温度
内能：系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和，U
焓：热力学中表示物质系统一个状态参数–H，数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。
H = U + pV
熵：表示物质系统状态的一个物理量–S，表示该状态可能出现的程度。
dS = dQ=T
水物性插值计算（可能有计算题）
注意原则：采用内插，尽可能避免外推；绝对不能用两相数据插值；
工程：1.首先要判断所处的相状态
2. 查相应表格，判断是否有要求的数据
<1>存在两个同态数据，则直接用线性插值计算出结果
<2>否则先计算出饱和态数据，再插值计算
反应堆热工水力学分析中两种方法:控制质量法控制体积法
本章习题26 页2.1 2.2 需要注意
第三章
压水堆堆芯组成：燃料（燃料芯块燃料元件燃料组件）控制棒慢化剂冷却剂
结构材料（主要是锆合金锆4）
二氧化铀的优缺点：
包壳的作用：放射性物质的第一道屏障，既封装核燃料，又是燃料元件的支撑结构。
防止燃料芯块受到冷却剂的化学腐蚀，防止燃料芯块的机械冲刷，减少裂变气体向外释放，保留裂变碎片。
包壳的性质：冶金学性质和核性质（从这方面分析包壳）
冶金学性质：强度、抗蠕变能力、抗腐蚀性、导热性、辐照稳定性
核性质：主要指中子吸收截面
冷却剂应该具有的性质：
关于这章节的计算题 42页 3.1 3.2 3.4 需要注意
第四章（主要研究温度场 即温度分布） 傅里叶热传导定律
T
k
k T ∂=-=-∇∂q n 单位时间内通过单位面积的热量，正比于温度的梯度，方向与温度梯
度相反。
()
()()()()
,,,,,p V T t c T k T T t q t t
ρ∂=∇⋅∇+∂r r r r r 等号左边：温度随时间的变化；
等号右边前项：与周围固体发生热交换量 ；右边末项：体积释热率。
求解导热方程的简化方法：定常热导率法 平均热导率 积分热导率法
定常热导率法：
20V
u
q T k ∇+
=
圆柱坐标系下222
2
222211r r r r z θ∂∂∂∂∇=+++∂∂∂∂ 22222
11r r r r r z θ∂∂∂∂⎛⎫=++ ⎪∂∂∂∂⎝⎭ 应该注意一下：对称平板型燃料元件温度场分布（45页）圆柱形燃料元件温度场分布（47
页）
习题可以注意一下：54页 4.1 4.2 4.3 4.5 计算应该主要是定常热导率法
第五章
输运方程：将质量、动量、能量从一处输运到另一处所遵循规律的方程式。
分析中研究对象选择：质量控制体 体积控制体
欧拉系统与拉格朗日系统（见书上57页 比较一下）
广泛量：可加，如体积、内能、质量（可以由系统各部分相加得到总和的物理量） 强度量：不可加，如温度、压力、速度等 （与系统尺寸无关） 了解真实微分的概念。
集总参数质量控制体方法下的方程： 质量方程：
Dm Dt
=0 动量方程：
Dmv dt
= F k k 质量方程见 书本61页 5-19
分布参数积分法
可翻阅67页 68页
微分形式守恒方程
体积微元选择应满足物理上的无穷小
质量方程加入条件
变为
Navier-Stokes方程
阅读79页到81页时注意无旋无粘不可压缩推出总压头守恒等关键词会有用。
阅读97页时注意从5-122a 到 5-229 的五个条件：
1.不可压缩流体
2.辐射换热可以忽略
3.耗散函数可以忽略
4. 无内热源
5.单相流
阅读98页时注意收集各种准则数
阅读99页时注意充分发展区这个概念
两种加热方式 1.均匀热流密度加热 2.均匀壁温加热
阅读107页时自然对流存在与否取决于流体内部温度梯度是否等于零。
第六章
分析两相流的方法为混合物流动模型和两流体流动模型
混合物流动模型分为均匀流模型漂移型模型
单相流分析，基本假设：流体是连续的
111页到 119页都应该仔细阅读相关概念和质量方程动量方程能量方程的各项含义
流型：须知由于含气率的变化
垂直通道：泡状流弹状流搅状流环状流
水平通道：泡状流塞状流层状流波状流弹状流环状流
对于混合物流动模型，空泡份额和流动体积含汽率
{}v
l
111S
αρχχ
ρ=
-+
和
{}g
f 111βρχχρ=
-+
均匀流模型
{}{}g
f 111αβρχχρ==
-+
滑速比=1；流动体积含汽率=空泡份额
acc fric grav
d d d d d d d d p p p p z z z z ⎛⎫⎛⎫⎛⎫-
=++ ⎪ ⎪ ⎪⎝⎭⎝⎭⎝⎭加速压降梯度 摩擦压降梯度 提升压降梯度
临界流和临界流量:当流体自系统中流出的速率不再受到下游压力的影响时，这种流动就称为临界流或阻塞流，对应的流量称为临界流量。
临界流量是可压缩流体从高压区域往低压区流动时所能达到的最大流量
对于不可压缩流体而言，流量随着低压区压力（也称为背压）的下降而增大，但不会出现临界流现象
对于可压缩流体，随着背压的下降有一个流量最大值。
到达临界流量后，进一步降低背压，流量不会再随之增大。
吕 吕。