《核反应堆热工分析》复习资料

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核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理

核反应堆物理分析--考试重点复习资料及公式整理

核反应堆物理复习分析资料整理中子核反应类型:势散射、直接相互作用、复合核的形成微观截面:一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率,或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。

宏观截面:表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率。

中子通量:表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。

核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。

多普勒效应:由于靶核的热运动随温度的增加而增加,所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加,同时峰值也逐渐减小,这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。

截面随中子能量的变化规律:1)低能区(E<1eV),吸收截面随中子能量减小而增大,大致与中子的速度成反比,亦称吸收截面的1/v区。

2)中能区(1eV<E<10keV),在此能区许多重元素核的截面出现了许多峰值,这些峰一般称为共振峰。

3)快中子区(E>10keV),截面一般都很小,通常小于10靶,而且截面随能量变化也趋于平滑。

中子循环:快中子倍增系数ε:由一个初始裂变中子所得到的,慢化到U-238裂变阈能以下的平均中子数。

逃脱共振几率P:慢化过程中逃脱共振吸收的中子所占的份额。

热中子利用系数f:(燃料吸收的热中子数)/(被吸收的全部热中子数,包括被燃料,慢化剂,冷却剂,结构材料等所有物质吸收的热衷子数)。

有效裂变中子数η:燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。

快中子不泄漏几率Vs:快中子没有泄漏出堆芯的几率。

热中子不泄漏几率Vd:热中子在扩散过程中没有泄漏出堆芯的几率。

四因子公式:=εPfη六因子公式:K=εPfηVsVd直接相互作用:入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞,使其从核里发射出来,而中子却留在了靶核内的核反应。

中子的散射:散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。

非弹性散射:中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核,然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。

核反应堆热工分析试题(西安交大)

核反应堆热工分析试题(西安交大)
4. 简述单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法。
5. 试导出α ,x 与 S 的关系式

1 vf 1 x 1 S v x g
式中,α 为空泡份额,x 为含汽量,S为滑速比。
三、 (20 分)何谓积分热导率,并以棒状燃料元件为例,推倒出积分热导率的表 达式为: t0 qv 2 tu k u dt 4 ru 其中,tu 是燃料芯块的表面温度, t0 是燃料芯块的中心温度,qv 是体积释热率。 四、计算题(20 分) 某压力壳型轻水堆的棒束燃料组件为纵向流过的水所冷却,冷却水的平均温 度为 300℃,平均流速为 4 米/秒,燃料元件的平均热流量为 1430KW/米 2,工作 压力为 14.7MPa,栅格为正方形(如图 1 所示),燃料元件直径为 10 毫米,包壳厚度 为 0.5 毫米,燃料芯块外径为 8.8 毫米,栅距为 13 毫米。求: (1) 平均放热系数及元件外表面的平均温度。 (2) 包壳内表面温度和燃料中心温度。 已 知 : Nu 0.0306 Re 0.8 Pr 0.4 , 在 该 压 力 下 , k f 0.565W / m. C ,
C , ku 3.5W / m . C ,间 f 0.1226 10 6 m 2 / s, Pr 0.864 , kc 13.0W / m .
C ), 隙等效传热系数为 hg 5678W /(m 2 . 燃料和包壳的热导率随温度的变化可程与核技术414243期中期末一名词解释每题3分共30摩擦倍增因子10自然循环二简答题每题6分共30在一垂直的均匀受热圆管中过冷水由进口向上流动在出口处处于过热状态叙述水在圆管中流动时所经历的两相流的流型并简要介绍它们的特点
西安交通大学考试题

核反应堆热工分析半期考试

核反应堆热工分析半期考试

核反应堆热工分析半期考试一、名词解释1、净蒸汽产生点:流动欠热沸腾中气泡开始脱离加热面,产生净蒸汽的点,是单相流和两相流的分界点;2、积分热导率:考虑热导率κ随温度变化的影响后,将热导率0κ对温度积分作为一个整体进行计算,记为⎰dt t u)(κ,称为积分热导率;3、裂变能量的组成:裂变碎片的动能,裂变中子的动能,裂变或衰变而产生的射线能量及过剩中子引发的(n,r)反应,每次裂变的总能量约为200Mev,其中裂变碎片的动能占绝大部分;4、膜态沸腾:在加热面上,由于蒸汽的产生而形成了一层稳定的蒸汽膜,主要通过加热面的辐射和蒸汽对流想蒸汽传热,这样的沸腾状态称为膜态沸腾;5、气隙导热模型:认为燃料芯块不发生变形与包壳接触,燃料芯块到包壳的传热是通过环形气隙进行导热传热,这样燃料芯块到包壳内表面的物理模型称为气隙导热模型;6、体积释热率:单位体积内释放的热量;7、燃料的自屏效应:慢化剂中慢化的中子在输运到燃料棒内部时,会逐渐被铀吸收,导致到达中心时中子通量低于燃料棒表面处的中子通量的现象;8、快速烧毁:在低含气率下,由于气泡的产生使加热面上形成一层蒸汽膜,传热恶化,温度上升,产生沸腾临界,在此时若热流密度继续提高,则温度会跃升到下一个稳定的膜态沸腾点,导致大的温度飞升,加热面发生迅速烧毁。

二、简答题1、举两种比较常见的商业反应堆堆型,并简述各种反应堆的基本特征及各参数的相互关系答:压水堆:使用热中子谱,通过裂变反应产能,使用具有一定富集UO芯块作为燃料,用锆合金作为包壳材料,冷却剂与慢化剂均度的2UO燃料的产热,慢化中子,采用燃料棒为水,用来冷却堆芯,带走2式的栅格式燃料组件,堆芯结构为压力壳式,需要停堆换料;重水堆:使用热中子谱,通过裂变反应产能,使用天然铀作为燃料,冷却剂与慢化剂分离,重水冷却慢化,使用较小的燃料棒,堆芯具用压力管式的结构,能够不停堆换料;2、讨论反应堆停堆后的功率组成和特性,并讨论如何保证停堆后核反应堆的安全答:停堆后的热量来自于饶辽内储存的显热情,剩余中子引发的裂变以及裂变产物和中子俘获产物的衰变;显热和剩余中子的裂变会在停堆后较短时间内消失,其后堆内热量主要取决于衰变热,衰变热仍具有一定的量级,需要足够的冷却以导出热量;停堆后应保证有足够的冷却剂将堆内余热导出,余热排出系统等系统和设备应能正常投入工作,同时在设计上也应考虑反应堆具备一定自然循环能力,增加主循环泵的转动惯量,若是事故停堆,安注系统、应急柴油机等相应系统和设备应能及时启动工作;3、简述均匀裸堆的概念,并在均匀裸堆的假设下,给出堆芯的释热率分布答:不考虑反射层,外推距离等因素下,反应堆使用相同富集度的燃料采用均匀布置情况下的反应堆,称为均匀裸堆;对圆柱形堆芯,其径向为零阶贝塞尔函数分布,轴向为余弦函数分布,总释热率分布为:L z R r J q z r q v πcos )405.2(),(0max ,=其中),(z r q 为堆芯任一位置(r,z )处的释热率,max ,v q 为堆内最大体释热率;4、简述控制棒、可燃毒物对核反应堆功率展平的影响答:控制棒能较快速的调节堆内功率,使径向功率得到展平,但加剧了轴向功率分布的不均匀性,并且在寿期末时,由于控制棒的提升,轴向上中子通量向堆芯顶部歪斜,不利于堆芯的热工安全;可燃毒物对堆芯功率的展平是通过在中子通量密度比较高的区域插入一些吸收截面较高的可燃毒物,能够在特定位置上展平堆芯的功率,可燃毒物吸收中子后的产物吸收截面较小,不会影响堆芯寿期;5、简述棒状燃料元件在反应堆正常运行条件下冷却剂、燃料包壳外表面及燃料芯块中心温度沿轴向分布的特点及简要的燃料元件中心温度的计算关系式,并简要讨论造成这种分布的原因答:冷却剂温度)(z t f ,燃料包壳外表面温度)(z t cs ,燃料芯块中心温度)(z t cs 沿轴向分布如图1所示:冷却剂温度沿轴向不断升高,在中间高度时,升温较快;燃料包壳外表面温度在通道中点与出口之间出现最高温度,芯块中心温度也会在中点与出口间出现最高温度,但比包壳最高温度点更靠近中间位置;图1 各温度沿轴向分布冷却剂温度因为燃料包壳的不断传热而温度上升,由于堆芯燃料释热分布加上温差的减小而产生在靠近上部是冷却剂温度升高减缓;燃料包壳外表面温度受冷却剂温度和膜温差的共同影响,由于膜温差沿冷却剂通道中间大,两端小,导致其最高温度发生在中间与出口之间;芯块中心温度主要受芯块、包壳等温度的温差影响,温差的影响相对冷却剂温度影响比包壳外表面温度更显著,因此,温度最大值点更靠近中心;燃料芯块中心温度的计算式:∑∆++∆+=ReRe Re ,0cos )]0([sin )0(2)(L z L z W L q t t z t cp l fin f πθππ 其中:)0()0()0()0()0(u g c f θθθθθ∆+∆+∆+∆=∆∑,max三、计算题1、解:由平板导热dx dt q λ-= (1)、)/(10496.11050)300100(37426311m w dx dt q ⨯=⨯-⨯-=-=-λ (2)、)/(10452.11050)300100(3.3625322m w dx dt q ⨯=⨯-⨯-=-=-λ 2、解: 可将圆管当成平壁处理对流换热热阻:)/(10149.18700112411w k m R •⨯===-α导热热阻:)/(10916.3383105.12632w k m R •⨯=⨯==--κδ凝结换热热阻:)/(1056.51800112423w k m R •⨯===-α 总传热系数:)/(679.148312321k m w R R R h •=++=因为三个热阻中凝结热阻最大,对总热阻的影响最大,所以应首先从减小凝结换热热阻这个环节来增强传热。

核反应堆热工分析

核反应堆热工分析

核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中,水隙的存在引起附加慢化作 用,使该处的中子通量上升,提高水隙周围元件的功 率,增大了功率分布的不均匀程度


燃料布置



控制棒


因 水隙及空泡

克服办法:采用棒束型控制棒组件
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
轻水作慢化剂的堆芯中,水隙的存在引起附加慢化作 用,使该处的中子通量上升,提高水隙周围元件的功 率,增大了功率分布的不均匀程度
整个堆芯的 热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
R f N f 正比 Nc 1.60211010 Fa Ef N f Vc
qv Fa E f N f
Nt Nc / Fa (qvVc )106 / Fa
106 E f N f Vc
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2 堆芯功率的分布及其影响因素
核科学与技术学院
1 核裂变产生能量及其分布
裂变碎片的动能 约占总能量的 84%
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
核科学与技术学院
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
Ef 200MeV
核科学与技术学院
2 堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论,燃料元件内热中子通量分布的表达式:
AI0 (K0r)
若燃料棒表面处的热中子通量为 ,则在 s s,则:

反应堆热工资料

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。

核反应堆热工分析02剖析

核反应堆热工分析02剖析

因 水隙及空泡 素
度的燃料,高富集度的装在最外区,低富 集度的在中心。
优点:堆芯功率分布得到展平,提高平均
燃耗
8
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢ 三区分批装料时的归一化功率分布图:


燃料布置



控制棒


因 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
9
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢ 非均匀堆栅阵
用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
运用扩散理论,燃料元件内热中子通量分布的表达式:
AI0 (K0r)
➢ 若燃料棒表面处的热中子通量为
s,则:
s
I0 (K0r) I0 (K0 R0 )
,则s在
r处,R0
16
2 堆芯功率的分布及其影响因素
11
2 堆芯功率的分布及其影响因素


燃料布置




控制棒



因 水隙及空泡

停堆棒通常在堆芯的外面,只有
停堆棒 在需要停堆的时候才迅速插入堆 芯
调节棒
调节棒是用于反应堆正常运行时 功率的调节
补偿棒
补偿棒是用于抵消寿期初大量的 剩余反应性的
12
2 堆芯功率的分布及其影响因素
➢轻水作慢化剂的堆芯中,水隙的存在引起附加慢 化作用,使该处的中子通量上升,提高水隙周围元 件的功率,增大了功率分布的不均匀程度
(r,
z)
0
J0
(2.405
r Re
)
cos

热工复习重点(1)

热工复习重点(1)

核反应堆热工分析复习大纲第一章:1. 各堆型基本特征;2. 热工分析的任务;第二章:1. 裂变能在元件、慢化剂和结构材料内的分布以及大致的百分比。

2. 堆内轴向和径向功率分布的特点。

3. 影响功率分布的因素?4. 反应堆停堆后为什么还要继续冷却?停堆后的热源由那几部分组成?各自特点和规律如何?第三章:1. 写出Fourier 热传导公式,并且说明各符号含义。

2. 区分q ,l q 和v q 的含义和关系。

3. 推导圆柱形燃料芯块及包壳的温度场计算公式。

4. 写出Nu ,Re 数的表达式,说明Pr 数、Gr 数的含义。

说明强迫对流换热与自然对流换热的区别,他们的传热关系式各与那些准则有关?5. 推导不同形状燃料元件子通道的当量直径。

6. 大容积沸腾和管内沸腾的特点。

7. 说明在控制壁面温度时大容器沸腾()w s q t t --图,并说明DNB q 的意义。

8. 画出低热流密度和高热流密度下,圆管内沸腾的过程图,标出各阶段的流型,指出并解释DNB q 点和CHF 点。

9. 何谓沸腾临界?沸腾临界的分类?10. 说出燃料元件的设计要求。

11. 比较金属铀和2UO 燃料的优缺点。

12. 辐照对2UO 芯块有什么影响?13. 为什么提出积分热导率概念?如何使用?掌握其推导过程。

14. 间隙导热的模型分类第四章1. 流体的压降由那几部分组成?2. 写出单相Darcy 公式,说明各符号的含义。

3. 公式nw no iso f f f μμ⎛⎫= ⎪ ⎪⎝⎭中各符号的含义。

4. 单相液体加速压降的出现条件,写出其积分表达式?5. 写出形阻压降的一般表达式。

6. 汽液两相流有那四种流型?基本两相参数的定义。

写出x ,s x 和e x 定义表达式。

推导出α,S 和x 之间的关系式。

7. 导出汽液两相流一维稳态动量守恒方程,并说明各项含义。

8.说明什么是自然循环,它对于反应堆安全的含义,如何提高自然循环能力,如何确定自然循环的流量。

核反应堆热工分析要点

核反应堆热工分析要点

《核反应堆热工分析》期末复习要点第二章堆的热源及其分布1、裂变能的近似分配(16页)2、了解堆芯功率的分布及其影响因素(17页4个公式中的参数物理意义及变化影响)3、影响功率分布的因素(19页——21页的黑体标题,内容了解)4、停堆后的功率(25页)5、剩余裂变功率的衰减(25页——26页)6、衰变功率的衰减(27页)第三章堆的传热过程1、导热的概念(30页)2、记忆热传导微分方程(30页公式3-1)3、公式3-3和公式3-12的推导(31页、33页)4、Dittus-Boelter公式;沸腾曲线(34页;37页)5、产生沸腾的下限公式(39页公式3-26)6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁(40页——41页)7、过渡沸腾传热的定义(41页)8、选择包壳材料要考虑的因素(48页,共7点)9、热静效应(51页)10、燃料芯块的肿胀含义(52页)11、积分热导率的定义,以及定义积分热导率的意义(58页)第四章堆内流体的流动过程及水力分析1、单相流体的流动压降组成(87页——92页的黑体标题,共4点)2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义(87页公式4-4)3、Blausius关系式及使用范围(88页)4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式(92页——93页,公式4-21和公式4-26)5、多相流的定义(99页)5、什么叫流型以及四种主要流型(99页——100页)6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式(101页——102页)7、公式4-49的推导(103页)8、自然循环的概念,影响自然循环的因素及解决办法(120页——123页)9、临界流的定义(123页)10、单相流体的临界流(124页)11、引起流动不稳定性的原因(133页)12、两相流不稳定性的分类和定义(133页——134页)13、流量漂移的特点(134页)14、水动力稳定性准则(136页公式4-176)第五章 堆芯稳态热工分析1、热工设计准则(144页——145页)2、热管和热点的定义(154页)3、热流密度核热点因子Nq F 的计算式(155页公式5-26)4、焓升热管因子NH F ∆的计算式(155页)5、降低热管因子和热点因子的途径(157页)6、只有流动交混因子EH F ∆的值小于1,其他都大于1(158页)7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正(168页——170页)8、核反应堆热工参数的选择(174页——175页)9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围(176页)10、图5-12的,e R N 的选择及其原因(179页)11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图(179页)第六章 堆芯瞬态热工分析1、棒状元件的导热微分方程(202页公式6-2)2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性(218页——219页)3、专设安全系统(220页,共3个)。

[精选]第七章核反应堆热工--资料

[精选]第七章核反应堆热工--资料

2.2.2、控制棒对功率分布的影响(2)
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布(1)
2.3、燃料元件内的功率分布(2)
2.4、核热管因子(1)

热管和热点的概念
2.4、核热管因子(2)

热管因子:
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 (或名义值)的程度,引入一个修正因子,这个修正因 子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工(或物 理)参数的最大值与平均值的比值来表示的。
3.1.1.2.3、沸腾放热(4)

过冷沸腾起始点的判据:
9 qONB 1.798 103 p 1.156 t w t s 5 t w t s 和系统压力为p时, 式中qONB 为在壁面过冷度 开始产生沸腾所需的热 流量
2.828 p 0.0234

沸腾临界:
1.1、核燃料(4)

固体核燃料: 陶瓷燃料:氧化物、碳化物、氮化物
氧化铀:特点(5点内容)(自修) 热物性(熔点、密度、热导率、比热)(自修) 钚、铀混合物:UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN
陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料:铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点:基体材料所占百分比大,必须使用浓缩铀(加浓铀)
缺点:沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。
重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓 缩度。缺点是价格昂贵。
钠:钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。
缺点:钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题。
氦气:氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。

核反应堆工程 复习参考题

核反应堆工程   复习参考题

核反应堆工程复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么?沸水堆采用一个回路,压水堆有两个回路;沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备,故控制棒需从堆芯底部向上插入,控制棒为十字形控制棒,压水堆为棒束型控制棒,从堆芯顶部进入堆芯;沸水堆具有较低的运行压力(约为70 个大气压),冷却水在堆内以汽液形式存在,压水堆一回路压力通常达 150个大气压,冷却水不产生沸腾。

2、简要叙述一种常用堆型的基本工作原理?沸水堆( Boiling Water Reactor)字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:冷却水从反应堆底部流进堆芯,对燃料棒进行冷却,带走裂变产生的热能,冷却水温度升高并逐渐气化,最终形成蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

压水堆(Pressurized Water Reactor)字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:主泵将 120~160 个大气压的一回路冷却水送入堆芯,把核燃料放出的热能带出堆芯,而后进入蒸汽发生器,通过传热管把热量传给二回路水,使其沸腾并产生蒸汽;一回路冷却水温度下降,进入堆芯,完成一回路水循环;二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电,再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器,完成二回路水循环.3、重水堆的燃料富集度为什么可以比压水堆的低,哪种堆型对燃料的燃尽性更好?因为卸料燃耗较浅,用重水(D2O,D 为氘)作慢化剂,其热中子吸收截面约为轻水( H2O)的 1/700 ,慢化中子能力不如后者,需要更多的碰撞次数,可直接利用天然铀作核燃料。

4、快中子堆和热中子堆相比有哪些优缺点?优:快中子堆没有慢化剂,所以体积小,功率密度高。

缺:快中子堆必须有较高的核燃料富集度,初装量也大。

快中子堆燃料元件加工及乏燃料后处理要求高,快中子辐照通量率大,对材料要求苛刻。

平均寿命比热中子堆短,控制艰难。

5、压水堆堆芯中水主要起什么作用?作冷却剂和慢化剂.6、气冷堆与压水堆相比有何优缺点?优:能在不高的压力下得到较高的出口温度,可提高电站二回路蒸汽温度,从而提高热效率.缺:镁合金包壳不能承受高温 ,限制了二氧化碳气体出口温度 ,限制了反应堆热工性能的进一步提高。

核反应堆热工分析(热工部分)

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
核科学与技术学院

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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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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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

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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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

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。

核反应堆热工分析01

核反应堆热工分析01

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沸水堆
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沸水堆
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沸水堆
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快中子堆
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重水堆
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重水堆
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高温气冷堆
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压水堆燃料组件
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压水堆燃料组件
圆柱形二氧化铀陶瓷芯块 燃料芯块装在锆合金管内 燃料棒用多个定位格架定位 17x17排列正方形燃料组件 组件有空心管
用来插控制棒或测量引线。 起着骨架的作用。
组件外围不加方形组件盒 长约4m,边长约20cm
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上 部 堆 内 构 件
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冷却剂的循环
➢ 压水堆堆内冷却剂流程:
压力容器进口接管沿压力 容器和堆芯吊兰间环腔向下压 力容器下封头处的下腔室堆芯 支承板,流量分配孔板和堆芯下 栅格板堆芯上栅格板压力容 器出口接管。

核反应堆热工分析答案2008

核反应堆热工分析答案2008

份额发生周期性变化,导致两相混合物的密度发生周期性变化。随着流体的 流动,形成周期性的两相混合物密度波动传播,称为密度波不稳定性。3 分 二、简答题 (每题 6 分,共 30 分) 1 压水堆的稳态热工设计准则有: (1) 、燃料元件芯块内最高温度应低于其熔化温度。1 分 (2) 、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。1 分 (3) 、在稳态额定工况和可预计的瞬态工况下,不发生流动不稳定性。2 分 (4) 、 必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却; 在事故工
f g 1 x f

0.25
四、计算题(20 分)
q 解:由 J t w t s 25 6 10 t w,ONB q t s 25 6 10
0.25 0.25
p exp 可得 6.2
一、名词解释,每题 3 分 1 热管:单纯从核的原因来看,堆芯内积分功热率输出最大的冷却剂通道;同 时考虑核和工程两方面的因素后,热管是堆芯内具有最大焓升的冷却剂通道 (有此句话,即正确) 。3 分 2 临界流:当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时,这种流 动就称为临界流。3 分 3 自然循环:自然循环是指在闭合回路内依靠热段(向上流)和冷段(向下流) 中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。3 分 4 分离流模型: 假设两相完全分开, 把两相流动看作为各相分开的单独的流动, 并考虑相间的作用。 (或写出分离流的假设,都对)3 分 5 DNBR: 是指用合适的 qDNB 关系式计算得到的冷却剂通道中燃料元件表面某一 点的临界热流密度 qDNB 与该点的实际热流密度的比值。3 分 6 空泡份额:在某一横截面节上,汽相的面积与汽液两相混合物的总面积的比 值。3 分 7 两相流流型:汽相和液相在空间上的拓扑结构分布,共包括泡状流、搅拌流、 弹状流、弥散流和环状流等。3 分 8 积分导热率:芯块内的热导率随温度的变化不是线性的,对 k (T )dt 直接积

反应堆热工期末复习资料

反应堆热工期末复习资料

1.比拟成熟的动力堆主要有哪些,它们各有什么特点?1〕压水堆加压轻水作的冷却剂,控制棒为棒束型构造,正常运行水处于欠热状态;核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料,两回路布置,一回路压力15.5Mpa,二回路压力7.75Mpa;2〕沸水堆加压轻水作冷却剂与慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱与沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功;3〕重水堆重水堆慢化剂与冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成主要是分析燃料元件内的温度分布,冷却剂的流动与传热特性,预测在各种工况下反响堆的热力参数,以及在各种瞬态与事故工况,压力,温度,流量等参数随时间的变化过程堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量,每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev,其中裂变碎片占总能量的84%,在燃料元件内转换为热能;裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程,主要在慢化剂中;伽马射线〔瞬发缓发〕的能量分别在堆芯,反射层,热屏蔽与生物屏蔽中装化为内能,极少局部穿出堆外;高能贝塔粒子能量大局部在燃料元件内转化为热能1〕燃料布置,均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀,平均燃耗低,分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平,提高了整个堆的热功率,同时也提高了平均热耗。

2〕控制棒,均匀的布置在具有高中子通量的区域,既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平,但对轴向功率有不利的影响:堆芯寿期初功率峰偏向上部。

3〕水隙及空泡,水隙引起的附加慢化作用,使其周围元件的功率升高,从而增大了功率分布的不均匀程度,空泡对中子慢话减弱,会导致堆芯反响性下降γ辐射;2.控制棒本身吸收中子的〔n. γ〕与〔n. α〕反响。

βγ射线的能量。

7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热与输热三个过程。

8. B点前为不沸腾的自然对流区,B点开场产生气泡,,由于在壁面上生成气泡与气泡脱离壁面的强烈扰动,使对流换热系数大大增加,到C点到达最大值,BC区称为核态沸腾,此后由于局部受热面为联成一片的蒸汽膜所覆盖,热阻上升,热流密度开场下降,D点以后由于辐射传热作用增强,热流密度又重新上升。

核反应堆热工分析答案2009

核反应堆热工分析答案2009

一、 简答题 1. 压水堆的稳态热工设计准则有: (1) 、燃料元件芯块内最高温度应低于其熔化温度。1 分 (2) 、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。1 分 (3) 、在稳态额定工况和可预计的瞬态工况下,不发生流动不稳定性。2 分 (4) 、必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却;在事故工况下能提 供足够的冷却剂以排出堆芯余热。2 分 2. 气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是:气液两相流中,压降随流量变化 的趋势由两个因素决定:(1)、由于流量降低压降有下降趋势;(2)、由于产生沸 腾,汽水混合物体积膨胀流速增加,从而使压降反而随流量的减少而增大。当第二个 因数其主要作用时,压降随流量的变化趋势成 N 字形(如下图示),即在两相区域存 在负斜率区。在 2’、3’两点之间所包含的压降范围内一个压降可能对应三个不同的 流量。由于水动力曲线的这样的变化趋势,当提供一个外加驱动压头时通道中的流量 就可能在三个不同流量下中漂移,这就发生了流量漂移静态不稳定性。 4 分
当燃料的线功率密度提升 10%时,燃料的最高许用温度应提高到: o o 因为燃料芯块中心的最高温度为 2200 C,点处燃料外表面温度为 500 C。
to

tu
k (t )dt 4 则
u
ql
q l 4 (
to
2200
0
'
k u (t)dt
500
0
k u (t)dt) q l 564.82W / cm
4分 当反应堆功率增加时,堆芯热通道的实际热流密度曲线向上移仍为余弦函数分布,临界热流密 度线向下移。3 分 三、(10 分) 解:自然循环:自然循环是指在闭合回路内依靠热段(向上流)和冷段(向下流)中的流体密度差 所产生的驱动压头来实现的流动循环。4 分 驱动压头: 由于将反应堆看作加热点源, 蒸汽发生器看作冷却点源, 热源冷源之间的高度为 L。

《核反应堆热工分析》复习资料

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《核反应堆热工分析》复习资料第一章绪论(简答)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.各种反应堆的基本特征: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。

第二是工作压力可以降低。

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(主要由于D吸收中子截面远低于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,而石墨吸收中子截面小。

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(采用氦气作冷却剂,一回路放射性剂量较低,由于热孝率高排出废热少)●有综合利用的广阔前景(如果进一步提高氦气温度~900℃时可直接推动气轮机;~1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50%;~1000-1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化)●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件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是活泼金属,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收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很少的材料适合制作燃料包壳,铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

核反应堆热工分析

核反应堆热工分析

影 响 功 率 分 布 的 因 素
燃料布置 控制棒 水隙及空泡
控制棒对轴向功率分布的影响
2
堆芯功率的分布及其影响因素
停堆棒通常在堆芯的外面,只有 在需要停堆的时候才迅速插入堆 芯
停堆棒
影 响 功 率 分 布 的 因 素 燃料布置 控制棒 水隙及空泡
分 类
调节棒
调节棒是用于反应堆正常运行时 功率的调节
2
堆芯功率的分布及其影响因素
燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆 的是一样的 非均匀堆中的燃料元件自屏效应,使得元件内的中子通量和它周 围慢化剂内的中子通量分布会有较大差异
2

堆芯功率的分布及其影响因素
非均匀堆栅阵

用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元 假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生
2.19 103 c(1 ) exp(3.14 106 )
若是低富集度铀作为燃料的压水堆,可取c=0.6,a=0.2 上式忽略了其他俘获产物对衰变功率的贡献,通常间计算结果再乘以 系数1.1
第三章
研究目的:
堆的传热过程
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
裂变率
热功率
热功率
计入位于堆 芯之外的反 射层、热屏 蔽等的释热 量
单位时间, 单位体积燃 料内,发生 的裂变次数
整个堆芯的 热功率
R f N f
正比
Nc 1.60211010 Fa E f N f Vc
Nt N c / Fa (qvVc )106 / Fa 106 E f N f Vc
与冷却剂之间直接接触时的热交换 换热过程所传递的热量可用牛顿冷却 定律来求得,即: Q hF f

哈工程核反应堆热工分析简答

哈工程核反应堆热工分析简答

1,堆内热源的由来和分布特点。

裂变(1)瞬发裂变碎片的动能(在燃料元件内);裂变中子的动能(大部分在慢化剂中);瞬发γ射线的能量(堆内各处)。

(2)缓发裂变产物衰变的β射线能(大部分在燃料元件内);裂变产物衰变的γ射线(堆内各处)过剩中子引起的(n,γ)反应瞬发和缓发来源是过剩中子引起的裂变反应加(n,γ)反应产物的β衰变和γ衰变能(堆内各处)。

2,影响堆芯功率分布的因素主要有哪些?(1)燃料布置,目前核电厂压水堆通常采用分压装载的方案。

优点,功率分布得到了展平;燃料的平均燃耗提高了。

(2)控制棒,均匀布置有利于径向中子通量的展平,但给轴向功率分布带来了不利影响。

(3)水隙及空泡,水隙引起的附加慢化作用使该处的中子通量上升因而使水隙周围远见的功率升高,从而增大了功率分布的不均匀程度。

克服方法,采用棒束控制棒组件。

空泡将会导致堆芯反应性下降,空泡的存在能减轻某些事故的严重性。

沸水堆,下部插入。

4,燃料的自屏效应。

5,堆内结构材料3,控制棒中的热源来源是什么?(1)吸收堆芯的r辐射。

(2)控制棒本身吸收的中子的(n,α)或者(n,γ)反应。

4,热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么?(1)裂变中子的慢化。

(2)吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量。

(3)吸收各种γ射线的能量。

5,反应堆停堆后的功率由哪几部分组成?有何特点。

(1)燃料棒内储存的显热。

(2)剩余中子引起的裂变。

(3)裂变产物的衰变以及中子俘获产物的衰变。

特点,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的衰减,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。

6,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?200Mev97.4%7,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?(1)功率的分布得到了展平,这对提高整个反应堆的热功率都是有利的。

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第一章绪论(简答)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.各种反应堆的基本特征: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。

第二是工作压力可以降低。

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(主要由于D吸收中子截面远低于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,而石墨吸收中子截面小。

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(采用氦气作冷却剂,一回路放射性剂量较低,由于热孝率高排出废热少)●有综合利用的广阔前景(如果进一步提高氦气温度~900℃时可直接推动气轮机;~1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50%;~1000-1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化)●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件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是活泼金属,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:包壳材料选择•中子吸收截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料加工性能 •材料机械性能 •材料抗辐照性能只有很少材料适合制作燃料包壳,铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

目前在压水堆中广泛应用是锆合金包壳。

4.常见的包壳材料:锆合金、不锈钢和镍基合金5.选择冷却剂要考虑的7个要求:冷却剂应有良好的导热性能和小的中子吸收截面,它与结构材料应有良好的相容性。

冷却剂的化学稳定性要好,能在较高的温度下工作,以获得较高的热效率,价格应该便宜,使用安全。

有时冷却剂和慢化剂用同一种物质。

冷却剂将堆芯热量带出堆外以供利用,本身被冷却返回堆内重新循环6.常见的冷却剂:水和重水、钠、氦气7.选择慢化剂要考虑的要求及常见的慢化剂:教材24-25页第三章 反应堆稳态工况下的传热计算(简答+计算)1.计算: 传热计算(热传导的计算:傅里叶定律) 注:掌握无内热源情况 傅立叶定律: dT q = – k —— dxk 为导热系数,W/m·℃。

它反映了该种物质导热能力的强弱。

k 金属 > k 液 > k 气例题1 一块厚度δ=50 mm 的平板,两侧表面分别维持在tw1=300℃,tw2=100 ℃ ,试求下列条件下通过单位截面积的导热量:(1)材料为铜,导热系数k =374 W /(m.K);(2)材料为钢,导热系数k = 36.3W /(m·K)。

解答:根据傅立叶定律()2101212w w t t w w w w dt q k q dx k dtdx q k t t t t q kδδδ=-⇒=-⇒=--⇒=⎰⎰()62300100 1.49610/0.05Kq W m m -==⨯(1)材料为铜, k =374 W /(m.K)代入得:(2)材料为钢, k =36.3 W /(m.K)代入得:牛顿冷却公式: q = α ( tw -tf ) (α为对流换热系数,W/m2·℃)例题2: 在一次测定空气横向流过单根圆管的对流换热试验中,得到下列数据:管壁平均温度tw =69℃,空气温度tf =20℃,管子外径d=14mm ,加热段长80mm ,输入加热段的功率为8.5W 。

如果全部热量通过对流换热传给空气,试问此时的对流换热表面传热 系数为多大?解答:根据牛顿冷却公式:例题3 对一台氟里昂冷凝器的传热过程作初步测算得到以下数据:管内水的对流换热表面传热系数α1=8700 W /(m2·K),管外氟里昂蒸气凝结换热表面传热系数α2=1800 W /(m2·K),换热管子壁厚δ=1.5mm ,管子材料为导热系数k =383W/(m·K)的钢。

试计算:三个环节的热阻及冷凝器的总传热系数;欲增强传热应从哪个环节入手?分析时可把圆管当成平壁处理。

解答: 水侧换热热阻管壁导热热阻蒸气凝结热阻2.教材58页:当量直径的计算3.影响堆芯功率分布的因素有哪些及分别怎样影响的? (教材31页)答:燃料布置、控制棒、水隙及空泡对功率分布的影响 4.什么是热管因子? (教材35页) 5.教材42页ql 、q 、qv 的物理意义6.导热、放热、输热分别指什么?各遵循什么定律? (教材42-49页)7.积分热导率的概念 (教材58页)第四章 反应堆稳态工况下的水力计算()52300100 1.45610/0.0536.3/K q W m mW m K-==⨯⋅()()()228.53.140.0140.08692049.3/w f w fQ F t t Q Wm K F t t W m K αα=-⇒==⨯⨯-⋅-=⋅1.稳态工况下水力计算的3个任务 (教材83页)2.稳态水力计算基本方程:质量守恒方程式—连续性方程、动量守恒方程(教材84页)-- 质量守恒方程式—连续性方程 – 也就是 ρVA =常数 =W ,我们把W 称为质量流量,单位kg/s 。

– 在流动计算中,通常在某一段流道中,流通截面A是不变的(例如在直径不变的一段圆管内流动),则 ρV=常数 我们称ρV=G,G为质量流速,单位为kg/m2·s ,所以在等截面的流道中,得 G=常数– 动量守恒方程式– 根据作用于微元体上的力应该等于其动量变化的原理,可得– 展开上式,并略去微分相乘量,可得--- 如果流通截面A不变,则上式可写为: – 上式就是单相流体一维流动的动量守恒方程式,式中Uh 为微元体的周界长度,τ为壁面剪切应力。

– 能量守恒方程式– 同样对上式微元体考虑能量平衡,可得– 令内能的变化dU 可以写成dU=dq+dF-pdv ,式中,dF 为不可逆的摩擦损失。

当微元体对外不作功,即dW=0,则能量平衡式可写为:– 或– 上式即单相流体一维流动的能量守恒方程式,即单相流体流动中,动量守恒方程式和能量守恒方程式是相同的,同时可得,必须 -- 动量守恒方程和能量守恒方程还可表示成:,称为摩擦压降梯度;,称为提升(或重位)压降梯度; ,称为加速压降梯度。

• 所以,流体在流道中流动,且流道内无局部阻力件时,总的流动压降由摩擦压降、提升压降和加速压降组成。

3.两相流:两个物相在同一个系统内一起流动称为两相流。

4.含汽量和空泡份额 (掌握教材105页 4-51、4-52 式)5.一回路内的流动压降 (教材118页 分段计算)d VA ()ρ=0[()()]()sin ()[()]()()()()PA P dP A dA U hdZ AdZ g VA V dV v -++-⋅-⋅=+-τρθρ压力壁面上的力重力的分力动量改变的力---=d AP U dZ Ag dZ VAdVh ()sin τρθρ-=⋅++dP dZ U Ag G dV dZhτρθsin d pv dU d V d Zg dq dW()()(sin )()()()()()()+++=-122θ压力能内能动能位能加入热量对外作功vdP VdV g dZ dF +++=sin θ0-=++dP dZ dF dZ g V dV dZ ρρθρsin =++ρρθdF dZ g G dV dZsin U A dFdZh τρ=-=---dP dZ dP dZ dP dZ dP dZ f el a-==dP dZ U A dFdZf h τρdP dZg el=ρθsin -=dP dZ G dV dZa6.堆芯冷却剂流量分配不均匀的4个原因 (教材118页)7.自然循环的基本概念: 若回路中流体的循环流动是依靠回路中流体本身的密度差所产生的驱动压头作为推动力,这样的流动称为自然循环流动。

(研究教材121页图4-20,图4-21)8Re ac to r Th e rm alH yd rau lic s三、自然循环流量•显然,在自然循环情况下,Δp p = Δp t =0,于是有:•若用Δp d 表示驱动压头,,用Δp up 和Δp do 分别表示上升段内和下降段内的压降损失之和,则•通常把克服了上升段压力损失之后的剩余驱动压头称为有效压头Δp e ,这样就有Δp e = Δp d -Δp up •这样就得自然循环基本方程式Δp e = Δp do,,,el i f ic iiiip pp -∆=∆+∆∑∑∑,d el i ip p ∆=-∆∑d up dop p p ∆=∆+∆9Re ac to r Th e rm al H ydraulic s假定释热功率不变,则流量增大,导致出口温度下降,出口冷却剂的密度上升,驱动压头下降,而阻力压降随着流量上升而增大。

确定自然循环流量的方法是:驱动压头等于阻力压头8.课后习题:4-1: 某一传热试验装置,包括一根由1.2m 长内径是13mm 的垂直圆管组成的试验段。

水从试验段顶部流出,经过一个90度弯头后进入1.5m 长的套管式热交换器,假设热交换器安装在水平管道的中间部分,水在管内流动,冷却水在管外逆向流动。

热交换器的内管以及把试验段、热交换器、泵连接起来的管道均为内径为25mm 的不锈钢管。

回路高3m ,总长18m ,共有四个弯头。

在试验段的进出口都假设有突然的面积变化。

回路的运行压力是160巴,当260℃的水以5m/s 的速度等温流过试验段时,求回路的摩擦压降。

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