反应堆传热过程
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➢ 弥散颗粒和集体的热导率均会影响弥散燃料的热导率，如公式3-42。 基体的影响较大。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 包壳材料
➢ 需考虑因素：
➢ 良好核性能 – 低中子吸收截面，弱感生放射性 ➢ 与核材料相容 ➢ 较好的导热性能 ➢ 良好的力学及机械特性 ➢ 较强的抗腐蚀能力 ➢ 良好的辐照稳定性 ➢ 成本低，易加工，便于后处理
影响池式沸腾的主要因素-系统压力
➢
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-主流液体温度(或欠 热度)
➢ 对传热强度无影响 ➢ 对于qc影响显著 ➢ 随欠热度ΔTSUB增大，汽液置换时易冷凝近壁气泡，则qc升
高
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-加热表面粗糙 度
➢ 表面越粗糙，泡化空穴越大，因此需要的过热度越小 ➢ 使ABC段左移 ➢ 泡核沸腾传热增强 ➢ 对qc及膜态沸腾的影响很小 – 气膜将粗糙度掩盖
➢
➢ 分为自然对流Байду номын сангаас热和强迫对流换热两种情况考虑
➢
➢ 对于非圆形通道，可使用当量直径作为公式3-15,16中的特征尺寸 ➢ 对于棒束通道，使用Weissman关系式，分为正方形栅格和三角形栅格
两种情况对待
➢核科学与工程系
➢3.2 单相对流传热 – 自然对流换热
➢ 由密度梯度即温度梯度引起 ➢ 引入特征量格拉晓夫数Gr=(gβΔT x3)/ ν2
➢核科学与工程系
➢3.3.3 沸腾临界
➢ 指传热机理发生变化时，传热系数发生的突然下降 ➢ 包括偏离泡核沸腾（DNB）和蒸干两种工况 ➢ 棒束通道的临界热流密度，受功率轴向径向分布，定位件，棒间距等因素
影响，同时也受压力，质量流密度，含汽率的分布等因素影响 ➢ 在均与加热的情况下，可由西屋公司提出的实验数据拟合公式获得，当通
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 弥散燃料
➢ 对于弥散体燃料（如欧盟EFIT-ADS项目中提出的CERCER， CERMET燃料）- 机械方法将燃料粉末弥散到热导率高，热稳定性及 辐照稳定性好的基体材料中。
➢ 优点：耐辐照，耐腐蚀，导热性能好，机械性能好；缺点：基体材 料的存在稀释了裂变材料，因此需要高裂变材料富集度。
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ G段 – 缺液区传热 ➢ 液膜蒸干后，壁面被蒸汽
覆盖 ➢ 传热能力急剧下降 ➢ 壁温上升 ➢ 液相以液滴形式存在
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ H段 – 单相蒸汽对流传热 ➢ 液滴全部蒸完 ➢ 蒸汽逐渐被过热
核科学与工程系
➢核科学与工程系
➢ 对UO2的影响 ➢ 熔点 – 每10000MWd/ton燃耗下降32摄氏度，燃料全寿期内约100摄
氏度 ➢ 热导率 – 随燃耗增加而减小，参照图3-19。低温下（< 500摄氏度）
影响较显著。温度高于1600摄氏度时，影响不明显 ➢ 力学特性 – 低于1000摄氏度时，UO2表现脆性，芯块较低热应力下
➢核科学与工程系
➢3.3.1 沸腾曲线 – 池式沸腾
➢ CD段为过度沸腾区，由于汽膜形成 导致热阻上升，热流密度降低
➢ DE段为稳定膜态沸腾区 ➢ 此两区内稳定的汽膜形成 ➢ D点后辐射传热增强，热流密度再
次提高 ➢ C，E点热流密度相同，故当从C点
进一步提高热流密度时，膜温差可 能跃升，造成壁面烧毁。因此C点 又称为烧毁点。 ➢ H点为偏离核态沸腾规律点DNB
➢3.3.2 核态沸腾传热
➢ ONB判断： ➢ 对于工业光滑管，Bergles和Rohsenow提出 qONB = 1.798x10-3 p1.156 [1.8 (tw - ts)]2.828/p0.0234 ➢ 使用Jens-Lottes沸腾传热方程与单相强迫对流方程联立 tf,ONB = ts + ΔθJ - q/h 其中tw - ts= 25(q/105)0.25 exp(-p/6.2) 以上公式中ΔθJ为壁面过热度
3. 经验关系式3-32
➢核科学与工程系
➢3.3.5 膜态沸腾传热
➢ DE段形成稳定蒸汽膜层后出现 ➢ 加热表面通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液珠与壁面之间的相互z
作用实现传热 ➢ 分为反环状流（空泡份额<30%）和弥散流（空泡份额>80, 之间为块状流
过渡区）两种 ➢ 换热系数远小于核态沸腾，包壳温度过高，故在反应堆正常运行时不允许
出现 ➢ 计算关系式3-35,3-36：
➢核科学与工程系
➢3.4 燃料元件的型式结构及设计要求
➢ 燃料元件的型式：棒状，管状，板状，球状，如图3-16 ➢ 冷却方式：单面，双面冷却 ➢ 注入方式：端部注入(主要使用)，中间注入，回流式三种，如图3-17 ➢ 燃料元件的热工设计要求：保证包壳完整性；合理水铀比；整个寿期内无
反应堆传热过程
➢核科学与工程系
➢3.1 导热
➢
➢核科学与工程系
➢3.1 导热
➢ 有内热源的圆柱形芯块温度场,忽略轴向导热情况
➢
➢ 无内热源的圆筒形包壳温度场,忽略轴向导热情况
➢
➢核科学与工程系
➢3.2 单相对流传热
➢ 包壳外表面与冷却剂的热交换过程，基于牛顿冷却定律 Q = h FΔθt, 其中Δθt为膜温差，h为对流换热系数，F为传热表面积， Q为传递的热功率
➢ 铝，镁，锆，不锈钢，石墨等
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 锆合金
➢ 高温下抗水腐蚀 ➢ 锆-4合金（压水堆），锆-2及锆-4合金（沸水堆） ➢ 锆-2，4的热导率计算参见公式3-46，约六倍于氧化物燃料。 ➢ 比热容计算参见3-47，48，49，接近UO2但考虑到其在燃料棒中所
➢ 辐照造成的结构再造 – 中央空洞，周围径向放射性晶粒
➢ 芯块肿胀 – 因受辐照体积增大；由于裂变气体（Kr，Xe等）和固态 裂变产物的聚集造成；肿胀率一般为0.5-1.0%；裂变气体填充气隙 改变热阻（参见公式3-51）。
谢谢！
便会发生龟裂。高温下表现出热蠕变性，辐照状况下会得到加强。 ➢ UO2的密实化 – 高温下的静压力造成孔隙消失，芯块体积减小；另一
个原因是辐照引起芯块孔隙消失。 ➢ 后果：芯块收缩，发热不均匀；气隙增大，热阻增大。 ➢ 优化措施：减小燃料初始孔隙率，提高烧结温度，延长烧结时间.
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 辐照的影响
➢ A段 – 单相液体对流 ➢ 壁面温度与流体平均温
度均升高 ➢ 壁面附近形成热边界层 ➢ 因过热度不足不能生成
气泡
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ B段 – 欠热泡核沸腾 ➢ 气泡形成 ➢ 传热增强，传热系数增大 ➢ 液体边界层温度高于饱和
温度 ➢ 初始阶段，气泡较少，附
着在壁面，管中心仍为潜 热液体，气泡不能长大 ➢ 后段，气泡长大并脱离壁 面，泡核沸腾逐渐增强
其中β为流体的体积膨胀系数，ν=μ/ρ为运动黏度，x为位差 ➢ 普遍关系式为Nu=f(Gr Pr) = C(Gr Pr)mn,式中m指物性参数取平均温
度点的值，即tm=(tf+tw)/2 ➢ 针对竖壁与横管霍夫曼和米海耶夫分别提出经验关系式(3-19至3-24)
➢核科学与工程系
➢3.3 沸腾传热
➢ 包括池式沸腾和流动沸腾两种情况 ➢ 池式沸腾 – 拥有自由表面的大容积液体，在受热面处发生的沸腾。
弥散型 Ø 对于固体燃料要求：
• 良好的辐照稳定性 • 良好的热物性 • 与包壳材料相容 • 与冷却剂接触无强烈化学腐蚀 • 工艺性好，易加工，成本低
Ø 陶瓷燃料，弥散性燃料高温稳定性优于金属燃料
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 金属燃料
➢ 优点：密度高，热导率，大工艺性好；缺点：高温下稳定性不好， 高燃耗下尺寸变化大，腐蚀率高。
道内存在冷壁时，该式中De应被替换为热等效直径Dh = 4 x 通道截面积 / 加热周长
➢核科学与工程系
➢3.3.4 过渡沸腾传热
➢ 是一种中间传热方式，是不稳定膜态沸腾与不稳定核态沸腾的结合 ➢ 壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，但又低的不足以维持稳定的膜态
沸腾 ➢ 固有不稳定性导致研究困难 ➢ 出现条件：LOCA后ECCS注水，导致堆芯发生再淹没Reflood ➢ 包括三种形式：1.包含沸腾和对流成分的关系式3-33；2. 现象表达式3-34；
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 陶瓷燃料
Ø 包括氧化物，氮化物，碳化物燃料 Ø 优点：熔点高，高温高辐照下几何形状稳定性好，与水及液态钠接
触有较好的耐腐蚀性能，与不锈钢及锆合金包壳材料的相容性好； 缺点：导热率低，热梯度下的脆性。
Ø 碳化物，氮化物燃料较氧化物燃料拥有更高的热导率和熔点及辐照 稳定性，但与水易发生剧烈化学反应，故较多用于气冷钠冷先进堆
自然对流占主导 ➢ 流动沸腾 – 流体流经加热通道时发生，沸水堆的正常工况，压水堆
中也会发生尤其是事故状况下
➢核科学与工程系
➢3.3.1 沸腾曲线 – 池式沸腾
➢ 壁面过热度与热流密度的关系曲线 ➢ 右下方为大容积沸腾，左上方为管
内流动沸腾 ➢ B点前为不沸腾自然对流区，B点开
始产生气泡，B点称为沸腾起始点 ONB。气泡产生，对流换热系数高， 热流密度迅速上升 ➢ C点达到热流密度最大值，称为临 界热流密度 ➢ BC段为核态沸腾区
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-其他因素
➢ 液壁接触角增加或不凝气体掺入 ➢ 降低ΔTw ➢ 使沸腾曲线ABC段左移，强化传热
核科学与工程系
流动沸腾传热
➢ 强制或自然对流 ➢ 有宏观运动的系统内的沸腾 ➢ 气泡生长受流体流动的影响 ➢ 汽液两相运动–比池式沸腾复杂
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ E+F段 – 通过液膜强制对 流蒸发传热
➢ 含汽率增加 ➢ 液膜变薄，内部导热及对
流变强，过热度降低 ➢ 当过热度低于ΔTw,ONB后，
液膜内气泡停止产生，则 液膜内完全通过导热和对 流实现换热 ➢ 液膜逐渐变薄，直至蒸干
Ø 对于氧化物燃料UO2：
➢ 熔点2800摄氏度 ➢ 密度10.98g/cm3 ➢ 热导率低（如图3-18），比液态钠低接近两个数量级。使用Maxwell-Eucken方程描
述孔隙率的影响κp =（1-ε）/（1+β ε ）κ100，其中为理论密度， β =0.5（ ε ≦0.1）， β =0.5 其他情况。 ➢ 比热容较高（大约是水的1/10），可通过公式3-40，41计算得到。
不良物理化学作用；易于加工工艺性好；经济性好，生产成本低。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性
Ø 易裂变核素：主要包括U-233（Th-232转化），U-235（天然存在）， Pu-239（U-238转化）
Ø 可转换核素：Th-232，U-238等 Ø 核燃料：固体/液体（水溶液，熔盐或液态金属），金属型/陶瓷型/
占比重较轻，一般不考虑其热迟滞。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 不锈钢及镍基合 金
➢ 不锈钢 – 良好的抗腐蚀和抗辐照性能，但中子吸收截面大，高温水 腐蚀
➢ 快堆中使用较多 – 满足快堆要求：熔点高；低辐照损伤及肿胀；良 好的抗腐蚀性能，尤其是液态钠。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 辐照的影响
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 包壳材料
➢ 需考虑因素：
➢ 良好核性能 – 低中子吸收截面，弱感生放射性 ➢ 与核材料相容 ➢ 较好的导热性能 ➢ 良好的力学及机械特性 ➢ 较强的抗腐蚀能力 ➢ 良好的辐照稳定性 ➢ 成本低，易加工，便于后处理
影响池式沸腾的主要因素-系统压力
➢
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-主流液体温度(或欠 热度)
➢ 对传热强度无影响 ➢ 对于qc影响显著 ➢ 随欠热度ΔTSUB增大，汽液置换时易冷凝近壁气泡，则qc升
高
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-加热表面粗糙 度
➢ 表面越粗糙，泡化空穴越大，因此需要的过热度越小 ➢ 使ABC段左移 ➢ 泡核沸腾传热增强 ➢ 对qc及膜态沸腾的影响很小 – 气膜将粗糙度掩盖
➢
➢ 分为自然对流Байду номын сангаас热和强迫对流换热两种情况考虑
➢
➢ 对于非圆形通道，可使用当量直径作为公式3-15,16中的特征尺寸 ➢ 对于棒束通道，使用Weissman关系式，分为正方形栅格和三角形栅格
两种情况对待
➢核科学与工程系
➢3.2 单相对流传热 – 自然对流换热
➢ 由密度梯度即温度梯度引起 ➢ 引入特征量格拉晓夫数Gr=(gβΔT x3)/ ν2
➢核科学与工程系
➢3.3.3 沸腾临界
➢ 指传热机理发生变化时，传热系数发生的突然下降 ➢ 包括偏离泡核沸腾（DNB）和蒸干两种工况 ➢ 棒束通道的临界热流密度，受功率轴向径向分布，定位件，棒间距等因素
影响，同时也受压力，质量流密度，含汽率的分布等因素影响 ➢ 在均与加热的情况下，可由西屋公司提出的实验数据拟合公式获得，当通
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 弥散燃料
➢ 对于弥散体燃料（如欧盟EFIT-ADS项目中提出的CERCER， CERMET燃料）- 机械方法将燃料粉末弥散到热导率高，热稳定性及 辐照稳定性好的基体材料中。
➢ 优点：耐辐照，耐腐蚀，导热性能好，机械性能好；缺点：基体材 料的存在稀释了裂变材料，因此需要高裂变材料富集度。
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ G段 – 缺液区传热 ➢ 液膜蒸干后，壁面被蒸汽
覆盖 ➢ 传热能力急剧下降 ➢ 壁温上升 ➢ 液相以液滴形式存在
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ H段 – 单相蒸汽对流传热 ➢ 液滴全部蒸完 ➢ 蒸汽逐渐被过热
核科学与工程系
➢核科学与工程系
➢ 对UO2的影响 ➢ 熔点 – 每10000MWd/ton燃耗下降32摄氏度，燃料全寿期内约100摄
氏度 ➢ 热导率 – 随燃耗增加而减小，参照图3-19。低温下（< 500摄氏度）
影响较显著。温度高于1600摄氏度时，影响不明显 ➢ 力学特性 – 低于1000摄氏度时，UO2表现脆性，芯块较低热应力下
➢核科学与工程系
➢3.3.1 沸腾曲线 – 池式沸腾
➢ CD段为过度沸腾区，由于汽膜形成 导致热阻上升，热流密度降低
➢ DE段为稳定膜态沸腾区 ➢ 此两区内稳定的汽膜形成 ➢ D点后辐射传热增强，热流密度再
次提高 ➢ C，E点热流密度相同，故当从C点
进一步提高热流密度时，膜温差可 能跃升，造成壁面烧毁。因此C点 又称为烧毁点。 ➢ H点为偏离核态沸腾规律点DNB
➢3.3.2 核态沸腾传热
➢ ONB判断： ➢ 对于工业光滑管，Bergles和Rohsenow提出 qONB = 1.798x10-3 p1.156 [1.8 (tw - ts)]2.828/p0.0234 ➢ 使用Jens-Lottes沸腾传热方程与单相强迫对流方程联立 tf,ONB = ts + ΔθJ - q/h 其中tw - ts= 25(q/105)0.25 exp(-p/6.2) 以上公式中ΔθJ为壁面过热度
3. 经验关系式3-32
➢核科学与工程系
➢3.3.5 膜态沸腾传热
➢ DE段形成稳定蒸汽膜层后出现 ➢ 加热表面通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液珠与壁面之间的相互z
作用实现传热 ➢ 分为反环状流（空泡份额<30%）和弥散流（空泡份额>80, 之间为块状流
过渡区）两种 ➢ 换热系数远小于核态沸腾，包壳温度过高，故在反应堆正常运行时不允许
出现 ➢ 计算关系式3-35,3-36：
➢核科学与工程系
➢3.4 燃料元件的型式结构及设计要求
➢ 燃料元件的型式：棒状，管状，板状，球状，如图3-16 ➢ 冷却方式：单面，双面冷却 ➢ 注入方式：端部注入(主要使用)，中间注入，回流式三种，如图3-17 ➢ 燃料元件的热工设计要求：保证包壳完整性；合理水铀比；整个寿期内无
反应堆传热过程
➢核科学与工程系
➢3.1 导热
➢
➢核科学与工程系
➢3.1 导热
➢ 有内热源的圆柱形芯块温度场,忽略轴向导热情况
➢
➢ 无内热源的圆筒形包壳温度场,忽略轴向导热情况
➢
➢核科学与工程系
➢3.2 单相对流传热
➢ 包壳外表面与冷却剂的热交换过程，基于牛顿冷却定律 Q = h FΔθt, 其中Δθt为膜温差，h为对流换热系数，F为传热表面积， Q为传递的热功率
➢ 铝，镁，锆，不锈钢，石墨等
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 锆合金
➢ 高温下抗水腐蚀 ➢ 锆-4合金（压水堆），锆-2及锆-4合金（沸水堆） ➢ 锆-2，4的热导率计算参见公式3-46，约六倍于氧化物燃料。 ➢ 比热容计算参见3-47，48，49，接近UO2但考虑到其在燃料棒中所
➢ 辐照造成的结构再造 – 中央空洞，周围径向放射性晶粒
➢ 芯块肿胀 – 因受辐照体积增大；由于裂变气体（Kr，Xe等）和固态 裂变产物的聚集造成；肿胀率一般为0.5-1.0%；裂变气体填充气隙 改变热阻（参见公式3-51）。
谢谢！
便会发生龟裂。高温下表现出热蠕变性，辐照状况下会得到加强。 ➢ UO2的密实化 – 高温下的静压力造成孔隙消失，芯块体积减小；另一
个原因是辐照引起芯块孔隙消失。 ➢ 后果：芯块收缩，发热不均匀；气隙增大，热阻增大。 ➢ 优化措施：减小燃料初始孔隙率，提高烧结温度，延长烧结时间.
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 辐照的影响
➢ A段 – 单相液体对流 ➢ 壁面温度与流体平均温
度均升高 ➢ 壁面附近形成热边界层 ➢ 因过热度不足不能生成
气泡
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ B段 – 欠热泡核沸腾 ➢ 气泡形成 ➢ 传热增强，传热系数增大 ➢ 液体边界层温度高于饱和
温度 ➢ 初始阶段，气泡较少，附
着在壁面，管中心仍为潜 热液体，气泡不能长大 ➢ 后段，气泡长大并脱离壁 面，泡核沸腾逐渐增强
其中β为流体的体积膨胀系数，ν=μ/ρ为运动黏度，x为位差 ➢ 普遍关系式为Nu=f(Gr Pr) = C(Gr Pr)mn,式中m指物性参数取平均温
度点的值，即tm=(tf+tw)/2 ➢ 针对竖壁与横管霍夫曼和米海耶夫分别提出经验关系式(3-19至3-24)
➢核科学与工程系
➢3.3 沸腾传热
➢ 包括池式沸腾和流动沸腾两种情况 ➢ 池式沸腾 – 拥有自由表面的大容积液体，在受热面处发生的沸腾。
弥散型 Ø 对于固体燃料要求：
• 良好的辐照稳定性 • 良好的热物性 • 与包壳材料相容 • 与冷却剂接触无强烈化学腐蚀 • 工艺性好，易加工，成本低
Ø 陶瓷燃料，弥散性燃料高温稳定性优于金属燃料
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 金属燃料
➢ 优点：密度高，热导率，大工艺性好；缺点：高温下稳定性不好， 高燃耗下尺寸变化大，腐蚀率高。
道内存在冷壁时，该式中De应被替换为热等效直径Dh = 4 x 通道截面积 / 加热周长
➢核科学与工程系
➢3.3.4 过渡沸腾传热
➢ 是一种中间传热方式，是不稳定膜态沸腾与不稳定核态沸腾的结合 ➢ 壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，但又低的不足以维持稳定的膜态
沸腾 ➢ 固有不稳定性导致研究困难 ➢ 出现条件：LOCA后ECCS注水，导致堆芯发生再淹没Reflood ➢ 包括三种形式：1.包含沸腾和对流成分的关系式3-33；2. 现象表达式3-34；
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 陶瓷燃料
Ø 包括氧化物，氮化物，碳化物燃料 Ø 优点：熔点高，高温高辐照下几何形状稳定性好，与水及液态钠接
触有较好的耐腐蚀性能，与不锈钢及锆合金包壳材料的相容性好； 缺点：导热率低，热梯度下的脆性。
Ø 碳化物，氮化物燃料较氧化物燃料拥有更高的热导率和熔点及辐照 稳定性，但与水易发生剧烈化学反应，故较多用于气冷钠冷先进堆
自然对流占主导 ➢ 流动沸腾 – 流体流经加热通道时发生，沸水堆的正常工况，压水堆
中也会发生尤其是事故状况下
➢核科学与工程系
➢3.3.1 沸腾曲线 – 池式沸腾
➢ 壁面过热度与热流密度的关系曲线 ➢ 右下方为大容积沸腾，左上方为管
内流动沸腾 ➢ B点前为不沸腾自然对流区，B点开
始产生气泡，B点称为沸腾起始点 ONB。气泡产生，对流换热系数高， 热流密度迅速上升 ➢ C点达到热流密度最大值，称为临 界热流密度 ➢ BC段为核态沸腾区
核科学与工程系
影响池式沸腾的主要因素-其他因素
➢ 液壁接触角增加或不凝气体掺入 ➢ 降低ΔTw ➢ 使沸腾曲线ABC段左移，强化传热
核科学与工程系
流动沸腾传热
➢ 强制或自然对流 ➢ 有宏观运动的系统内的沸腾 ➢ 气泡生长受流体流动的影响 ➢ 汽液两相运动–比池式沸腾复杂
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢
核科学与工程系
流动沸腾的传热工况及汽液两相流型
➢ E+F段 – 通过液膜强制对 流蒸发传热
➢ 含汽率增加 ➢ 液膜变薄，内部导热及对
流变强，过热度降低 ➢ 当过热度低于ΔTw,ONB后，
液膜内气泡停止产生，则 液膜内完全通过导热和对 流实现换热 ➢ 液膜逐渐变薄，直至蒸干
Ø 对于氧化物燃料UO2：
➢ 熔点2800摄氏度 ➢ 密度10.98g/cm3 ➢ 热导率低（如图3-18），比液态钠低接近两个数量级。使用Maxwell-Eucken方程描
述孔隙率的影响κp =（1-ε）/（1+β ε ）κ100，其中为理论密度， β =0.5（ ε ≦0.1）， β =0.5 其他情况。 ➢ 比热容较高（大约是水的1/10），可通过公式3-40，41计算得到。
不良物理化学作用；易于加工工艺性好；经济性好，生产成本低。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性
Ø 易裂变核素：主要包括U-233（Th-232转化），U-235（天然存在）， Pu-239（U-238转化）
Ø 可转换核素：Th-232，U-238等 Ø 核燃料：固体/液体（水溶液，熔盐或液态金属），金属型/陶瓷型/
占比重较轻，一般不考虑其热迟滞。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 不锈钢及镍基合 金
➢ 不锈钢 – 良好的抗腐蚀和抗辐照性能，但中子吸收截面大，高温水 腐蚀
➢ 快堆中使用较多 – 满足快堆要求：熔点高；低辐照损伤及肿胀；良 好的抗腐蚀性能，尤其是液态钠。
➢核科学与工程系
➢3.5 燃料元件材料的热物性 – 辐照的影响