核反应堆热工基础-第六章

2. 工程热点因子和热管因子的计算
• 乘积法
在反应堆发展的早期，由于缺乏经验，为了确保堆的安全， 通常就把所有工程偏差看成是非随机性质的，因而在综合计 算影响热流量的各工程偏差时，保守地采用了将各个工程偏 差值相乘的方法，即所说的乘积法。
• 混合法
在这种方法中，是把燃料元件和冷却剂通道的加工、安装及 运行中产生的误差分成两大类，一类是非随机误差或系统误 差（乘积法）；另一类是随机误差或偶然误差（按误差分布 规律用相应公式计算）。
当不考虑在堆芯进口处冷却剂流量分配的不均匀， 以及不考虑燃料元件的尺寸、性能等在加工、安装、 运行中的工程因素造成的偏差，单纯从核方面考虑— —核热通道、核热点。 在知道堆的功率、传热面积以及流量等条件以后， 确定堆芯内热工参数的平均值是比较容易的。但是堆 芯功率的输出不受热工参数平均值的限制，而是受堆 芯最恶劣的局部热工参数值的限制。而要得到局部的 热工参数却不是一件容易的事。
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 的程度，引进了一个修正因子，这个修正因子就称为 热管因子或热点因子。它们是用各有关的热工（或物 理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
通常把热管因子、热点因子分为两大类: 一类是核热管因子、 热点因子 一类是工程热管因子、热点因子
为了定量地表征热管和热点的工作条件，如果不 考虑堆芯中控制棒、水隙、空泡和堆芯周围反射层的 影响，堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热 点因子FNq来表示。反应堆早期，人为地把热点位于热 管内，故提出焓升核热管因子（热通道因子） FNΔ H 。 即
q DNB ,eu 3.1 5 4 1 06 {( 2.0 2 2 6.2 3 8 1 08 p ) (0.1 7 2 2 1.4 3 1 08 p ) ex p [1 8.1 7 7 5.9 8 7 1 0 7 p ) xe ]} [(0.1 4 8 4 1.5 9 6xe 0.1 7 2 9 xe | xe |) 0.2 0 4 9 G 1.0 3 7] 1 06 (1.1 5 7 0.8 6 9xe )[0.2 6 6 4 0.8 3 5 7ex p ( 1 2 4De )][0.8 2 5 8 0.3 4 1 1 0 6 (H
3.64
2.4~2.6 2.4 2.6
为了定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名 义值的程度，引入工程热管因子FEΔ H和工程热点因子 FEq 。
堆芯热点最大热流密度 qh,max F 堆芯标称最大热流密度 qn,max
E q
F
N H
堆芯热通道最大焓升 H h,max 堆芯标称最大焓升 H n,max
第2节 热通道因子和热点因子 1. 定义
热通道（热管）：堆芯内积分功率输出或焓升最大的 冷却剂通道（也就是发出功率最大的燃料元件所对应 的通道）。 热点：燃料元件表面热流密度最大或燃料元件线功率 密度最大的点。 平均管：一个具有设计的名义尺寸、平均的冷却剂流 量和平均释热率的假想通道，反映整个堆芯的平均特 性。
腾工况进行研究极为重要。
• 出现沸腾危机时的临界热流密度对水冷堆的设计十分 重要。若干年来，国内外作了许多实验研究和理论分 析工作，但目前还没能提出一个完整的理论计算公式， 因而，进行热工设计时还不得不应用由实验结果整理 出来的经验公式。 • 其中比较典型的是根据轴向热流量均匀分布的单通道 试验所得的计算临界热流密度的W－3公式：
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
第六章 反应堆稳态热工设计
第1节 概述 1. 热工设计涉及面广： 堆物理设计 元件设计（燃料元件） 结构设计 控制系统设计 一回路系统设计 二回路系统设计
2. 反应堆热工设计所要解决的具体问题—— 就是在堆型和为进行热工设计所必需的 条件已经确定的前提下，通过一系列的热工水 力计算和一二回路热工参数的最优选择，确定 在额定功率下为满足反应堆安全要求所必需的 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、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。
（1）冷却剂质量流速 对过冷沸腾和低含汽量的饱和沸腾，当冷 却剂的质量流速增大时，流体的扰动增加，汽 泡容易脱离加热面，从而qDNB增大。 流速增大到一定数值后，在继续增加流速 对提高qDNB的贡献就小了。 在高含汽量饱和沸腾的情况下，如果冷 却剂的流型是环状流，增加冷却剂流速反而会 使加热面上的液膜变薄，从而加速烧干。
3. 降低热点因子和热管因子的方法
热管因子及热点因子的值是影响堆热工设计安全 性和技术经济指标的重要因素，因此必须设法降低总 的热管（点）因子的值。热管（点）因子是由核和工 程两方面不利因素造成的，因而要减小它们的数值必 须从这两方面着手。
降低核热管因子和热点因子：
沿堆芯径向装载不同浓缩度的核燃料； 在堆芯周围设置反射层； 固体可燃毒物的适当布置以及控制棒分组及棒位 的合理确定； 采用化学补充。
综合考虑核和工程两方面的因素后，热流密度 热点因子Fq和焓升热管因子（热通道因子）FΔ H 为
qn,max qh,max qh,max Fq F F q qn,max q
N q E q
FH F F
N H
E H
H n,max H h,max H h,max H H n,max H
堆芯标称最大热流密度 qn,max F 堆芯平均热流密度 q
N q
F
N H
堆芯标称最大焓升 H n,max 堆芯平均焓升 H
各种堆的核热管因子（未考虑局部峰）
堆芯的几何形状 核热点因子（功率峰因子）
球形
直角长方形
3.29
3.87
圆柱形
圆柱形(裸,径向通量展平) 圆柱形(有反射层) 游泳池式堆(水做反射层)
在沸腾中发生“烧毁”，主要原因是受热 壁上盖有一层汽膜，液体不能补充到受热面上 去，由于汽膜的热阻大，故壁温迅速上升而烧 毁。 因此，所有影响汽泡生成速度、汽泡体积 的大小和密度情况以及汽泡层厚度的各种因素， 如流速、沿通道的热通量分布、棒束的几何结 构以及系统的压力等，都会对临界热通量有重 要的影响。 qDNB是水堆设计的重要参数，因此分析影响 qDNB的各种因素，从而找到提高qDNB的各种途径， 是一个十分重要的课题。
热工设计的过程： 方案设计 初步设计 施工设计
3. 热工设计准则的概念
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。
压水堆主要热工设计准则：
（1）燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗下的熔 化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；
（6）加热表面粗糙度 加热表面粗糙度的影响，只是对新堆才比 较明显。表面粗糙度一方面可以增加汽化核心 的数目，另一方面又可以增强流体的湍流扰动， 在过冷沸腾和低含汽量饱和沸腾的情况下，会 使qDNB增大。但是在高含汽量的饱和沸腾的环 状流情况下，粗糙的表面会加强流体的湍流扰 动，使加热面上的一薄层液膜变得更薄，从而 加速沸腾临界的到来。运行一段时间后，加热 面的粗糙度因受流体冲刷而变小了，对qDNB的 影响也就小了。
降低工程热管因子和热点因子：
合理控制有关部件的加工及安装误差； 精细进行结构设计和堆本体水力模拟实验； 改善下腔室冷却剂流量分配不均匀性； 加强相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混。
第3节 临界热流密度与最小DNBR 1. 临界热流密度
在压水堆的热工设计中，不但允许堆芯冷却剂发
（1）冷却剂质量流速 对过冷沸腾和低含汽量的饱和沸腾，当冷 却剂的质量流速增大时，流体的扰动增加，汽 泡容易脱离加热面，从而qDNB增大。 流速增大到一定数值后，在继续增加流速 对提高qDNB的贡献就小了。 在高含汽量饱和沸腾的情况下，如果冷 却剂的流型是环状流，增加冷却剂流速反而会 使加热面上的液膜变薄，从而加速烧干。
（4） 冷却剂焓 沸腾临界发生处的冷却剂焓值的大小，主 要反映在含汽量的大小上，冷却剂焓值越高， 含汽量越大，从而临界热流量也就越小。 （5）通道进口段长度 进口段长度的影响通常用L/d的值来表示， L/d的值越小，受进口局部扰动的影响越大， 因而qDNB增大。 L/d的值小于50时， L/d的值 的改变对qDNB影响较大。此外，随着进口过冷 度和质量流量的增加， L/d的值对qDNB影响相 对减小。
（3）工作压力 对于加热的流动沸腾系统，压力对qDNB的影 响，不同研究人员的观点还不太一致。有些研 究人员认为，压力升高，qDNB会稍有下降。 单从W-3公式来看，当系统的加热量一定 时，压力增加，冷却剂的含汽量也在变化，因 而qDNB有可能增大。 对于池式沸腾，当压力小于6.68MPa时， qDNB随压力的增加而增大，压力大于6.68MPa时， 压力增大，qDNB反而减小。
（3）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冷却剂以排出 堆芯余热； （4）在稳态和可顶计的动态运行过程中，不允许发生 流动不稳定性。
偏离泡核沸腾比（DNBR）
用合适公式计算得到某 点的临界热流密度 DNBR 该点的实际热流密度
最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）——整个堆芯中 DNBR的最小值。
fsΒιβλιοθήκη Baidu
H
f ,in
)],瓦 / 米 2
该公式也可以用于轴向热流量非均匀分布 的棒束元件冷却剂通道的临界热流量计算，只 是要采用冷却剂通道的局部参数，而不是整个 棒束组件内的平均参数，轴向热流的不均匀分 布还要采用不均匀因子来修正。如果存在非加 热的壁面，则还要用一个冷壁因子来修正。对 于堆芯内的定位件及混流片，由于加强交混强 化了传热，可用定位格架修正因子进行修正。
第4节 单通道模型 1. 临界热流密度
单通道模型 只要保证热管的安全，而无需再繁琐地计算堆内 其余元件和冷却剂通道的热工参数，就能保证堆芯其 余燃料元件的安全了，在反应堆发展的早期，堆热工 设计采用热管和热点分析模型。 子通道分析模型（可以确定出真正的热管和热点） 近年来随着堆的设计、建造和运行经验的积累、 计算模型的发展、实验技术的提高和测量仪表的改进， 提高计算可以得到真正的热管所在的位置及其热工参 数；也可以得到燃料元件最高中心温度和最高表面温 度的数值及其所在的位置。
生过冷沸腾，而且还允许在少量冷却剂通道中发生饱
和沸腾，其目的在于在一定的系统压力下，提高堆芯 出口处的冷却剂温度，从而改善整个核电站的热效率。 但是，燃料元件表面与冷却剂间的放热强度并不随汽 泡的增加而单调上升，有时可能发生燃料元件表面的
沸腾临界，此时燃料元件表面与冷却剂间的传热急剧
恶化，导致燃料元件包壳烧毁。因此对于水堆中的沸
2.最小DNBR 对于稳态工况和预计的事故工况，都要分 别定出MDNBR的值，其具体值和所选用的计算公 式有关，例如选W-3公式，压水堆稳态额定工况 时一般可取MDNBR= 1.8～2.2，而对预计的常见 事故工况，则要求MDNBR>1.3。 对于堆运行的不同寿期，会有不同的MDNBR， 在设计时要考虑这一点，保证在堆的整个运行 寿期内，在稳态额定工况下的MDNBR仍然在设计 准则规定的范围内。
具体包括： 根据所设计的堆用途和特殊要求选定堆型，确 定所用的核燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料 等的种类； 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； 燃料元件的形状、它在堆芯内的布置方式以及 栅距允许变化的范围； 二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； 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。
（2）进口处冷却剂过冷度 进口处的冷却剂过冷度越大，则加热面上 形成稳定的汽膜所需的热量越多， qDNB增大。 但是当过冷度增大到某一数值时，会发生 两相流动不稳定性，导致热管内冷却剂流量减 小，从而qDNB下降。 过冷度小到某一数值时，也会发生两相流 动不稳定性。究竟如何确定进口冷却剂的过冷 度，要根据系统具体的热工和结构参数确定。