20171107 热工水力 复习整理

第一章（20171107）
核燃料
铀-235、铀-233和钚-239这三种核素可以在各种不同能量的中子作用下产生裂变反应，通常把它们称为易裂变核素。

自然界中存在的易裂变核素只有铀-235一种。

含有易裂变核素，能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。

钍-232和铀-238，这两种核素在能量低于其裂变阈能的中子作用下不能产生裂变反应，但在俘获中子后能转变为易裂变核素铀-233和钚-239，故被称为可转换核素（也叫可裂变核素）。

目前在核反应堆中使用的易裂变核素主要是铀-235。

可转换核素本身虽不易裂变，但在俘获中子后能转变为易裂变核素，从而补充易裂变核素的消耗。

在反应堆内它们或者与裂变燃料混合使用，或者在包裹层中单独使用。

因而称它们为广义的核燃料。

*重点：三种易裂变核素：铀-235、铀-233和钚-239。

两种可裂变核素：钍-232和铀-238。

核燃料：含有易裂变核素，能够在反应堆里实现自持裂变链式反应、释放核能的材料称为核燃料。

1.2.1.1 目前压水堆使用的燃料主要有以下两类：
1.UO2陶瓷燃料
2.含UO2弥散体的燃料
*重点：两类核燃料：UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体的燃料。

1.2.1.2 二氧化铀燃料的主要热物性
1.密度：二氧化铀的理论密度是10.98×103 kg/m3
2.熔点：氧铀原子比为2的二氧化铀的熔点最高。

随氧铀原子比值的
减小或增加，二氧化铀的熔点会下降。

当O/U=2时，Christensen测定:2800℃。

3.热导率：二氧化铀的热导率强烈地依赖于它的温度。

图1.2-1未经辐照的二氧化铀的热导率随温度的变化图1.2-1示出了一些研究者所提供的未经辐照的二氧化铀的热导率。

从各条曲线的变化趋势来看，可以粗略的认为，温度低于1600℃以下，二氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过1600℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。

*重点：二氧化铀的理论密度10.98×103kg/m3、熔点2800℃、热导率:温度低于1600℃以下，二氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过1600℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种程度的增大。

1.2.2.1 主要包壳材料
适合作水冷反应堆燃料包壳材料的主要是锆合金，即Zr-2和Zr-4合金。

西方国家的核电站压水堆多采用Zr-4合金作为燃料包壳，沸
水堆和部分压水堆也使用Zr-2合金作为燃料包壳，前苏联轻水堆则用锆-铌合金作为包壳材料。

锆合金长期和高温水接触，到了一定天数之后，腐蚀的速率会突然增加，称为腐蚀的转折点。

例如，水温为310℃，锆-2合金的腐蚀转折点为500天；水温为360℃，锆-2合金的腐蚀转折点下降到100天；在400℃的水蒸汽中，其转折点只有30天。

故目前在压水堆稳态热工设计中，包壳外表面的最高限制温度一般不超过350℃。

2．惰性气体的热导率
惰性气体通常指氦、氖、氩、氪和氙等气体。

新的燃料元件的芯块与包壳之间的间隙内充有氦气。

在裂变过程中，裂变气体释放到间隙中。

这些混合惰性气体的热导率很低，它们随温度的增加而加大。

*重点：压水堆常使用的包壳材料是锆合金，目前在压水堆稳态热工设计中，包壳外表面的最高限制温度一般不超过350℃。

1.2.3 冷却剂及其主要热物性
轻水具有良好的导热性能，比热和汽化潜热都比较大，价格很便宜，所需的唧送泵功率较小，是性能比较好的冷却剂。

缺点是中子吸收截面较大，沸点低，在高温下运行保持液相需要较高的压力。

重水具有和轻水类似的性质，但它有比轻水中子吸收截面较小的优点，其缺点是价格昂贵。

1.2.3.1 饱和水和饱和水蒸气（在饱和线上）的热物性
由于饱和温度是饱和压力的函数（饱和温度随压力的增加而增加），所以这些热物性都只是饱和温度Ts或者饱和压力Ps的函数，
如附录Ⅱ所示。

1.2.3.2 欠热水和过热水蒸气的热物性
由于在欠热水和过热水蒸气的状态下，温度和压力是独立变量，所以，欠热水和过热水蒸汽的热物性都是温度和压力的函数，如附录Ⅱ所示。

但主要取决于温度。

重水的热物性与轻水相接近。

*重点：
（1）轻水具有良好的热物性，如导热性能好，比热容和汽化潜热都比较大，价格便宜，使用方便，所需的唧送泵功率较小，是性能比较好的冷却剂。

（2）饱和状态下的水或水蒸汽的热物性是温度或者压力的函数。

（3）欠热水和过热水蒸气的热物性是温度和压力的函数。

（4）饱和温度随饱和压力的增高而升高。

（5）饱和水的比焓h随饱和压力的增加而增大；饱和水蒸汽的比焓h随饱和压力的增加是先增大，在大约3 MPa之后，又随压力的增加
而降小。

1.3辐照（或燃耗）对热物性的影响
*重点：随辐照或燃耗的加深，二氧化铀的熔点和二氧化铀的热导率会下降。

复习题
一. 填空题
1．三种易裂变核素是铀-235 、铀-233 和钚-239 。

2．压水堆常使用的两类核燃料是UO2陶瓷燃料和含UO2弥散体燃料。

3．压水堆常使用的包壳材料是锆合金，在稳态热工设计中，它的外表面最高限制温度是350 ℃。

二选择括号内正确者填空（可选填序号 A 或B 或C…）
1．燃料包壳的表面温度在正常运行时不允许超过350℃，最主要的理由是防止 B 。

（A.热应力增大 B.包壳腐蚀加速 C.包壳熔化 D.偏离泡核沸腾）2．UO2燃料芯块的热导率 C 。

（A.不随温度变化 B. 随温度变化，呈线性变化
C.随温度变化，但不是线性变化
D. 以上说法都不对）
3．下列状态参数中能确定饱和状态下的水或水蒸汽的比焓是
C 。

（A．只压力B．只温度C．温度或压力D．温度和压力）
4．下列状态参数中能确定欠热水比焓的是 D 。

（A．只压力B．只温度C．温度或压力D．温度和压力）5．核电厂在满功率稳定运行时，若蒸汽发生器二次侧压力稍微提高，则饱和蒸汽比焓的相应变化是 B 。

（A.提高 B.降低 C.不变 D.不确定）
6. 下列说法正确的有 C 。

A.UO2燃料芯块的热导率kU不随温度变化。

B.UO2燃料芯块的热导率kU随温度变化呈线性变化。

C.UO2燃料芯块的热导率kU 随温度变化，但不是线性变化。

D.以上说法都不对。

第二章
2.1.1 反应堆的热源
反应堆的热源来自核裂变过程[包括核裂变本身和堆内材料与中子的辐射俘获（n ,γ）反应释放出来的巨大能量，每次核裂变释放出来的总能量平均约为200兆电子伏，一般用E f 表示此值，即E f =200 MeV 。

*重点：反应堆的热源来自核裂变过程和堆内材料与中子的辐射俘获（n,γ）反应释放出来的能量，每次核裂变释放出来的总能量平均约为200 MeV 。

2.1.2 堆芯体积释热率
*重点：（1）堆芯局部体积释热率与中子局部注量率 成正比；
（2）反应堆的热功率与平均中子注量率 成正比。

2.1.3 堆芯和燃料元件的功率度量表示法
（1）堆芯平均比功率
在整个堆芯内，平均每千克燃料发出的热功率，称为堆芯平均比功率，
W/kg 燃料（2.1-5）
（2）堆芯平均功率密度 在整个堆芯内，平均每单位堆芯体积所发出的功率，称为堆芯平均功率密度，
W/m 3 （2.1-6）
（4）堆芯平均元件表面热流密度 φφ,th t W f P P W =
,th t
V C P P V =
在整个堆芯内，平均从单位元件表面积所通过的热功率，
W/m 2 （2.1-8）
m 2 （2.1-8A ） （5）堆芯平均元件棒线功率密度
在整个堆芯内，平均单位长度元件棒发出的热功率，
W/m （2.1-9）
2.1.4 堆芯内释热率的分布（20171109）
图2.1-1 有限圆柱体均匀裸堆堆芯中子注量率分布
*重点：由图 2.1-1可见，有限圆柱体均匀裸堆堆芯中子注量率Φ（γ,z ）沿径向γ呈零阶贝赛尔函数分布，沿轴向z 呈余弦函数分布。

补充：压水堆中产生蒸汽泡导致反应性降低，在重水堆中却相反。

2.1.5影响堆芯功率分布的因素
1.燃料装载对功率分布的影响；
2.控制棒对功率分布的影响；
,th t
S T P q S =t CS S N d H
π=,th t L T
P q L =
图2.1-4圆柱形反应堆有控制棒和无控制棒时的径向功率分布
重点：堆芯中央区的某几根控制棒或全部控制棒部分插入堆芯，可以降低径向中子注量率及功率峰值（径向功率分布得到展平）。

在寿期初期，局部插入的控制棒使中子注量率及功率峰值移向堆芯底部。

3.水隙和空泡对功率分布的影响
在压水堆堆芯最热区可能产生蒸汽，蒸汽泡的存在会使反应性下降，从而使空泡区域的中子注量率及其功率相应降低。

4.结构材料对功率的扰动
重点：为什么图2.4-1中相对热流密度的下降要比堆相对功率的下降缓慢得多？
2.4-1快速停堆后堆芯相对功率和相对热流密度随时间的变化（虚线表示有效快速停堆时刻）这是因为储存在燃料元件中的热量（即显热）也释放出来的缘故。

ECCS称为应急堆芯冷却系统
2.4.1停堆后的核释热功率
停堆后的释热功率包括三部分，如图2.4-2所示。

（1）剩余中子引起的裂变功率
（2）裂变产物衰变功率
（3）中子俘获产物衰变功率。

重点：停堆后的核反应释热功率包括：
（1）剩余中子引起的裂变功率；（2）裂变产物衰变功率；（3）中子俘获产物衰变功率。

这三项停堆后的核反应释热主要取决于停堆之前的运行时间的长短和运行的功率高低，与停堆后的时间无关。

复习题：
本章重点复习题（共6题）填空题可能改变成选择或判断
一、填空题
1.反应堆的热源主要来自核裂变过程.。

2.每次核裂变在反应堆内总计产生200 兆电子伏的能量。

3.对于有限圆柱体的均匀裸堆，堆芯热中子注量率或者体积释热率沿径向呈零阶贝塞尔函数分布，沿轴向呈余弦函数分布。

4.停堆后的核反应释热包括：剩余中子引起的裂变功率、裂变产物衰变功率和中子俘获产物衰变功率。

二、选择括号内正确者填空（可选填序号 A 或B 或C…）
1．堆芯体积释热率与中子注量率成 A 。

（A．正比B．反比C．无关）
2．压水堆在稳态功率运行时，如果堆芯某处出现蒸汽空泡，会使该处附近的反应性 B ，从而使其体积释热率 B 。

（A．提高B．降低C．不变D．不确定）
第三章 反应堆传热
3.1反应堆内热量的传输过程
将堆芯内燃料芯块核反应释放的热量传输到反应堆外，依次经过燃料元件的导热、包壳外表面与冷却剂之间的传热和冷却剂的输热三个过程。

3.1.1 燃料元件的导热
导热遵守傅里叶定律，其一般表达式为： 对于两个表面都维持均匀温度T W 1和T W 2的无内热源的具有常热导
率的平壁的稳态导热，傅里叶定律有如下最简单的形式：
或者 （3.1-1A ） 3.1.2 包壳外表面与冷却剂之间的传热（很重要）
包壳外表面与冷却剂之间的传热是指通过对流、热辐射或沸腾等传热模式把热量从包壳外表面传递给冷却剂的过程。

这里对流传热是指固体表面与流过它的流体之间直接接触时的热交换过程。

在这种传热过程中，除了存在流体的导热之外，起主要作用的是由流体位移所产生的热对流。

此外，流体的物理性质和流道几何也对对流传热有重要影响。

按引起流动的原因，对流传热可分为强制对流和自然对流；按流体流动的状态，对流传热又可分为层流和湍流传热。

另外，表面沸腾和凝结是属于相变对流传热。

通常用牛顿冷却定律来描述对流传热：
或者 （3.1-2）
q k T
=-∇12W W S T T Q kA δ
-=12W W S T T Q q k A δ-==()C f q h T T =-()W f q h T T =-
例如，单相水在圆管内作强迫对流定型湍流传热时，其式（3.1-2）可以写成：
（3.1-3） （3.1-4）
将式（3.1-4）代入式（3.1-3）得： （3.1-5）
由式(3.1-5)可见， 与流体热导率
成正比，与热边界层厚度（亦称流体膜）
成反比。

而 主要取决于流体的运动，一般说来，水的流速越高，
就越薄，则对流传热系数 就越大。

3.1.3冷却剂的输热
冷却剂的输热是指冷却剂流过堆芯时，把燃料元件传给冷却剂的热量以热焓的形式载出反应堆外的过程，它用冷却剂的热能平衡方程（即稳定流动的能量方程的简化形式）来描述。

（3.1-6）
当从反应堆进口到反应堆出口所流过的冷却剂都为单相流体时，方程（3.1-6）也可写成：
（3.1-7） 式中，
是反应堆输出的总热功率，W ； 是流入反应堆的冷却剂总质量流量，kg/s ；
是堆出口冷却剂的比焓，J/kg ； 是堆进口冷却剂的比焓，J/kg ；
是反应堆内冷却剂平均比定压热容，()W f q h T T =-0()W f f y f T T T q k k y y ∂∂=-=-≈∆h k y f ≈∆h f k y ∆y ∆y ∆h ,()th t t out in P m h h =-,,,()th t t p f out f in P m c T T =-,th t P t m out h in h p c
J/(kg ·K )或J/(kg ·℃)； 是堆出口冷却剂的温度，K 或℃； 是
堆进口冷却剂的温度，K 或℃。

20171114
例题3-1:测量出反应堆进口总质量流量m t =8400kg/s ，反应堆进口冷
却剂温度T f,in =293℃，反应堆出口冷却剂温度T f,out =328℃，在堆内冷
却剂压力和平均温度下冷却剂的比定压热容
6000J/(kg.℃)，试用热平衡方法计算反应堆输出的总热功率
？ 解：根据热平衡
3.2单相对流传热
3.2.1 粘性力、层流和湍流
,f out T ,f in T ,p f c .th t P
在流动系统中只有一种物相（液相、气相或固相）的流动称为单相流动，例如单相液体或单相气体的流动。

实际流体（液体或气体）都是黏性流体，它们在流动时都具有黏性力（内摩擦力）。

当黏性流体中发生层与层之间的相对运动时，运动速度快的层对速度慢的层产生一个拖动力使它加速，而速度慢的流体层对速度快的层就有阻止它向前运动的阻力。

拖动力和阻力是大小相等方向相反的一对力，分别作用在两个紧挨着的但速度不同的流体层上，这就是流体的粘性表现，称为黏性力或摩擦力。

两流体层之间单位接触面积上的黏性力称为黏性应力，用τ表示，其表达式服从牛顿法则：
N/m 2 （3.2-1） 流体的流动分成层流流动和湍流流动。

当流体速度很低时，流体中各质点均沿主流方向平行流动、各平行层之间不发生流体微团的交混，而只有分子间的相互交换，这种流动状态称为层流流动。

当流体速度较高时，流体微团在沿主流方向运动的同时还存在横向速度脉动，即流体分子团作无规则的湍动，这种流动状态称为湍流流动。

一般用雷诺数Re 来判断流体在通道内的流动是层流还是湍流。

雷诺数Re 定义为
（3.2-2） Re 表示流体惯性力与黏性力之比。

对于流体在通道内流动，当Re ≤2300时为层流，当Re ≥104时是湍流，当2300＜Re ＜104时是过渡流。

例题3－3：有一管径D=0.025m 的室内上水管，如管中流速υ=1m/s ，
τμ∂∂=u y
Re /uDe uDe uDe ρμμρν
===
水温t =10℃。

（1）试判断管中水的流态；（2）管内保持层流状态的最大流速为多少？
解：⑴10℃时水的运动粘度n=1.31×10-6m 2/s ，管内雷诺数为： ，故管中水流为湍流。

例题3－4：判断选择题：将下列论述的正确者填入[ ]中。

（1）两根内径为D 的相同的光滑圆管，在常温常压下以相同的流速输送单相水和单相空气，则不会出现[ A ]工况。

A.水管内为层流状态，气管内为湍流状态
B.水管内为湍流状态，气管内为层流状态
C.水管和气管内都为湍流状态
D.水管和气管内都为层流状态
（2）两根内径为D 的相同的光滑圆管，在常温常压下以相同的质量流量输送单相水和单相空气，则不会出现[ B ]工况。

A.水管内为层流状态，气管内为湍流状态
B.水管内为湍流状态，气管内为层流状态
C.水管和气管内都为湍流状态
D.水管和气管内都为层流状态
解释：水的动力粘度μ是空气的动力粘度μ的10倍左右；空气的运动粘度V 是水的运动粘度V 的10倍左右；
4610.025Re 19084101.3110
uD Re /uD uD uD uAD mD A A
ρρμμρνμμ=====
湍流流动的流体所产生的附加的切应力和附加的热量的传递要比分子的粘性切应力和分子的热传导大得多。

因此，流体作湍流流动时的摩擦力和热量传递的能力要比层流流动时强烈。

3.2.2单相强制对流传热系数
所谓强制对流是指由泵或风机驱动流体的流动。

在这种流动状态下的对流传热系数h,常用如下经验关系式计算： 通道的水力等效直径De 定义为：
（3.2-6） 3.2.2.1壁面光滑的圆形通道内的强制对流湍流传热系数
流体在光滑长直圆形通道内作强制对流湍流流动（即定型湍流流动）时，传热系数h,常用Dittus —Boelter 关系式计算，即式（3-2-4）中的系数C=0.023，指数m=0.8，加热流体时，n=0.4，冷却流体时，n=0.3，因此 （3.2-7）
或 W/（m 2·K ） （3.2-7A ） 上式的适用范围是：（圆形通道长L/圆形通道内径D ）≥50，膜温差 ℃ 104≤Re ≤1.2×105 0.6≤Pr ≤120 计算流体物性的温度为T f ℃。

要求记住3.2-7A 中传热系数h 和那些量有关。

Re Pr m n
Nu C =4W
A De P =0.80.023Re Pr n Nu =0.80.023n
p c k uDe h De k μρμ⎛⎫⎛⎫= ⎪ ⎪⎝⎭⎝⎭()30w w f T T T ∆=-<
传热系数主要跟三个参数有关：
1.流体平均速度
2.流体导热率
3.通力等效直径
3.2.2.3单相强迫对流层流传热系数
虽然在水冷反应堆正常运行和预期的瞬态工况下不会遇到层流流动，但是在某些事故工况下可能发生冷却剂的层流。

对于定型层流流动，其对流传热系数常按如下公式计算
（3.2-10A ） 流体流速较低；换热强度较低；流场中速度分布与温度分布之间的相互关联更为密切。

此外，固体边界的几何形状与位置也是影响自然对流换热的一个重要因素。

在一般情况下，强制对流换热系数比自然对流传热系数大。

例题3-7：某压水堆的棒束燃料组件被纵向流过的轻水所冷却。

若在棒束高度方向上任取一小段△z ，在该段内冷却剂水的平均温度T f =300℃，平均流速u=4m/s ，冷却剂压力p=14.7 MPa ，燃料元件外表面平均热流密度q=1.25×106 W/m 2
，棒束栅格为正方形排列，棒外
4.f
hDe k
径d=10mm ，栅距P=13mm 。

试求该段内某一个子通道如图3.2-1所示的平均对流传热系数h 和元件外表面温度Tc ?
例题3－8：有一根外径d=0.12m 的暖气管道，其外表面平均温度t w =50℃。

空气温度tf=20℃，此时空气与管道外表面间的自然对流换热的表面传热系数h=5.4W/(m 2·K)，管道外表面的发射率ε=0.8。

（1）此管道的散热必须考虑那些热量传递方式？
（2）计算每米长度管道的总散热量？[斯忒藩—玻尔兹曼常量 解：（1）此管道的散热必须考虑自然对流换热和辐射换热两种方式。

（2）当仅考虑自然对流换热时，每米长度管道的散热量q l,c 为： 每米长度管道的辐射散热量q l,r 为：
因此，每米长管道的总散热量 例题3－8A ：某房间暖气片的表面温度为60℃，
房间内空气和环境的
8245.6710/()
W m K σ-=⨯⋅,() 3.14160.12 5.4(5020)61.1/l c w f q dh t t W m
π=-=⨯⨯⨯-=44844,() 3.14160.120.8 5.6710[(50273)(20273)60.1/l r w f
q d T T W m πεσ-=-=⨯⨯⨯⨯+-+=61.160.1121.2/l q W m
=+=
温度为20℃。

请问暖气片表面向室内环境的热量传递的主要模式是C （A．暖气片表面向空气的导热和自然对流传热，
B．暖气片表面向空气的热辐射传热，
C．暖气片表面向空气的自然对流和向室内环境的热辐射传热，D．暖气片表面向空气的自然对流传热）
沸腾传热（此处大爷全都标红）
在现代大型压水堆设计中，在正常运行状态下一般允许堆芯内冷却剂发生泡核沸腾，即在堆芯内平均通道的出口段允许出现欠热泡核沸腾，在最热通道的出口段还允许出现饱和泡核沸腾，因为这样可以大幅度提高传热能力，相应地也提高了冷却剂的出口温度，从而可提高核电站的热效率。

在水冷核反应堆的某些事故过程中，堆芯内燃料元件外表面可能经历欠热泡核沸腾、饱和泡核沸腾、强迫对流蒸发、临界热流密度、过渡沸腾和膜态沸腾等一系列沸腾传热工况。

因此，沸腾传热在反应堆热工设计和安全分析中十分重要。

沸腾是指液体内部生成气泡或气相并由液态转变成气态的一种剧烈的气化过程，而沸腾传热则指该过程中传递热量的模式。

按照发生沸腾的不同方式，沸腾可分为均匀沸腾和非均匀沸腾两类。

均匀沸腾是指在液体内部没有固定的加热面，在较大的液体过热度下，气泡由能量较集中的液体高能分子团的运动与集聚而产生，例如，在较高压力下的饱和水系统中，如果降低系统压力，则原来的处于饱和状态的水就变成了过热水。

当水的过热度超过某一临界值，系统内的部分
水就会突然气化成许多细小的蒸气泡。

这种在液体体积内部急剧气化的现象称为“flashing”（快速泡化）。

非均匀沸腾则指气泡在与液体相接触的固定加热面上产生、长大的过程，又常称为表面沸腾，所需过热度较低，是一种常见的应用最多的沸腾类型。

按照液体是否流动可将非均匀沸腾分成流动沸腾和池式沸腾（又称大容积沸腾）。

下面将详细分析研究非均匀沸腾传热。

3.3.1池式沸腾传热 浸没在池内（大容积内）原来静止（或流速极低）液体内的受热面上产生的沸腾定义为池式沸腾，又称大容积沸腾。

当池内液体整体温度比系统压力下的饱和温度低时的沸腾叫欠热沸腾（也称过冷沸腾）；当池内液体整体处在与系统压力相应的饱和温度时的沸腾叫饱和沸腾。

3.3.1.1池式沸腾曲线（图3.3-1所示）
（1）A 点前：单相液体自然对流传热。

（2）AB 区：泡核沸腾和自然对流混合传热。

图3.3-1池式沸腾曲线[（a ）是控指壁温Tw 连续增加，（b ）是控制热流密度q 连续增加]
（3）BC 区：泡核沸腾传热。

（4）C 点：临界热流工况（CHF ）。

,2g S
W ONB c fg v T T r h σ∆=65(510)c r m m μ-=⨯,7W ONB T K
∆=
（5）CD 区：过渡沸腾传热区。

（6）D 点：稳定膜态沸腾起始点。

（7）DEF 区：稳定膜态沸腾传热工况。

20171121
各区传热机理和传热关系式
1.单相液体自然对流区（A 点前）
泡核沸腾区（ABC ）
（1）泡核沸腾传热机理（图3.3-2）
图3.3-2壁温Tw 随汽泡状态的变化及传热机理
汽化潜热传热，
汽—液置换传热，
微对流传热。

此外，还包括因温差引起的热传导、汽泡脱离时尾流引起对流增强、
(Pr)Nu f Gr =⋅1/30.14(Pr)Nu Gr =⋅1/32()0.14Pr V L W f L L L g T T h k αρμ-⎡⎤=⋅⎢⎥⎣⎦
汽泡柱引起自然对流和热毛细管流等。

所有这些机理都使泡核沸腾传热大大增强，导致很高的传热系数。

对于水的泡核沸腾经验关系式
Jens —Lottes 关系式：
（3.3-5）
Thom 关系式： （3.3-6）
式中，q 是热流密度，W/m 2；p 为压力，MPa ；T 为温度，K 或℃。

从以上关系式可以看出，池式沸腾的传热强度（即q ）与液体欠热度 无关。

这一事实可由微对流和汽-液置换传热机理来解
释。

因为液体欠热度的增加或减小可以加强或消弱微对流效应，但同时因汽泡尺寸的减小或增大，而消弱或加强了汽-液置换效应，从而使对传热强度的影响几乎抵消。

从以上关系式可以看出，池式沸腾的传热强度（即q ）取决于壁面过热度 和饱和液体及饱和蒸汽的物性量，即沸腾系统的压力p 。

◆临界热流密度（CHF ）工况机理
主要有两种机理，其一是汽泡合并，即在加热表面上生成的汽泡是如此之多，以至于相邻的汽泡或汽柱合并成一片，形成一层导热性很差的蒸汽膜覆盖在表面上，它把加热面与液体隔离开来，使传热恶化；其二是流体动力学不稳定性，在高热流密度下，蒸汽产生率是如此之高，以至于向壁外运动的蒸汽速度非常大，它与向壁面运动的液体速度构成某一最大相对速度，从而使汽—液分界面出现很大的波动，并
0.25625()exp(/6.2)10W S q T T p -=-0.5622.65()exp(/8.7)10W S q T T p -=-SUB S f T T T ∆=-()W S T T -
失去稳定，汽—液逆向流动遭到破坏，蒸汽就滞留在加热表面上，形成汽膜覆盖表面，使传热恶化。

这两种机理都因为一层蒸汽膜覆盖在加热表面上而使液体无法到达和湿润加热壁面，造成传热恶化。

对于欠热沸腾，临界热流密度q C,SUB 有所提高，用下式修正：
（3.3-9）
◆3.3.1.3影响池式沸腾的主要因素
1．系统压力：提高压力使给定尺寸的空穴泡化所需要的过热度△T W 变小，从而使沸腾曲线（图3.3-1）上的ABC 段向左移动。

即压力越高，同样的△T W 可传递更高的热流密度q 。

式（3.3-3）直接体现出压
力p 对q 的影响。

式（3.3-2）和（3.3-4）则通过流体的物性（流体物性一般在饱和温度下计算）来反映压力的影响。

系统压力对临界热流密度q c 的影响比较复杂，一般说来，对于水，在低压时，q c 随压力的增加而增大，当压力增至水的临界压力的1/3(约7MPa)左右时，q c 达到最大值，此后，随压力继续增加（高压时）q c 反而减小。

2.主流液体温度T f ：从式（3.3-2）到（3.3-6）可以看出，主流液体的温度T f 对泡核沸腾传热强度q 没有影响。

但是，欠热度对临界热流密度q c 有显著的影响，由式（3.3-9）可以看出，随着欠热度△T SUB 的增加q c 升高。

此外，加热表面越粗糙，泡核沸腾传热增强。

但是，表面粗糙度对qc 和膜态沸腾传热的影响很小。

这主要是与由于汽膜覆盖加热表面，把粗糙度掩盖。

,(1)(,)C SUB C SUB SUB q q B T f p T =+∆=∆。