热工水力学
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强度材料制造，如锆合金、不锈钢等
Ⅱ钠（多用于快中子堆） 优点：①极优的传热性能，反应堆在高热流工况下运行时不会产生类似于用水冷却时出现的沸
腾临界问题； ②熔点低，沸点高，采用低的压力来自百度文库统就可以得到高的冷却剂温度； ③具有较高的导电性和特别好的流动性，使得系统中的输送问题变得比较简答，可以应
用完全封闭的交流或直流电磁泵 缺点：①钠与水会发生剧烈的反应，如果反应是发生在一个有限的空间内，将会产生爆炸； ②温度梯度质量迁移，由于固体材料在钠中的溶解度随温度变化，造成系统高温区的显
第二章 堆芯材料和热源分布
2.1 堆芯材料的选择理由
⑴核燃料（二氧化铀）
优点：①二氧化铀没有同素异形体，在熔点以下整个温度范围内只有一种结晶状态且是各向 同性，不会像金属铀一样发生发生长大现象；
②熔点高，使用温度范围大，为现在和将来的先进反应堆提供了达到高效率的可能 ③在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能 ④与包壳材料（如锆-4、不锈钢等）相容性好 缺点：导热性差和在热梯度或热震下的脆性等。
⑵包壳材料（锆合金、不锈钢和镍合金）
Ⅰ锆合金 优点：热中子吸收截面小、在压水堆工作条件下具有较好的机械性能和抗腐蚀性能。常用的
有锆-4、锆-2 合金 缺点：有吸氢脆化趋势，当燃料包壳内的含氢量达到一定限度后、包壳的机械性能会明显恶
化。 Ⅱ不锈钢和镍合金 优点：在 400-800℃的温度范围内，对水、液态金属和气体都具有良好的耐腐蚀性。 缺点：热吸收截面比锆合金大，但机械性能、物理性能和抗腐蚀性差不多
(W/m2)
⑵导热微分方程的基本形式
t
▽2t c
Q c
圆柱形的拉普拉斯算子
2 边界条件
一类边界条件：规定了边界上的温度值。 第二类边界条件：规定了边界上的热流密度。 第三类边界条件：规定了边界上物体与周围流体间表面传热系数 h 以及周围流体的温度 Tf
3 棒状燃料元件导热计算、热阻的概念
⑴有内热源的芯块温度场
当温度不随时间变化时其径向的导热微分方程为
to 为中心温度，tu 为边界，qv 温度体积释热率,q 表面热流密度,q1 线功率
*平板形燃料芯块的温度场，忽略轴向导热
⑵无内热源的包壳的温度场
①平板形包壳
有q
kc
dt dx
，经积分可得tci
tcs
q kc c
q 表示包壳表面热流密度，δc 表示包壳厚度，κc 表示包壳热导率，tci 包壳内表面温度
一 填空题 二 单项选择题 三 多项选择题（可能） 四 问答题 五 名词解释(例如临界热流密度、循环倍率、雷诺数 Re 等) 六 计算&推导题（空泡份额、含汽量、滑速比等）
第一章 概述
1.1 热工水力分析的目的和任务 ①分析燃料元件内的温度分布 ②分析冷却剂的流动和传热特性 ③预测在各种工况下反应堆的各种热力参数 ④分析各种工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程 ⑤分析事故工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程
2 裂变能的释放特点（铀-235 一次共释放约 2Mev）
瞬发：裂变碎片的动能、裂变中子的动能、缓发γ射线的能量 缓发：裂变产物的衰变能(γ、β射线)、中微子能量
3 热功率计算原理
单位体积内的体积释热率 qv 是堆芯（主要是元件和慢化剂）的释热占堆总释热的份额
整个堆芯释出的热功率 N0=1.6021× 1010FaE f Nf V0 千瓦 反应堆释出的热功率为 N t 1.6021 1010E f Nf V0
著腐蚀和低温区的堵塞 ③金属的扩散结合―自焊，造成泵与阀门这类零件的失灵 ④存在着由反应性正空泡效应引起的控制与安全问题。
Ⅲ氦气（多用于高温气冷堆和快堆） 优点：氦气不活化，无相变，又是惰性气体。纯净的氦气在高温下不腐蚀设备和管道，且具
有良好的传热性能 缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大，价格昂贵，泄露问题等
变化特点：停堆 1h 内的剩余功率由停堆前功率决定：主要由①②组成； 停堆 1h 以后的剩余功率由反应堆运行时间决定：裂变产物是否已经达到平衡。
第三章 核动力装置传热学基础
1 导热基本定律、导热微分方程的基本形式
⑴傅里叶定律
热流量
A
dt dx
(W) ,热流密度q
A
dt dx
4 堆芯功率分布、影响因素
⑴功率分布
⑵影响因素
⑴燃料布置对功率分布的影响 ⑵控制棒对功率分布的影响 ⑶水隙及空泡对功率分布的影响 ⑷燃料元件的自屏蔽对燃料元件内功率分布的影响 ⑸反射层的影响
5 停堆后的释热组成、变化特点
组成：①燃料棒内储存的显热 ②剩余中子引起的裂变产生的热量 ③裂变碎片的衰变热量 ④中子俘获产物的衰变热量
水纵向流过平行棒束时 ②自然对流换热:由流体内部密度梯度引起的流体的运动
对于正方形栅格，当 1.1≤p/d≤1.3,c=0.042p/d-0.024; 对于三角形栅格，当 1.1≤p/d≤1.5,c=0.026p/d-0.006
㈡流动沸腾换热
①大容积沸腾：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 特点：液体的流速很低，自然对流起主导作用，压水堆中冷却剂丧失事故末期
②流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾 特点：液体的流速较高，强迫对流起主导作用，沸水堆，压水堆正常工况
②圆筒形包壳 有
，
②颗粒燃料涂层温度场
边界条件 r=r1,t=t0; r=r0,t=t1;
4 对流传热的基本概念、求解方法
对流换热：流体所接触的固体壁面之间的换热 牛顿冷却定律 q=hΔt
㈠单相对流换热 根据 Nu=hl/λ求取 h
①强迫对流换热 圆形通道内 Nu=0.023 Re0.8 Prn
加热流体 n=0.4，冷却流体 n=0.3，并且104 <Re≤1.2105 ,0.6<Pr≤120，L/D≥50
⑶冷却剂（水和重水、钠、氦气）
Ⅰ水和重水 优点：具有良好的热物性，价格便宜、使用方便，输送功率小 缺点：①沸点低，为使高温水保持液态，一回路设备包括反应堆本体须在高压下运行 ②存在临界沸腾问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制 ③水在高温下的腐蚀作用相当强，因此同高温水相接触的设备和部件须用耐腐蚀的高
Ⅱ钠（多用于快中子堆） 优点：①极优的传热性能，反应堆在高热流工况下运行时不会产生类似于用水冷却时出现的沸
腾临界问题； ②熔点低，沸点高，采用低的压力来自百度文库统就可以得到高的冷却剂温度； ③具有较高的导电性和特别好的流动性，使得系统中的输送问题变得比较简答，可以应
用完全封闭的交流或直流电磁泵 缺点：①钠与水会发生剧烈的反应，如果反应是发生在一个有限的空间内，将会产生爆炸； ②温度梯度质量迁移，由于固体材料在钠中的溶解度随温度变化，造成系统高温区的显
第二章 堆芯材料和热源分布
2.1 堆芯材料的选择理由
⑴核燃料（二氧化铀）
优点：①二氧化铀没有同素异形体，在熔点以下整个温度范围内只有一种结晶状态且是各向 同性，不会像金属铀一样发生发生长大现象；
②熔点高，使用温度范围大，为现在和将来的先进反应堆提供了达到高效率的可能 ③在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能 ④与包壳材料（如锆-4、不锈钢等）相容性好 缺点：导热性差和在热梯度或热震下的脆性等。
⑵包壳材料（锆合金、不锈钢和镍合金）
Ⅰ锆合金 优点：热中子吸收截面小、在压水堆工作条件下具有较好的机械性能和抗腐蚀性能。常用的
有锆-4、锆-2 合金 缺点：有吸氢脆化趋势，当燃料包壳内的含氢量达到一定限度后、包壳的机械性能会明显恶
化。 Ⅱ不锈钢和镍合金 优点：在 400-800℃的温度范围内，对水、液态金属和气体都具有良好的耐腐蚀性。 缺点：热吸收截面比锆合金大，但机械性能、物理性能和抗腐蚀性差不多
(W/m2)
⑵导热微分方程的基本形式
t
▽2t c
Q c
圆柱形的拉普拉斯算子
2 边界条件
一类边界条件：规定了边界上的温度值。 第二类边界条件：规定了边界上的热流密度。 第三类边界条件：规定了边界上物体与周围流体间表面传热系数 h 以及周围流体的温度 Tf
3 棒状燃料元件导热计算、热阻的概念
⑴有内热源的芯块温度场
当温度不随时间变化时其径向的导热微分方程为
to 为中心温度，tu 为边界，qv 温度体积释热率,q 表面热流密度,q1 线功率
*平板形燃料芯块的温度场，忽略轴向导热
⑵无内热源的包壳的温度场
①平板形包壳
有q
kc
dt dx
，经积分可得tci
tcs
q kc c
q 表示包壳表面热流密度，δc 表示包壳厚度，κc 表示包壳热导率，tci 包壳内表面温度
一 填空题 二 单项选择题 三 多项选择题（可能） 四 问答题 五 名词解释(例如临界热流密度、循环倍率、雷诺数 Re 等) 六 计算&推导题（空泡份额、含汽量、滑速比等）
第一章 概述
1.1 热工水力分析的目的和任务 ①分析燃料元件内的温度分布 ②分析冷却剂的流动和传热特性 ③预测在各种工况下反应堆的各种热力参数 ④分析各种工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程 ⑤分析事故工况下压力、温度、流量等温度参数随时间变化的过程
2 裂变能的释放特点（铀-235 一次共释放约 2Mev）
瞬发：裂变碎片的动能、裂变中子的动能、缓发γ射线的能量 缓发：裂变产物的衰变能(γ、β射线)、中微子能量
3 热功率计算原理
单位体积内的体积释热率 qv 是堆芯（主要是元件和慢化剂）的释热占堆总释热的份额
整个堆芯释出的热功率 N0=1.6021× 1010FaE f Nf V0 千瓦 反应堆释出的热功率为 N t 1.6021 1010E f Nf V0
著腐蚀和低温区的堵塞 ③金属的扩散结合―自焊，造成泵与阀门这类零件的失灵 ④存在着由反应性正空泡效应引起的控制与安全问题。
Ⅲ氦气（多用于高温气冷堆和快堆） 优点：氦气不活化，无相变，又是惰性气体。纯净的氦气在高温下不腐蚀设备和管道，且具
有良好的传热性能 缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大，价格昂贵，泄露问题等
变化特点：停堆 1h 内的剩余功率由停堆前功率决定：主要由①②组成； 停堆 1h 以后的剩余功率由反应堆运行时间决定：裂变产物是否已经达到平衡。
第三章 核动力装置传热学基础
1 导热基本定律、导热微分方程的基本形式
⑴傅里叶定律
热流量
A
dt dx
(W) ,热流密度q
A
dt dx
4 堆芯功率分布、影响因素
⑴功率分布
⑵影响因素
⑴燃料布置对功率分布的影响 ⑵控制棒对功率分布的影响 ⑶水隙及空泡对功率分布的影响 ⑷燃料元件的自屏蔽对燃料元件内功率分布的影响 ⑸反射层的影响
5 停堆后的释热组成、变化特点
组成：①燃料棒内储存的显热 ②剩余中子引起的裂变产生的热量 ③裂变碎片的衰变热量 ④中子俘获产物的衰变热量
水纵向流过平行棒束时 ②自然对流换热:由流体内部密度梯度引起的流体的运动
对于正方形栅格，当 1.1≤p/d≤1.3,c=0.042p/d-0.024; 对于三角形栅格，当 1.1≤p/d≤1.5,c=0.026p/d-0.006
㈡流动沸腾换热
①大容积沸腾：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 特点：液体的流速很低，自然对流起主导作用，压水堆中冷却剂丧失事故末期
②流动沸腾：指流体流经加热通道时发生的沸腾 特点：液体的流速较高，强迫对流起主导作用，沸水堆，压水堆正常工况
②圆筒形包壳 有
，
②颗粒燃料涂层温度场
边界条件 r=r1,t=t0; r=r0,t=t1;
4 对流传热的基本概念、求解方法
对流换热：流体所接触的固体壁面之间的换热 牛顿冷却定律 q=hΔt
㈠单相对流换热 根据 Nu=hl/λ求取 h
①强迫对流换热 圆形通道内 Nu=0.023 Re0.8 Prn
加热流体 n=0.4，冷却流体 n=0.3，并且104 <Re≤1.2105 ,0.6<Pr≤120，L/D≥50
⑶冷却剂（水和重水、钠、氦气）
Ⅰ水和重水 优点：具有良好的热物性，价格便宜、使用方便，输送功率小 缺点：①沸点低，为使高温水保持液态，一回路设备包括反应堆本体须在高压下运行 ②存在临界沸腾问题，使得提高堆内释热功率的可能性受到限制 ③水在高温下的腐蚀作用相当强，因此同高温水相接触的设备和部件须用耐腐蚀的高