第七章核反應堆熱工ppt課件

1、第七章：核反應堆熱工第七章：核反應堆熱工核反應堆工程概論一、反應堆熱工分析的任務一、反應堆熱工分析的任務 反應堆熱工分析是研究在反應堆及其回路系統(tǒng)中冷卻劑的流動特性、熱量傳輸特性、燃料元件的傳熱特性的一門工程性很強的學科。其研究內(nèi)容涉及反應堆的各種工況，以滿足動力堆安全、經(jīng)濟和實用。 反應堆的堆型不同，它們的結(jié)構(gòu)形式、冷卻劑特性、運行參數(shù)和安全要求等方面也有很大差異。我們選擇壓水堆作為主要討論對象。二、反應堆熱工分析的內(nèi)容二、反應堆熱工分析的內(nèi)容1、堆芯材料和熱物性2、反應堆的熱源3、穩(wěn)態(tài)熱工分析4、瞬態(tài)熱工分析1、堆芯材料和熱物性、堆芯材料和熱物性1.1、核燃料1.2、包殼材料1.3、冷卻劑

2、1.4、慢化劑1.1、核燃料、核燃料1）l核燃料：l 裂變?nèi)剂希衡?35自然界存在的唯一一種核燃料）l 鈾233l 钚239l 轉(zhuǎn)換燃料：釷232l 鈾238l核燃料的形態(tài)：l 固態(tài)：實際應用的核燃料l 液態(tài)：未達到工業(yè)應用的程度1.1、核燃料、核燃料2）l對固體核燃料的要求：l 具有良好的輻照穩(wěn)定性，保證燃料元件在經(jīng)受深度燃耗后，尺寸和形狀的變化能保持在允許的范圍之內(nèi)l 具有良好的熱物性熔點高，熱導率大，熱膨脹系數(shù)?。?，使反應堆能達到高的功率密度l 在高溫下與包殼材料的相容性好l 與冷卻劑接觸不產(chǎn)生強烈的化學腐蝕l 工藝性能好，制造成本低，便于后處理1.1、核燃料、核燃料3）l固體核燃料：l

3、 金屬鈾與鈾合金l 特點：密度高、熱導率大、工藝性能好；輻照穩(wěn)定性差，有“腫脹景象；不能在現(xiàn)在動力堆中使用。l 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物l 氧化物的使用研究最多，輕水、重水、改進型氣冷、快堆等均使用燒結(jié)的氧化物圓柱小塊。高溫氣冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆顆粒在石墨基體中的彌散體。1.1、核燃料、核燃料4）l固體核燃料：l 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物l 氧化鈾：特點5點內(nèi)容）（自修）l 熱物性熔點、密度、熱導率、比熱）（自修）l 钚、鈾混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuNl 彌散體燃料l 陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料的基體中。l 基體材料：鋁、不銹鋼、鋯合

4、金、石墨等l 缺陷：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾加濃鈾）1.2、包殼材料、包殼材料1）l對包殼材料的要求：l 具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。l 具有良好的導熱性能。l 與核燃料的相容性要好，也就是說在燃料元件的工作狀態(tài)下，包殼與燃料的界面處不會發(fā)生使燃料元件性能變壞的物理作用和化學反應。l 具有良好的機械性能，即能夠提供合適的機械強度和韌性，使得在燃耗較深的條件下，仍能保持燃料元件的機械完整性。l 應有良好的抗腐蝕能力。l 具有良好的輻照穩(wěn)定性。l 容易加工成形，成本低廉，便于后處理。1.2、包殼材料、包殼材料2）l包殼材料：l 鋯合金：特點、物性自修）l

5、不銹鋼和鎳基合金l 水堆中應用最普遍的是鋯2和鋯4合金l 快堆中主要考慮高溫性能和抗輻照損傷性能，目前多采用奧氏體不銹鋼，有時也使用鎳基合金。 1.3、冷卻劑、冷卻劑1）l對冷卻劑的要求：l 中子吸收截面小，感生放射性弱。l 具有良好的熱物性比熱大、熱導率大、熔點低、沸點高，飽和蒸汽壓低等），以便從較小的傳熱面積帶走較多的熱量。l 粘度低，密度高，使循環(huán)泵消耗的功率小。l 與燃料和結(jié)構(gòu)材料相容性好。l 良好的輻照穩(wěn)定性和熱穩(wěn)定性。l 慢化能力與反應堆類型相匹配。l 成本低，使用方便，盡可能避免使用價格昂貴的材料。1.3、冷卻劑、冷卻劑2）l常用冷卻劑：l 水和重水：水作為冷卻劑和慢化劑主要應用

6、于輕水堆。l 缺陷：沸點低、存在沸騰臨界、在高溫下有腐蝕作用。l 重水慢化堆采用重水作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃縮度。缺點是價格昂貴。l 鈉：鈉作為冷卻劑主要應用于快中子堆。l 缺陷：鈉水劇烈反應、溫度梯度質(zhì)量遷移、金屬的擴散結(jié)合、存在由反應性正空泡效應引起的控制和安全問題。l 氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應用于氣冷堆。l 缺陷：因運行壓力和流量大而消耗功率大、價格昂貴、泄漏問題。1.4、慢化劑、慢化劑1）l對固體慢化劑的要求：l 具有一定的結(jié)構(gòu)強度l 良好的導熱性能l 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性l 與冷卻劑相容l 原子密度高l 便于加工，成本低廉l可用的固體慢化劑：l

7、可用的固體慢化劑有石墨、鈹、氧化鈹和氧化鋯1.4、慢化劑、慢化劑2）l對液體慢化劑的要求：l 熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低l 良好的傳熱性能l 良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性l 原子密度高l 不腐蝕結(jié)構(gòu)材料l常用液體慢化劑：l 常用的液體慢化劑有水和重水2、反應堆的熱源、反應堆的熱源2.1、裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布2.2、影響堆芯功率分布的因素2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布2.4、核熱管因子2.5、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料中的熱源及分布2.1、裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布、裂變能及其在堆芯內(nèi)的分布2.1.1、裂變能、裂變能1）2.1.1、裂變能、裂變能2）2.1.2、裂變能在堆芯內(nèi)的分布、裂變能在堆

8、芯內(nèi)的分布1）2.1.2、裂變能在堆芯內(nèi)的分布、裂變能在堆芯內(nèi)的分布2）2.1.2、裂變能在堆芯內(nèi)的分布、裂變能在堆芯內(nèi)的分布3）2.2、影響堆芯功率分布的因素、影響堆芯功率分布的因素2.2.1、燃料布置對功率分布的影響、燃料布置對功率分布的影響2.2.2、控制棒對功率分布的影響、控制棒對功率分布的影響1）2.2.2、控制棒對功率分布的影響、控制棒對功率分布的影響2）2.2.3、水隙及空泡對功率分布的影響、水隙及空泡對功率分布的影響2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布、燃料元件內(nèi)的功率分布1）2.3、燃料元件內(nèi)的功率分布、燃料元件內(nèi)的功率分布2）2.4、核熱管因子、核熱管因子1）l熱管和熱點的概念2.

9、4、核熱管因子、核熱管因子2）l熱管因子：l 為了衡量各有關的熱工參數(shù)的最大值偏離平均值或名義值的程度，引入一個修正因子，這個修正因子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關的熱工或物理參數(shù)的最大值與平均值的比值來表示的。l熱管因子的分類：l 一般把熱管因子分為兩大類：一類是核熱管因子；一類是工程熱管因子。 2.4、核熱管因子、核熱管因子3）l核熱管因子的定義：NLNZNRNqNLNZNRNqNZNRFFFFFFFFFF熱流量核熱管因子局部峰核熱管因子堆芯平均熱流量堆芯最大熱流量熱流量核熱管因子熱管的平均熱流量熱管的最大熱流量軸向核熱管因子量堆芯平均管的平均熱流熱管的平均熱流量徑向核熱管因子2.4、

10、核熱管因子、核熱管因子4）2.5、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料、控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料 中的熱源及分布中的熱源及分布l控制棒中的熱源及其分布自修）l慢化劑中的熱源及其分布自修）l結(jié)構(gòu)材料中的熱源及其分布自修）3、穩(wěn)態(tài)熱工分析、穩(wěn)態(tài)熱工分析3.1、傳熱分析3.2、水力分析3.3、熱工設計原理3.4、幾個重要概念3.1、傳熱分析、傳熱分析3.1.1、反應堆內(nèi)熱量的輸出過程3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.3、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料的傳熱計算3.1.4、泊松方程的數(shù)值解法自修）3.1.1、反應堆內(nèi)熱量的輸出過程、反應堆內(nèi)熱量的輸出過程3.1.1.1、堆內(nèi)的導熱過程3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程3.1

11、.1.3、堆內(nèi)的輸熱過程3.1.1.1、堆內(nèi)的導熱過程、堆內(nèi)的導熱過程l燃料元件的導熱是指燃料芯塊內(nèi)產(chǎn)生的熱量通過熱傳導傳到燃料元件包殼外表面這樣一個過程。核燃料包殼熱量3.1.1.1、堆內(nèi)的導熱過程、堆內(nèi)的導熱過程1）l有內(nèi)熱源的情況uvuvvvkqdxtdkqdrdtrdrtdkqtkqt222222010平板形燃料芯塊：圓柱形燃料芯塊：是導熱率是體積釋熱率，是溫度，是拉普拉斯符，程：有內(nèi)熱源的導熱微分方3.1.1.1、堆內(nèi)的導熱過程、堆內(nèi)的導熱過程2）l無內(nèi)熱源的情況drdtFkQdxdtkqoo圓筒：平板：3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程、堆內(nèi)的放熱過程l放熱過程是燃料元件包殼表面與冷卻

12、劑之間直接接觸時的熱交換，即熱量由包殼的外表面?zhèn)鬟f給冷卻劑的過程。核燃料包殼冷卻劑熱量熱量3.1.1.2、堆內(nèi)的放熱過程、堆內(nèi)的放熱過程1）llfcsfcsfcsfffFzhzqztztzztzztztztzFhQhFQ)()()()()()()()(所以：處冷卻劑的溫度：位置處包殼表面溫度：位置處，：膜溫壓。在某一位置：傳熱面積：對流放熱系數(shù)卻劑的熱功率：包殼外表面?zhèn)鬟f給冷牛頓冷卻定律：3.1.1.2.1、強迫對流放熱、強迫對流放熱318 . 014. 033. 08 . 0544 . 08 . 0PrRePrRe027. 0120Pr6 . 0102 . 1Re1050PrRe023. 0

13、CNuBNuNuBoelterDittusAwf韋斯曼關系式：時的放熱系數(shù)、水縱向流過平行棒束對于大膜溫壓：，且：倍應大于內(nèi)徑的膜溫壓不能太大，管長）關系式：）貝爾特（迪圖斯（迫對流時的放熱系數(shù)、流體在圓形通道內(nèi)強3.1.1.2.2、自然對流放熱、自然對流放熱25025. 016134111531PrPrPr5 . 010Pr102Pr)17. 01010Pr)6 . 0Pr。）（）（熱系數(shù)：橫管的自然對流平均放（紊流），（層流），（，豎壁的放熱系數(shù)：當壁面的熱流量恒定時）（式：自然對流放熱準則關系wffnGrNuGrGrNuGrGrNuGrCNu3.1.1.2.3、沸騰放熱、沸騰放熱1）大容

14、積沸騰：大容積沸騰：大氣壓下水大氣壓下水的大容積沸的大容積沸騰曲線騰曲線3.1.1.2.3、沸騰放熱、沸騰放熱2）流動沸騰：流動沸騰的傳熱區(qū)域3.1.1.2.3、沸騰放熱、沸騰放熱3）泡核沸騰：過冷沸騰中壁面溫度和流體溫度的分布3.1.1.2.3、沸騰放熱、沸騰放熱4）l過冷沸騰起始點的判據(jù)：l沸騰臨界：l “沸騰臨界也稱為“燒毀或“偏離泡核沸騰DNB）”和“蒸干”；術(shù)語臨界熱流量CHF則用來描述上述工況下的熱流量值，以及確定在那一點最先發(fā)生上述工況?！芭R界熱流量也稱為“臨界熱負荷或“燒毀熱通量”。流量開始產(chǎn)生沸騰所需的熱時，和系統(tǒng)壓力為為在壁面過冷度式中pttqttpqswONBpswONB

15、0234. 0828. 2156. 135910798. 13.1.1.3、堆內(nèi)的輸熱過程、堆內(nèi)的輸熱過程處的溫升置冷卻劑從堆芯進口到位處的焓升置冷卻劑從堆芯進口到位冷卻劑的流通截面積冷卻劑的密度；冷卻劑的比熱；冷卻劑的質(zhì)量流量；處的輸熱量；置冷卻劑從堆芯進口到位處的輸熱量為：置冷卻劑從堆芯進口到位程。量帶出堆外這樣一個過裂變過程中所釋放的熱內(nèi)卻劑流過堆芯時，將堆輸熱過程指的是，當冷zztzzHAcWzzQzHWztcVAztWczQzfffpffpffp:)(:)(:)()()()()(3.1.2、燃料元件的傳熱計算、燃料元件的傳熱計算3.1.2.1、燃料元件的形式及其冷卻方式3.1.2.2

16、、棒狀燃料元件的傳熱計算3.1.2.3、積分熱導率的概念3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算、棒狀燃料元件的傳熱計算l沿燃料元件軸向的冷卻劑溫度分布自修）l包殼外表面溫度的計算自修）l包殼內(nèi)表面溫度的計算自修）l燃料芯塊表面溫度的計算自修）l燃料芯塊中心溫度的計算自修）3.1.2.3、積分熱導率的概念、積分熱導率的概念 燃料芯塊的熱導率ku一般都與溫度有關。對于熱導率大的金屬燃料，采用算術(shù)平均溫度下的ku來計算燃料芯塊的溫度場，由此引起的誤差不會太大，這在初步估算燃料芯塊的溫度場時是允許的。但對ku小的燃料，例如現(xiàn)代大型壓水堆常用的UO2燃料，不僅ku小

17、且其值隨燃料的溫度變化較大，如果用算術(shù)平均溫度下的ku值計算燃料芯塊中心溫度，則將會帶來較大的誤差，因而必須考慮ku值隨燃料溫度的變化。但是ku隨溫度的變化往往不是線性關系，要直接用它進行計算比較麻煩，因而往往把ku對溫度t的積分作為一個整體看待，這樣比較簡便。這就是所謂積分熱導率的概念。 具體數(shù)學推導自修）3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算、板狀燃料元件的傳熱計算l板狀燃料元件的傳熱計算自修）l管狀燃料元件的傳熱計算自修）3.1.3、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料、固體慢化劑與結(jié)構(gòu)材料 的傳熱計算的傳熱計算l固體慢化劑的傳熱計算自修）l 最常用的固體慢化劑是石墨。例如，石墨氣冷堆、石墨水冷堆、石墨

18、鈉冷堆等，均采用石墨作為慢化劑。l結(jié)構(gòu)材料的傳熱計算自修）l 堆芯是一個強大的輻射源，它所放出的射線、中子流等，絕大部分為反射層、熱屏蔽、壓力殼如果有的話和生物屏蔽中的元素所吸收或減弱，最終轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮?；只有極少量的輻射線逸出堆外。因此，在這些反應堆部件中也存在著冷卻問題。3.2、水力分析、水力分析3.2.1、水力分析的任務3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降3.2.3、汽水兩相流動及其壓降3.2.4、自然循環(huán)計算3.2.5、通道斷裂時的臨界流3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配3.2.7、流動不穩(wěn)定性3.2.1、水力分析的任務、水力分析的任務l義務：l 弄清楚與堆內(nèi)冷卻流動劑有關的流體力學方面的問題。

19、l穩(wěn)態(tài)工況水力計算的內(nèi)容：l 計算冷卻劑的流動壓降，以便確定：堆芯各冷卻劑通道內(nèi)的流量；合理的堆芯冷卻劑流量和合理的一回路管道、部件的尺寸以及冷卻劑循環(huán)泵所需要的功率。l 對于采用自然循環(huán)冷卻的反應堆如沸水堆），或利用自然循環(huán)輸出停堆后的衰變熱，需要通過水力計算確定在一定的反應堆功率下的自然循環(huán)水流量，配合傳熱計算，定出堆的自然循環(huán)能力。l 對于存在汽水兩相流的裝置，象沸水堆或蒸汽發(fā)生器，要分析其系統(tǒng)內(nèi)的流動穩(wěn)定性。3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降、單相冷卻劑的流動壓降l沿等截面直通道的流動壓降l 提升壓降：l 摩擦壓降：l 等溫流動的摩擦系數(shù)l 非等溫流動的摩擦系數(shù)l 通道進出口長度對摩擦系

20、數(shù)的影響l 加速壓降：l局部壓降l 截面突然擴大：l 截面突然縮?。簂 彎管、接管與閥門：l 燃料組件定位件：3.2.3、汽水兩相流動及其壓降、汽水兩相流動及其壓降l沸騰段長度和流型l含汽量、空泡份額和滑速比l 含汽量：l 靜態(tài)含汽量，蒸汽的質(zhì)量與汽液混合物總質(zhì)量的比值l 真實含汽量，蒸汽的質(zhì)量流量與汽液混合物總質(zhì)量流量的比值l 平衡態(tài)含汽量，混合物焓與液體飽和焓的差和汽化潛熱的比值l 空泡份額：蒸汽的體積與汽液混合物總體積的比值l 滑速比：蒸汽平均速度與液體平均速度的比值l 含汽量、空泡份額和滑速比間的關系： （自修）l 空泡份額、含汽量的計算： （自修）3.2.3、汽水兩相流動及其壓降、汽

21、水兩相流動及其壓降1）l壓降計算l 沿等截面直通道的流動壓降l 一維穩(wěn)態(tài)兩相流動量方程： （自修）l 均勻流模型：汽相和液相的流速相等l 兩相間處于熱力學平衡狀態(tài)l 使用合理確定的單相摩擦系數(shù)l 分離流模型：汽相和液相的流速各自保持不變，但不相等l 兩相間處于熱力學平衡狀態(tài)l 應用經(jīng)驗關系式或簡化的概念尋求兩相流摩擦壓l 降倍數(shù)和空泡份額與獨立流動變量之間的關系式l 局部壓降l 截面突然擴大；截面突然縮??；孔板3.2.3、汽水兩相流動及其壓降、汽水兩相流動及其壓降2）l一回路內(nèi)的流動壓降l 在反應堆的熱工水力分析中，除了需要計算系統(tǒng)中各點的冷卻劑的壓力數(shù)值外，往往還需要知道冷卻劑在反應堆一回路

22、系統(tǒng)內(nèi)循環(huán)流動時的總壓降。例如在計算冷卻劑循環(huán)泵所消耗的功率，以及確定堆的自然循環(huán)能力時都需要總壓降的數(shù)值。l 計算反應堆回路的總壓降通常采取的步驟是，首先根據(jù)流體在回路中的受熱情況加熱、冷卻、等溫把回路劃分為若干段，算出每一段內(nèi)的各種壓降之和，然后再把各段的壓降相加，即得到整個回路的總壓降。3.2.4、自然循環(huán)計算、自然循環(huán)計算l自然循環(huán)的基本概念l 自然循環(huán)是指在閉合回路內(nèi)依靠熱段向上流和冷段向下流中的流體密度差所產(chǎn)生的驅(qū)動壓頭來實現(xiàn)的流動循環(huán)。3.2.4、自然循環(huán)計算、自然循環(huán)計算1）l自然循環(huán)水流量的確定l 自然循環(huán)水力計算的目的就是在給定的反應堆功率和已定的堆芯結(jié)構(gòu)下，求解反應堆系統(tǒng)

23、的自然循環(huán)水流量。至于求得的流量是否滿足反應堆熱工設計準則的要求，則需要通過堆芯傳熱計算才能確定。如果不能滿足準則要求，則在調(diào)整反應堆熱工參數(shù)或修改堆芯結(jié)構(gòu)的基礎上重新計算水流量。其求解方法有差分法和圖解法兩種。3.2.5、通道斷裂時的臨界流、通道斷裂時的臨界流l任一流動系統(tǒng)的放空流率，取決于流體從出口或破口流出的速率即質(zhì)量流量。當流體自系統(tǒng)中流出的速率不再受下游壓力下降的影響時，這種流動就稱為臨界流或阻塞流，對于單相流也稱聲速流。3.2.5、通道斷裂時的臨界流、通道斷裂時的臨界流1）l單相臨界流135. 13 . 14 . 11212120000001200kkkptvpvpkkkAWvpk

24、kaVkexcc；對于干飽和蒸汽可取對于過熱蒸汽可取；空氣可取對于雙原子氣體，如對）下的比容；）和滯止壓力（為滯止溫度（為上游滯止壓力；臨界流量為：臨界流速即聲速為：3.2.5、通道斷裂時的臨界流、通道斷裂時的臨界流2）l兩相臨界流l 兩相臨界流是比單相臨界流更為復雜的流動。這是因為在汽液兩相系統(tǒng)中，流體的壓力沿通道下降的同時，還將伴隨發(fā)生相間的質(zhì)量、動量和能量的交換。液相部分的擴容汽化，從而導致含汽量的不斷變化，繼而出現(xiàn)不同的流型。特別是當快速膨脹時還會出現(xiàn)相間的不平衡。這些因素的存在，都大大增加了研究兩相臨界流的困難。l 長通道中的臨界流： （自修）l 短通道中的臨界流： 孔板 （自修）l

25、 短通道自修）3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配、堆芯冷卻劑流量的分配l為了在安全可靠的前提下盡量提高反應堆的輸出功率，進行熱工分析之前，必須預先知道堆芯熱源的空間分布和在各個冷卻劑通道內(nèi)的冷卻劑流量。l壓水堆堆芯流量分配的計算l 質(zhì)量守恒方程l 動量守恒方程l 熱量守恒方程3.2.7、流動不穩(wěn)定性、流動不穩(wěn)定性l定義：在一個質(zhì)量流速、壓降和空泡之間存在著熱力流體動力學聯(lián)系的兩相系統(tǒng)中，流體受到一個微小的擾動后所發(fā)生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變振幅進行的流量振蕩。l流動不穩(wěn)定性：l 水動力不穩(wěn)定性或Ledinegg不穩(wěn)定性比較常見）l 并聯(lián)通道的管間脈動比較常見）l 流型不穩(wěn)定性l 動

26、力學不穩(wěn)定性密度波不穩(wěn)定性）l 熱振蕩聲速不穩(wěn)定性）3.2.7、流動不穩(wěn)定性、流動不穩(wěn)定性1）l在反應堆、蒸汽發(fā)生器以及其他存在兩相流的設備中一般都不允許出現(xiàn)流動不穩(wěn)定性。其主要原因如下：l 流動振蕩會使部件產(chǎn)生有害的機械振動，而持續(xù)的流動振蕩會導致部件的疲勞損壞；l 流動振蕩會干擾控制系統(tǒng)，在冷卻劑同時兼作慢化劑例如水的反應堆中，這個問題尤其嚴重；l 流動振蕩會使部件的局部應力產(chǎn)生周期性變化，從而導致部件的熱疲勞損壞；l 流動振蕩會使系統(tǒng)內(nèi)的傳熱性能變壞，使臨界熱流量大幅度下降，造成沸騰臨界過早出現(xiàn)。實驗證明，當出現(xiàn)流動振蕩時，臨界熱流量的數(shù)值會降低40之多。3.3、熱工設計原理、熱工設計原

27、理l熱工設計的目標：l 既安全可靠而又經(jīng)濟的堆芯輸熱系統(tǒng)l熱工設計涉及面廣：l 堆物理設計l 元件設計燃料元件）l 結(jié)構(gòu)設計l 控制系統(tǒng)設計l 一回路系統(tǒng)設計l 二回路系統(tǒng)設計3.3、熱工設計原理、熱工設計原理1）l熱工設計的前提條件： （需要與各有關專業(yè)共同討論）lA、根據(jù)所設計的堆用途和特殊要求如尺寸、重量等的限制選定堆型，確定所用的核燃料、慢化劑、冷卻劑和結(jié)構(gòu)材料等的種類。lB、反應堆的熱功率、堆芯功率分布不均勻系數(shù)和水鈾比允許的變化范圍。lC、燃料元件的形狀、它在堆芯內(nèi)的布置方式以及柵距允許變化的范圍。lD、二回路對一回路冷卻劑熱工參數(shù)的要求。lE、冷卻劑流過堆芯的流程以及堆芯出口處冷

28、卻劑流量的分配情況。3.3、熱工設計原理、熱工設計原理2）l熱工設計的任務：l 設計燃料組件l 設計總傳熱面積l 設計冷卻劑：溫度分布；壓力分布；流速分布。l熱工設計的過程：l 方案設計l 初步設計l 施工設計3.3、熱工設計原理、熱工設計原理3）l壓水堆熱工設計準則：穩(wěn)定性情況下，不發(fā)生流動不求在計算的最大熱功率、在穩(wěn)態(tài)額定工況，要度額定）：預期瞬態(tài)（度額定功率：度應低于熔化溫度、燃料元件芯塊最高溫額定）：預期最大功率（額定功率：許發(fā)生沸騰臨界、燃料元件外表面不允cttbDNBRDNBRa265011822003 . 1%1188 . 1003.4、幾個重要概念、幾個重要概念3.4.1、熱管

29、因子及熱點因子3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR3.4.3、單通道模型3.4.4、子通道模型3.4.1、熱管因子及熱點因子、熱管因子及熱點因子l熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑通道l熱點：燃料元件表面熱流量最大的點l以為：熱點位于熱管內(nèi)l熱管和熱點分析模型單通道模型）l 只要保證熱管的安全，而無需再繁瑣地計算堆內(nèi)其余元件和冷卻劑通道的熱工參數(shù)，就能保證堆芯其余燃料元件的安全了，在反應堆發(fā)展的早期，堆熱工設計采用熱管和熱點分析模型。l子通道分析模型可以確定出真正的熱管和熱點）l 近年來隨著堆的設計、建造和運行經(jīng)驗的積累、計算模型的發(fā)展、實驗技術(shù)的提高和測量儀表的改進，提高計算可以得到真正的熱管所

30、在的位置及其熱工參數(shù)；也可以得到燃料元件最高中心溫度和最高表面溫度的數(shù)值及其所在的位置。3.4.1、熱管因子及熱點因子、熱管因子及熱點因子1）HHFqqFFFFFqqFnNHnNqNRNHNzNRNqmaxmaxmax堆芯平均管焓升堆芯名義最大焓升改寫為：堆芯平均熱流量堆芯名義最大熱流量改寫為：平均管冷卻劑焓升熱管冷卻劑焓升焓升核熱管因子：熱流量核熱點因子：熱管和平均管流量相等平均3.4.1、熱管因子及熱點因子、熱管因子及熱點因子2）EHNHHEqNqqnhEHnhEqFFFFFFHHFqqF焓升熱管因子為：故，熱流量熱點因子和堆芯名義最大焓升堆芯熱管最大焓升堆芯名義最大熱流量堆芯熱點最大熱流

31、量義值的程度）（衡量熱工參數(shù)偏離名點因子：工程熱管因子和工程熱maxmaxmaxmax3.4.1、熱管因子及熱點因子、熱管因子及熱點因子3）l工程熱管因子及工程熱點因子的計算l 乘積法偏安全的方法）（自修）l 混合法自修）3.4.1、熱管因子及熱點因子、熱管因子及熱點因子4）l降低熱管因子和熱點因子的途經(jīng)l 核熱管因子和熱點因子：l 沿堆芯徑向裝載不同濃縮度的核燃料l 在堆芯周圍設置反射層l 在堆芯徑向不同位置上插上一定數(shù)量的控制棒和可燃毒物棒l 加硼水l 工程熱管因子和熱點因子：l 合理確定有關部件的加工及安裝誤差l 精細進行結(jié)構(gòu)設計和堆本體水力模擬實驗，改善腔室冷卻劑流量分配l 加強相鄰燃

32、料元件冷卻劑通道間的流體橫向交混3.4.2、臨界熱流量與最小、臨界熱流量與最小DNBRl在壓水堆的熱工設計中，不但允許堆芯冷卻劑發(fā)生過冷沸騰，而且還允許在少量冷卻劑通道中發(fā)生飽和沸騰，其目的在于在一定的系統(tǒng)壓力下，提高堆芯出口處的冷卻劑溫度，從而改善整個核電站的熱效率。但是，由于沸騰時汽泡的存在，燃料元件表面與冷卻劑間的放熱強度并不隨汽泡的增加而單調(diào)上升，有時可能發(fā)生燃料元件表面的沸騰臨界，此時燃料元件表面與冷卻劑間的傳熱急劇惡化，導致燃料元件包殼燒毀。因此對于水堆中的沸騰工況進行研究極為重要。3.4.2、臨界熱流量與最小、臨界熱流量與最小DNBR1）l典型的臨界熱流量公式l W3公式自修）l W2公式自修）l B&W公式自修）l影響臨界熱流量的因素l 水的質(zhì)量流速l 進口處水的過冷度l 工作壓力l 冷卻劑焓l 通道進口段長度l 加熱表面粗糙度 3.4.2、臨界熱流量與最