第七章核反应堆热工名师编辑PPT课件.ppt

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1、第七章：核反应堆热工第七章：核反应堆热工核反应堆工程概论一、反应堆热工分析的任务一、反应堆热工分析的任务 反应堆热工分析是研究在反应堆及其回路系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性、燃料元件的传热特性的一门工程性很强的学科。其研究内容涉及反应堆的各种工况，以满足动力堆安全、经济和实用。反应堆的堆型不同，它们的结构形式、冷却剂特性、运行参数和安全要求等方面也有很大差异。我们选择压水堆作为主要讨论对象。二、反应堆热工分析的内容二、反应堆热工分析的内容1、堆芯材料和热物性2、反应堆的热源3、稳态热工分析4、瞬态热工分析1、堆芯材料和热物性、堆芯材料和热物性1.1、核燃料1.2、包壳材料1.3、冷却剂1

2、.4、慢化剂1.1、核燃料（、核燃料（1）l核燃料：裂变燃料：铀235（自然界存在的唯一一种核燃料）铀233 钚239 转换燃料：钍232 铀238l核燃料的形态：固态：实际应用的核燃料 液态：未达到工业应用的程度1.1、核燃料（、核燃料（2）l对固体核燃料的要求：具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范围之内 具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度 在高温下与包壳材料的相容性好 与冷却剂接触不产生强烈的化学腐蚀 工艺性能好，制造成本低，便于后处理1.1、核燃料（、核燃料（3）l固体核燃料：金属铀与铀合金 特点

3、：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照稳定性差，有“肿胀”现象；不能在现在动力堆中使用。陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。高温气冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。1.1、核燃料（、核燃料（4）l固体核燃料：陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物 氧化铀：特点（5点内容）（自修）热物性（熔点、密度、热导率、比热）（自修）钚、铀混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN 弥散体燃料 陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必

4、须使用浓缩铀（加浓铀）1.2、包壳材料（、包壳材料（1）l对包壳材料的要求：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。具有良好的导热性能。与核燃料的相容性要好，也就是说在燃料元件的工作状态下，包壳与燃料的界面处不会发生使燃料元件性能变坏的物理作用和化学反应。具有良好的机械性能，即能够提供合适的机械强度和韧性，使得在燃耗较深的条件下，仍能保持燃料元件的机械完整性。应有良好的抗腐蚀能力。具有良好的辐照稳定性。容易加工成形，成本低廉，便于后处理。1.2、包壳材料（、包壳材料（2）l包壳材料：锆合金：特点、物性（自修）不锈钢和镍基合金 水堆中应用最普遍的是锆2和锆4合金 快堆中主要考虑

5、高温性能和抗辐照损伤性能，目前多采用奥氏体不锈钢，有时也使用镍基合金。1.3、冷却剂（、冷却剂（1）l对冷却剂的要求：中子吸收截面小，感生放射性弱。具有良好的热物性（比热大、热导率大、熔点低、沸点高，饱和蒸汽压低等），以便从较小的传热面积带走较多的热量。粘度低，密度高，使循环泵消耗的功率小。与燃料和结构材料相容性好。良好的辐照稳定性和热稳定性。慢化能力与反应堆类型相匹配。成本低，使用方便，尽可能避免使用价格昂贵的材料。1.3、冷却剂（、冷却剂（2）l常用冷却剂：水和重水：水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆。缺点：沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以

6、减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度。缺点是价格昂贵。钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。缺点：钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡效应引起的控制和安全问题。氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。缺点：因运行压力和流量大而消耗功率大、价格昂贵、泄漏问题。1.4、慢化剂（、慢化剂（1）l对固体慢化剂的要求：具有一定的结构强度 良好的导热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 与冷却剂相容 原子密度高 便于加工，成本低廉l可用的固体慢化剂：可用的固体慢化剂有石墨、铍、氧化铍和氧化锆1.4、慢化剂（、慢化剂（2）l对液体慢化剂的要求：熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低 良好的

7、传热性能 良好的热稳定性和辐照稳定性 原子密度高 不腐蚀结构材料l常用液体慢化剂：常用的液体慢化剂有水和重水2、反应堆的热源、反应堆的热源2.1、裂变能及其在堆芯内的分布2.2、影响堆芯功率分布的因素2.3、燃料元件内的功率分布2.4、核热管因子2.5、控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及分布2.1、裂变能及其在堆芯内的分布、裂变能及其在堆芯内的分布2.1.1、裂变能（、裂变能（1）2.1.1、裂变能（、裂变能（2）2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（、裂变能在堆芯内的分布（1）2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（、裂变能在堆芯内的分布（2）2.1.2、裂变能在堆芯内的分布（、裂变能在堆芯内的分布（

8、3）2.2、影响堆芯功率分布的因素、影响堆芯功率分布的因素2.2.1、燃料布置对功率分布的影响、燃料布置对功率分布的影响2.2.2、控制棒对功率分布的影响（、控制棒对功率分布的影响（1）2.2.2、控制棒对功率分布的影响（、控制棒对功率分布的影响（2）2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响、水隙及空泡对功率分布的影响2.3、燃料元件内的功率分布（、燃料元件内的功率分布（1）2.3、燃料元件内的功率分布（、燃料元件内的功率分布（2）2.4、核热管因子（、核热管因子（1）l热管和热点的概念2.4、核热管因子（、核热管因子（2）l热管因子：为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度

9、，引入一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。l热管因子的分类：一般把热管因子分为两大类：一类是核热管因子；一类是工程热管因子。2.4、核热管因子（、核热管因子（3）l核热管因子的定义：NLNZNRNqNLNZNRNqNZNRFFFFFFFFFF热流量核热管因子局部峰核热管因子堆芯平均热流量堆芯最大热流量热流量核热管因子热管的平均热流量热管的最大热流量轴向核热管因子量堆芯平均管的平均热流热管的平均热流量径向核热管因子2.4、核热管因子（、核热管因子（4）2.5、控制棒、慢化剂和结构材料、控制棒、慢化剂和结构材料 中的热源及

10、分布中的热源及分布l控制棒中的热源及其分布（自修）l慢化剂中的热源及其分布（自修）l结构材料中的热源及其分布（自修）3、稳态热工分析、稳态热工分析3.1、传热分析3.2、水力分析3.3、热工设计原理3.4、几个重要概念3.1、传热分析、传热分析3.1.1、反应堆内热量的输出过程3.1.2、燃料元件的传热计算3.1.3、固体慢化剂与结构材料的传热计算3.1.4、泊松方程的数值解法（自修）3.1.1、反应堆内热量的输出过程、反应堆内热量的输出过程3.1.1.1、堆内的导热过程3.1.1.2、堆内的放热过程3.1.1.3、堆内的输热过程3.1.1.1、堆内的导热过程、堆内的导热过程l燃料元件的导热是

11、指燃料芯块内产生的热量通过热传导传到燃料元件包壳外表面这样一个过程。核燃料包壳热量3.1.1.1、堆内的导热过程（、堆内的导热过程（1）l有内热源的情况uvuvvvkqdxtdkqdrdtrdrtdkqtkqt222222010平板形燃料芯块：圆柱形燃料芯块：是导热率是体积释热率，是温度，是拉普拉斯符，程：有内热源的导热微分方3.1.1.1、堆内的导热过程（、堆内的导热过程（2）l无内热源的情况drdtFkQdxdtkqoo圆筒：平板：3.1.1.2、堆内的放热过程、堆内的放热过程l放热过程是燃料元件包壳表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。核燃料包壳冷却

12、剂热量热量3.1.1.2、堆内的放热过程（、堆内的放热过程（1）llfcsfcsfcsfffFzhzqztztzztzztztztzFhQhFQ)()()()()()()()(所以：处冷却剂的温度：位置处包壳表面温度：位置处，：膜温压。在某一位置：传热面积：对流放热系数却剂的热功率：包壳外表面传递给冷牛顿冷却定律：3.1.1.2.1、强迫对流放热、强迫对流放热318.014.033.08.0544.08.0PrRePrRe027.0120Pr6.0102.1Re1050PrRe023.0CNuBNuNuBoelterDittusAwf韦斯曼关系式：时的放热系数、水纵向流过平行棒束对于大膜温压：

13、，且：倍应大于内径的膜温压不能太大，管长）关系式：）贝尔特（迪图斯（迫对流时的放热系数、流体在圆形通道内强3.1.1.2.2、自然对流放热、自然对流放热25025.016134111531PrPrPr5.010Pr102Pr)17.01010Pr)6.0Pr。）（）（热系数：横管的自然对流平均放（紊流），（层流），（，竖壁的放热系数：当壁面的热流量恒定时）（式：自然对流放热准则关系wffnGrNuGrGrNuGrGrNuGrCNu3.1.1.2.3、沸腾放热（、沸腾放热（1）大容积沸腾：大容积沸腾：大气压下水的大容积沸腾曲线3.1.1.2.3、沸腾放热（、沸腾放热（2）流动沸腾：流动沸腾的传热

14、区域3.1.1.2.3、沸腾放热（、沸腾放热（3）泡核沸腾：过冷沸腾中壁面温度和流体温度的分布3.1.1.2.3、沸腾放热（、沸腾放热（4）l过冷沸腾起始点的判据：l沸腾临界：“沸腾临界”也称为“烧毁”或“偏离泡核沸腾（DNB）”和“蒸干”；术语临界热流量（CHF）则用来描述上述工况下的热流量值，以及确定在那一点最先发生上述工况。“临界热流量”也称为“临界热负荷”或“烧毁热通量”。流量开始产生沸腾所需的热时，和系统压力为为在壁面过冷度式中pttqttpqswONBpswONB0234.0828.2156.135910798.13.1.1.3、堆内的输热过程、堆内的输热过程处的温升置冷却剂从堆芯

15、进口到位处的焓升置冷却剂从堆芯进口到位冷却剂的流通截面积冷却剂的密度；冷却剂的比热；冷却剂的质量流量；处的输热量；置冷却剂从堆芯进口到位处的输热量为：置冷却剂从堆芯进口到位程。量带出堆外这样一个过裂变过程中所释放的热内却剂流过堆芯时，将堆输热过程指的是，当冷zztzzHAcWzzQzHWztcVAztWczQzfffpffpffp:)(:)(:)()()()()(3.1.2、燃料元件的传热计算、燃料元件的传热计算3.1.2.1、燃料元件的形式及其冷却方式3.1.2.2、棒状燃料元件的传热计算3.1.2.3、积分热导率的概念3.1.2.4、板状燃料元件的传热计算3.1.2.2、棒状燃料元件的传热

16、计算、棒状燃料元件的传热计算l沿燃料元件轴向的冷却剂温度分布（自修）l包壳外表面温度的计算（自修）l包壳内表面温度的计算（自修）l燃料芯块表面温度的计算（自修）l燃料芯块中心温度的计算（自修）3.1.2.3、积分热导率的概念、积分热导率的概念 燃料芯块的热导率ku一般都与温度有关。对于热导率大的金属燃料，采用算术平均温度下的ku来计算燃料芯块的温度场，由此引起的误差不会太大，这在初步估算燃料芯块的温度场时是允许的。但对ku小的燃料，例如现代大型压水堆常用的UO2燃料，不仅ku小且其值随燃料的温度变化较大，如果用算术平均温度下的ku值计算燃料芯块中心温度，则将会带来较大的误差，因而必须考虑ku值随燃料温度的变化。但是ku随温度的变化往往不是线性关系，要直接用它进行计算比较麻烦，因而往往把ku对温度t的积分作为一个整体看待，这样比较简便。这就是所谓积分热导率的概念。具体数学推导（自修）3.1.2.4、板状燃料元件的传热计算、板状燃料元件的传热计算l板状燃料元件的传热计算（自修）l管状燃料元件的传热计算（自修）3.1.3、固体慢化剂与结构材料、固体慢化剂与结构材料 的传热计算的传热计算l固体