1、核科学与技术学院,反应堆热工水力学,堆内释热,核科学与技术学院,1.核反应堆热工分析的任务,1,一,核科学与技术学院,分析燃料元件内的温度分布,冷却剂的流动和传热特性,预测在各种运行工况下反应堆的热力参数,各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程,事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程,2.核反应堆热工分析的内容,1,一,1.核裂变产生能量及其分布,二,核科学与技术学院,不同核素所释放出来的裂变能量是有差异的，一般认为取,堆内热源及其分布还与时间有关，新装料、平衡运行和停堆后都不相同,输出燃料元件内产生的热量的热工水力问题就成为反应堆设计的关键,1.核裂变产生能量
2、及其分布,二,核科学与技术学院,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,堆芯功率的分布,进行理论分析时极其有用,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,堆芯的释热率分布,堆芯最大体积释热率,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,均匀裸堆中的中子通量分布,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,单根燃料棒的释热计算,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,在无干扰的、均匀装载的圆柱形堆芯中距离堆芯轴线r处任取一根燃料棒，其高为H，坐标原点（z=0）位于H的中点。如果该燃料棒中点的体积释热率为 ，燃料棒的横截面积（不计包壳）为 ，则单根燃料棒的
3、总释热率 为多少？,核科学与技术学院,单根燃料棒的释热计算，由,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,可得,由于燃料棒的截面积远小于堆芯的截面积，因而可以忽略燃料内中子通量的径向变化，即认为 为常量，上式可改写为,或,核科学与技术学院,其中,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,当忽略外推长度时，,核科学与技术学院,非均匀堆得总释热率计算,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,对于一个无干扰的、均匀装载的圆柱形非均匀堆芯，其总释热率Nt为多少？已知堆芯半径为R，高为H，燃料元件总数为n，每根原件平均所占的反应堆的横截面积为Ah。,提示:先求出每根燃料元件平均所占的堆芯截面积Ah，然后再将单根燃料棒的
4、总释热率qt（r）化为面积Ah上的单位面积的平均释热率qh”，（即在Ah上的平均热流密度），从而得到qh”与r间的函数关系，最后用积分方法求得Nt。,核科学与技术学院,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,由提示可知,在面积Ah上的单位面积的平均释热率为,将单根燃料棒的计算结果带入上式可得,当忽略外推长度时,核科学与技术学院,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,上式除体积释热率外，其余各量均为常数,核科学与技术学院,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,在距堆芯轴线r处取一宽度为dr的环形面积微元，则堆芯的总释热率Nt为,当忽略外推长度时，,上式积分项,J1（0）=0，J1（2.405）=0.51
5、9，因而上式积分结果为0.2158R2,核科学与技术学院,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,因此，,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,均匀装载燃料方案：,分区装载燃料方案：,目前的核电厂普遍采用的方案布置特点：沿堆芯径向分区装载不同富集度的燃料，高富集度的装在最外区，低富集度的在中心。优点：堆芯功率分布得到展平，提高平均燃耗,早期的压水堆采用此方案优点：装卸料方便缺点：功率分布过于不平均，平均燃耗低,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,三区分批装料时的归一化功率分布图：,通常I区的燃料富集度是最低的，III区的燃料富集度最高,2.堆芯功率的分布及其影
6、响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,控制棒一般均匀布置在高中子通量的区域，既提高控制棒的效率，又有利于径向中子通量的展平,控制棒对径向功率分布的影响,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,控制棒对反应堆的轴向功率分布也有很大的影响,控制棒对轴向功率分布的影响,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,分 类,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功率，增大了功率分布的不均匀程度,克服办法：
7、采用棒束型控制棒组件,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,影响功率分布的因素,轻水作慢化剂的堆芯中，水隙的存在引起附加慢化作用，使该处的中子通量上升，提高水隙周围元件的功率，增大了功率分布的不均匀程度,克服办法：采用棒束型控制棒组件,空泡的存在将导致堆芯反应性下降,沸水堆控制棒由堆底部向上插入堆芯的原因,能减轻某些事故的严重性的原因,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,燃料元件数很多的非均匀圆柱形堆芯的通量分布总趋势与均匀堆的是一样的,非均匀堆中的燃料元件自屏效应，使得元件内的中子通量和它周围慢化剂内的中子通量分布会有较大差异,2.堆芯功率的分布及其影响因素
8、,二,核科学与技术学院,非均匀堆栅阵,用具有等效截面的圆来代替原来的正方形栅元,假设热中子仅在整个慢化剂内均匀产生,运用扩散理论，燃料元件内热中子通量分布的表达式：,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,燃料元件的自屏因子F为：,对于棒状燃料元件：,采用富集铀且燃料棒的尺寸比较细的情况，F的范围为1.01.1,精确的F值要根据逃脱几率的方法求解,2.堆芯功率的分布及其影响因素,二,核科学与技术学院,控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布,三,慢化剂,控制棒,结构材料,材料：硼、镉、铪等，压水堆一般采用银-铟-镉合金或碳化硼,控制棒的热源：,吸收堆芯的 辐射：用屏蔽设计的方法
9、计算,控制棒本身吸收中子的(n, )或(n, )反应,在芯棒和包壳之间充以某种气体（如氦气）以改善控制棒的工艺性能和传热性能,核科学与技术学院,停堆后的功率,四,在反应堆停堆后，由于中子在很短一段时间内还会引起裂变，裂变产物的衰变以及中子俘获产物的衰变还会持续很长时间，因而堆芯仍有一定的释热率。这种现象称为停堆后的释热，与此相应的功率称为停堆后的剩余功率。,核科学与技术学院,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热,压水堆的衰变热：,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,剩余裂变功率的
10、衰减,停堆后时间非常短（0.1s内）：,停堆时间较长：,停堆时间较长且反应性变化较大：,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,剩余裂变功率的衰减,对于恒定功率下运行很长时间的轻水慢化堆，在停堆时如果引入的负反应性的绝对值大于4%，则其相对裂变功率的变化为：,只适用于轻水堆且用U-235作燃料的反应堆,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,衰变功率的衰减,裂变产物的衰变功率：,方法一：根据裂变产物的种类及其所产生的射线的能谱编制的计算机程序来计算裂变产物的衰变热，较复杂，不作介绍,方法二：把裂变产物作为一个整体处理，根据实际测量得到的结果，,整理成半经验公式,通常用于计算裂变产物衰变的半经验公式为：
11、,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,衰变功率的衰减,中子俘获产物的衰变功率：,若是用天然铀或低富集度铀作为反应堆燃料的中子俘获衰变功率为：,若是低富集度铀作为燃料的压水堆，可取c=0.6,a=0.2,上式忽略了其他俘获产物对衰变功率的贡献，通常间计算结果再乘以系数1.1,停堆后的功率,四,核科学与技术学院,例题：某个以铀为燃料的反应堆，在825MW的热功率下运行了1.5年之后停堆，试求（1）在下述时刻裂变产物的衰变功率：刚停堆，停堆后1小时，停堆后1年；（2）如果反应堆的转换系数C=0.88，那么在上述时刻U-239和Np-239的衰变功率各是多少？,核科学与技术学院,解：已知,（1）刚停堆
12、时的衰变功率可由最短时间,估算；停堆1小时约为,；停堆1年约为,，于是由,可知,刚停堆时,代入上式得,同理,核科学与技术学院,（2）由下式可知,U-239的半衰期为23.5min,核科学与技术学院,停堆后的冷却,五,核科学与技术学院,停堆后的冷却,五,核科学与技术学院,反应堆热工水力学,堆内传热,核科学与技术学院,在保证反应堆安全的前提下，尽可能地提高堆芯单位体积的热功率、冷却剂的温度等，以提高核动力的经济性,核科学与技术学院,导 热,依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的能量，从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的过程,核科学与技术学院,不同坐标下 的表达形式：,核科学与技术学
13、院,包壳外表面与冷却剂之间的传热是指通过单相对流、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。,对流换热,这里单相对流传热是指固体表面与流动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，其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结构也对单相对流传热有重要影响。单相对流传热可分为强迫对流和自然对流，层流和湍流传热。通常用牛顿冷却定律来描述单相对流传热：,核科学与技术学院,或,式中，q是表面热流密度，W/m2；Tc是包壳外表面温度（Tw是固体表面温度），或K；Tf是在流通截面上流体（冷却剂）主流温度，或K；h是对流传热系数，W
14、/(m2)或W/(m2K)。h与热导率k不同，k是物性量，而h是过程量，它与流体的运动和传热过程有关。例如，单相水在圆管内作强迫对流定型湍流传热时，上式可以写成：,核科学与技术学院,在紧贴管壁附近，有一层厚度为y的流体薄层做层流流动，流体的大部分径向温差降落在此层内，称此层为热边界层。在热边界层内，垂直于壁面方向所传递的热量主要靠流体的导热，因此有：,式中，kf是流体的热导率，W/(m)或W/(mK)。由上式可见，h与流体热导率kf成正比，与热边界层（又称流体膜）厚度y成反比。而y主要取决于流体的运动，一般来说，水的流速越高，y越小，则对流传热系数h越大。,核科学与技术学院,热辐射是物体因其温
15、度而发射的电磁波传播所造成的热量传递。 沸腾传热是指流体在加热表面发生各种沸腾工况时的传热。 压水堆在正常运行状态下，包壳外表面与冷却剂之间主要是单相对流换热，只在最热通道的出口段可能出现欠热泡核沸腾或饱和泡核沸腾传热，辐射传热可以忽略；在某些事故（如流量丧失事故或冷却剂丧失事故等）过程中，包壳外表面可能经历单相对流传热和各种沸腾传热工况，当温度很高时要考虑辐射传热。,核科学与技术学院,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，它用冷却剂的热能守恒方程来描述。如果输送到堆外的总热功率为Pth，t,所需冷却剂的质量流量为mt,则冷却剂流过反应堆的
16、焓升满足下面载热方程：,冷却剂的输热,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，上式也可写成,核科学与技术学院,例题： 测量出反应堆进口总质量流量mt=8400 kg/s，反应堆进口冷却剂温度Tf,in=293，反应堆出口冷却剂温度Tf,out=328，在堆内冷却剂压力和平均温度下冷却剂的比定压比热容=6000 J/(kg)，试用热平衡方法计算反应堆输出的总热功率Pth,t。,核科学与技术学院,流体在圆形通道内强迫对流时的换热系数,形式较简单且应用最广的是Dittus-Boelter关系式：,适用范围：,2.,1.,3.,式 中：,流体平均温度为定性温度,加热流体时，n=0.4冷
17、却流体时，n=0.3,单相对流换热,核科学与技术学院,流体在圆形通道内强迫对流时的换热系数,对具有较大膜温差的情况，可采用Sieder-Tate公式：,按流体主流温度取值的流体的粘性系数按壁面温度取值的流体的粘性系数,适用范围：,式 中：,其余物性均以流体主流温度作为定性温度取值,核科学与技术学院,例题： 水在管内作强迫湍流流动（定型），如果水的质量流量和物性都保持不变，只是将管直径减小到原来的1/2，试用D-B公式分析对流传热系数将变成原来的多少倍？,解：由D-B公式可知,原对流换热系数可表示为,由于物性参数不变，因此,核科学与技术学院,水纵向流过平行棒束时的换热系数,采用棒束燃料组件的水冷
18、堆中遇到的情况，即为此问题,Weisman推荐的关系式：,对于三角形栅格：,对于正方形栅格：,常数C取决于栅格排列形式：,核科学与技术学院,例题： 某压水堆的棒束燃料组件被纵向流过的轻水冷却。若在棒束高度方向上任取一小段z，在该段内冷却剂平均温度Tf=300 ，平均流速u=4 m/s，冷却剂压力p=14.7 MPa，燃料元件外表面平均热流密度q=1.3106 W/m2，棒束栅格为正方形排列，棒外径d=10 mm，栅距P=13 mm。试求该段内某子通道的平均对流传热系数h和元件外表面温度Tc。,物性参数：,W/（m2 .）,核科学与技术学院,解：由,得,因此,W/（m2 .）,解：由,W/（m2
19、 .）,核科学与技术学院,得,由,核科学与技术学院,单相强迫对流层流换热系数,虽然在水冷反应堆正常运行和预期的瞬态工况下不会发生层流流动，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,考虑到自然对流的影响米海耶夫推荐的关系式：,液体的体积膨胀系数,核科学与技术学院,影响单相强迫对流传热系数的主要因素,1.流体流动的状态对h的影响 流体处于不同的流动状态（层流或湍流）有不同的传热机理。当流体作纯层流时，各层流体之间互不掺混，沿壁面法线方向（即垂直于流动方向）上的传热机理主要是分子导热，即传热系数主要取决于流体的热导率kf，因此，层流时的传热系数h值很
20、低。 当流体作定型湍流流动，即在进口稳定段之后充分发展的湍流流动或称旺盛湍流时，在层流底层之外的湍流区内，流体微团相互扰动和混合，从而使热量的传递大大强化。流体速度越高，湍流区的交混越剧烈，因而对流传热系数越大，从式D-B公式可以看出，h与u0.8成正比。,核科学与技术学院,影响单相强迫对流传热系数的主要因素,2.流体的物理性质对h的影响 不同流体，如空气、燃气、水和油等，它们的物理性质不同，对换热过程的影响也不一样。影响传热系数h的流体物性有流体的热导率f、密度、黏度和定压比热容cp。无论是层流还是湍流，热导率f增加，传热系数h增大。密度和黏度直接影响Re大小，从而对h造成影响。、cp和k组
21、成Pr数，Pr值对h也有较强的影响。 3.通道几何对h的影响 通道几何包括通道的形状和大小，以及传热表面的粗糙度等，它们对传热系数h有一定影响。,核科学与技术学院,定义：由流体内部密度梯度引起的流体的运动,流体的自然对流或称自由对流是由作用在密度发生变化的流体上的重力引起的流动换热，而密度变化通常是由流体内的温度差产生。因此，其换热强度主要取决于流体温度差的大小。在反应堆工程中，自然对流传热对堆的冷却，特别是对停堆后的冷却以及事故工况的冷却和分析计算，都具有重要意义。,核科学与技术学院,自然对流传热准则关系式一般取如下形式：,系数C和指数n主要取决于物体的几何形状、放置方式以及热流方向和Gr、
22、Pr的范围等。而下标m是指取壁温与流体主流温度的算术平均值作为计算物性参数的定性温度。,自然对流的换热极其复杂，通道的几何形状影响比较大，一般只能从实验得到在某些特定条件下的经验关系式。,核科学与技术学院,竖壁,当壁面的热流密度q为常数时，Hoffmann推荐用以下公式计算竖壁的自然对流换热（实验介质为水）：,当 （层流时），,当 （紊流时），,式中 为修正的格拉晓夫数，其表达式为：,核科学与技术学院,竖壁,当 ，,当 ，,米海耶夫根据实验数据（实验介质为水）得到如下公式：,其中：,核科学与技术学院,橫管,水平放置的圆柱体对液态金属的换热计算：,对于水等可用米海耶夫公式计算：,在缺乏精确数据的
23、情况下，可用上式粗略计算棒束或管内的自然对流换热,核科学与技术学院,下面给出在TRAC程序中所使用的适用于竖直平板和圆柱的自然对流传热关系式：,层流：,过渡流：,湍流：,核科学与技术学院,核科学与技术学院,核科学与技术学院,网格划分,核科学与技术学院,截面速度分布,核科学与技术学院,截面温度分布,核科学与技术学院,沸水堆，压水堆正常工况,压水堆中冷却剂丧失事故末期,沸腾换热,沸腾型式,判定冷却剂的传热工况,大容积沸腾,定义：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,流动沸腾,定义：指流体流经加热通道时发生的沸腾,特点：液体的流速较
24、高，强迫对流起主导作用,核科学与技术学院,橫管壁面过热度和热流密度的关系曲线通常称为沸腾曲线,DNB,延长线,ONB,CHF,核科学与技术学院,（1）B点前：泡核沸腾和自然对流混合传热 当液体处于或低于饱和温度时，壁面过热度不高，不能产生汽泡。随着壁温升高，壁面过热度增大，达到发生泡核沸腾的过热度时，紧贴加热壁面的过热液体层中的壁面起泡核心就生成汽泡，泡核沸腾开始。所生成的少量汽泡有的附着在壁面上，有的长大脱离壁面进入液体中，依靠浮力向上运动，并且可能在途中冷凝。由于汽泡的形成、长大、脱离和冷凝以及自然对流的作用，传热增强，q随tw有较快增加。,核科学与技术学院,（2）BC区：泡核沸腾传热 由
25、于所产生的汽泡数目增加，大量汽泡脱离壁面，造成对热边界层中液体的强烈扰动，使传热大大增强，q随tw迅速增加。在加热面附近会形成蒸汽片或蒸汽柱。（3）C点：临界热流工况（CHF） 该点标志着泡核沸腾的上限。对于控制壁温的情况，在C点后，由于部分加热壁面被蒸汽覆盖，传热强度减弱，q随tw的增加反而下降；对于控制热流的情况，加热q稍微增加，壁温tw骤然跃升至E点，壁温大幅度跃升，可能导致壁面烧毁。,核科学与技术学院,（4）CD区：过渡沸腾传热区 也称部分膜态沸腾工况。汽-液交替覆盖部分加热壁面，传热变得不稳定。由于有时蒸汽膜覆盖加热面，传热能力下降，q随tw的增加反而下降。只有在控制壁温的情况下，才
26、能用实验方法获得CD工况。对于控制热流的情况，稍增q，就会从C跳到E，用时极短，实际上不存在CD工况，而直接进入膜态沸腾工况。,核科学与技术学院,（5）D点：稳定膜态沸腾起始点 该点q是膜态沸腾的最小值，所以也叫最小膜态沸腾工况。此时连续汽膜刚好覆盖加热壁面。该点由于液体刚好不能接触加热表面，所以也叫Leidenfrost点，该点壁面温度也叫Leidenfrost温度。（6）D点后：稳定膜态沸腾传热工况 一层连续稳定的蒸汽膜覆盖在整个加热表面上，热量的传递主要通过汽膜导热、对流和热辐射，只不过在E点后热辐射变得更强，因而q随tw的增加而更加迅速上升。,核科学与技术学院,各区域传热机理,（1）单
27、相液体自然对流区（B点前） 在池内自下而上已建立温度梯度，通过自然对流将加热面上的热量在液体内向上传递。（2）泡核沸腾区（BC） 热量从壁面传给液体建立起过热液体边界层，汽泡就在过热液体边界层内的空穴中长大。,核科学与技术学院,液体微层迅速蒸发，继续壁面吸热，壁面温度下降。当微层蒸发完，由于向蒸汽传热较差，壁面温度升高。此间，汽泡和过热液体层间的界面发生着蒸发，即汽化潜热传热，促进汽泡产生。 当汽泡脱离加热壁面时，带走大部分过热液体层，外层冷流体流向并浸湿壁面，壁温下降。过热液体边界层又重新建立，壁温上升。 汽泡产生和脱离过程中，引起液体的随机性运动，形成微对流。以上机理都导致泡核沸腾传热大大
28、增强，达到很高的传热系数。,核科学与技术学院,（3）临界热流（CHF）工况（C） 汽泡合并 在加热表面上产生的汽泡太多，使相邻汽泡、汽柱合并，形成一层导热性很差的蒸汽膜覆盖在表面上，把加热面与液体隔离开来，使传热恶化。流体动力学不稳定性 在高热流密度下，向壁外运动的蒸汽速度很大，与向壁面运动的流体速度构成最大相对速度，在汽液界面出现很大波动，并失去稳定，汽液逆向流动遭到破坏，蒸汽滞留在加热面上，形成汽膜覆盖，传热恶化。,核科学与技术学院,（4）稳定膜态沸腾工况（D点后） 一层连续稳定的蒸汽膜覆盖在整个加热表面上，热量的传递主要通过汽膜的导热、对流和热辐射，蒸汽以汽泡形式从汽膜逸出。主要热阻局限
29、在这层汽膜内。 壁面和液体间的温差很大，液体不能接触壁面，以维持汽膜稳定。,核科学与技术学院,（5）最小膜态沸腾工况（D） 在降低壁面热流密度时，在此发生膜态沸腾向泡核沸腾的转变。它是稳定膜态沸腾的低限，相应于连续汽膜的破坏和液-固接触的开始（Leidenfrost点）。（6）过渡沸腾工况（CD） 汽液交替覆盖加热表面，表现出瞬态变化的传热特性，属于不稳定工况。特点是随着壁面过热度升高，热流密度反而下降。,核科学与技术学院,影响池沸腾主要因素,（1）系统压力 提高压力，空穴泡化所需要的过热度变小，使沸腾曲线BC段向左移动。压力越高，同样的壁面过热度能传递更高的热流密度。（2）主流液体温度（欠热
30、度） 主流液体温度对泡核沸腾传热强度没有影响，但对qc有显著影响。随着欠热度增加，qc升高。 加热表面越粗糙，泡核沸腾传热增强，但对qc和膜态沸腾传热的影响很小。,核科学与技术学院,流动沸腾与大容积沸腾的区别，在于前者是在流动系统中产生的沸腾，流体的流动可以是自然循环，或者靠泵的驱动而产生的强迫循环,无论是大容积沸腾还是流动沸腾，对实际应用来说，最有意义的区段是由沸腾起始点一直延伸到发生沸腾临界点,流动沸腾的传热区域图：,核科学与技术学院,A单相液体对流 欠热液体受热，壁温和液体温度提高。临近壁面的液体形成热边界层，在液体中建立起径向温度梯度。壁面上没有形成汽泡。B欠热泡核沸腾 随着壁温升高，
31、壁面开始产生汽泡。壁温已超过饱和温度，但平均流体温度仍然过冷。 高欠热度沸腾中，壁面产生汽泡数量很少，汽泡分散地附着在壁面上，汽泡顶部还受到过冷液体的冷凝作用，汽泡无法长大，产生蒸汽极少。,核科学与技术学院,低欠热度沸腾中，汽泡长大并脱离壁面，在液核中慢慢凝结。这时产生蒸汽较多，是一种容积含汽效应。C+D饱和泡核沸腾 汽泡数量增加，蒸汽含量增加，泡核沸腾传热占主导，主要是汽化潜热传热、汽液置换传热和微对流传热。 主要特点是有很高的传热系数、壁温升高不多、热流密度增加很大。汽泡集并结块，流道中间逐渐被蒸汽占据，开始环状流动。,核科学与技术学院,E+F通过液膜的强制对流蒸发传热 刚进入环状流时，液
32、膜还有汽泡生成。随着液膜蒸发变薄，液膜导热和对流传热逐渐强烈，壁温降低，壁面过热度下降。当壁面过热度低于发泡必需的过热度时，不再产生汽泡，泡核沸腾受到抑制。 此后，液膜的导热和强制对流把热量从壁面传递到液膜与汽核分界面上，并在该界面上产生蒸发，即强制对流蒸发传热。当液膜减薄并蒸干时，进入缺液区传热。,核科学与技术学院,G缺液区传热 液膜蒸干后，壁面被蒸汽覆盖，传热能力急剧下降，壁温突然跃升，液相以液滴的形式弥散在连续的蒸汽中。H单相蒸汽对流传热 液滴全部蒸发完，蒸汽逐渐过热。,核科学与技术学院,当液体温度远小于ts时，在ONB上没有明显可见的气泡,只有热的液体从过热边界层流到冷的液体中去,q,
33、核科学与技术学院,随着q的增加，在加热面上产生气泡，但很快在跃离壁面之前就被冷凝了，在热边界层引起微量的对流,q,核科学与技术学院,当液体温度接近ts时，气泡在加热面上长大并跃离壁面，它们升向自由表面的过程中，被冷液体所冷凝,q,核科学与技术学院,当液体达到饱和温度时，气泡将不再在液体中凝结，而是上升到自由表面,q,核科学与技术学院,如图，当加热面的温度小于流体在该特定位置的饱和温度，即 时，是不会产生沸腾的，显然产生沸腾的下限为：,沸腾起始点(ONB)的判别:,过冷沸腾中壁面温度和液体温度的分布,核科学与技术学院,沸腾起始点(ONB)的判别:,令：,对于：,则得：,凡满足上式的都落入图中A区
34、，在这个区域内不会产生任何气泡 随着距离z的增加，斜率减小；而质量流密度G、通道直径D或换热系数的增加，斜率则增大 通常q， ，G是给定的，故易算出通道壁面温度超过液体饱和温度的起始点,核科学与技术学院,当壁面温度超过饱和温度时，不会立即就形成稳定的过冷沸腾,在液体的单相对流区与充分发展的过冷区之间存在一个“部分沸腾”区,部分沸腾区：由较少汽泡发源点构成，大部分热量是通过单相对流方式由汽泡间的壁面向流体进行传递，故并入液体的单相区,核科学与技术学院,当沸腾开始时壁面温度由D下降到D，而后随着q的增加，壁温按曲线DEF的趋势而变化,当欠热度不变时，随着q的增加， 与q之间的关系遵循ABD线的规律
35、，直至第一批汽泡生成为止,当入口欠热度和质量流密度为给定时，在坐标z处的通道内壁面温度随热流密度稳定增加时的变化如图所示:,当q为给定时，开始产生沸腾所需的过热度比曲线ABDE所示的要高一些,核科学与技术学院,Bergles和Rohsenow根据实验数据得到过冷沸腾起始点的判据，对0.113.8MPa的水为：,联立求解，就可得到在一定流体温度下的沸腾起始点的q和,单相强迫对流传热方程：,核科学与技术学院,确定过冷沸腾起始点的位置的更为普遍的方法是把Jens-Lottes沸腾传热方程与单相强迫对流方程联合求解，得到如下关系式：,：按Jens-Lottes方程求得的壁面过热度,：沸腾起始点的流体温
36、度,其中：,即：,核科学与技术学院,确定过冷沸腾起始点的位置的另一种方法Thom公式,核科学与技术学院,例题 水以质量流密度G=4074 kg/(m2s)流经内径d=12 mm的圆管。全长均匀加热，管出口处水压保持在绝压15.085 MPa。如果水出口温度保持在321，确定该温度下（定值），出口开始发生泡核沸腾（ONB）所要求的热流密度qONB和相应管壁温度Tw,ONB? 饱和温度ts=342 ， L=0.8410-4 Pas，kL=0.51 W/(m)，PrL=1,核科学与技术学院,解：单相对流传热方程和泡核沸腾传热方程为,W/（m2 .）,式（2）-（1）得,（1）,（2）,即,核科学与技
37、术学院,整理后得,令,得,（舍去）,因此,核科学与技术学院,例题 设有一根垂直圆管，内径D=0.01016 m，管长L=3.66 m，沿管全长均匀加热，总热功率Pth=200 kW，进口水流量mL=0.432 kg/s，进口水温度Tf,in=203 ，管内压力p=6.89 MPa（常数），设单相水对流传热系数hL0=4.78104 W/(m2)。液体平均比热容cpL=4.94103 J/(m2)。试确定泡核沸腾开始点处的壁温TW,ONB和液体平均温度Tf,ONB以及距进口距离zONB，汽泡开始脱离壁面点处的液体平均温度Tf,FDB和距进口距离zFDB ，热平衡状态下饱和沸腾开始点距进口距离zS
38、C。 在p=6.89 MPa下，hr=1.261106 J/kg，在Tf,in=203 下的进口水比焓hin=0.867106 J/kg，水的饱和温度Ts=284.6 ，L =869.6 kg/m3，kL=0.57 W/（m. ）,核科学与技术学院,解：计算热流密度,1.泡核沸腾开始点（ONB）,（1）Jens-Lottes公式,核科学与技术学院,（2）Thom公式,核科学与技术学院,（2）B-R公式,由以上计算可以看出，B-R公式算得的在泡核沸腾开始点处的壁面温度最低（即发生泡核沸腾所必需的壁面过热度最低）。这主要是因为该模型假定了壁面上存在一切尺寸范围的活性空穴，而实际上壁面上并不一定存在
39、这样大尺寸的空穴。同时，该模型认为，只要第一个气泡在壁面上出现，就认为泡核沸腾开始。,核科学与技术学院,2.汽泡开始脱离壁面点（FDB），S-Z公式,核科学与技术学院,3.热平衡饱和沸腾起始点距进口距离,核科学与技术学院,特点：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升,临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度,沸腾临界一般和发生沸腾临界时的流型有着密切的关系,沸腾临界根据流动工况的不同通常分为两类：,过冷或低含汽量下的沸腾临界 高含汽量下的沸腾临界,核科学与技术学院,沸腾临界,核科学与技术学院,包含沸腾和对流成分的关系式，如:Rohsenow关系式、Tong关 系式、Ramu
40、&Weisman关系式 现象关系式， 如: Tong&Young关系式、Ragheb&Cheng关系式 经验关系式，如: Ellion关系式Berenson关系式,定义：加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式,传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾形式存在的时间份额,过渡沸腾传热的关系式大致包括以下三种形式：,核科学与技术学院,Ellion关系式:,实验范围:,Tong（1972）关系式:,实验范围:,核科学与技术学院,实验范围:,S.C.Cheng（1978）关系式：,核科学与技术学院,定义：在加热表面形成稳定的蒸汽膜层，q随温差的增
41、加而增大，且该传热区的加热表面主要通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液体与壁面之间的相互作用向液体传热,就流动沸腾而言，膜态沸腾可分为反环状流和弥散流两种流型,当空泡率份额小于30当空泡率份额大于80处于以上两者之间,按照Groeneveld的区分流型准则，膜态沸腾区可分为：,反环状流区：,块状流过渡区：,弥散流区：,核科学与技术学院,定义：在加热表面形成稳定的蒸汽膜层，q随温差的增加而增大，且该传热区的加热表面主要通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液体与壁面之间的相互作用向液体传热,就流动沸腾而言，膜态沸腾可分为反环状流和弥散流两种流型,当空泡率份额小于30当空泡率份额大于80处于以上两
42、者之间,按照Groeneveld的区分流型准则，膜态沸腾区可分为：,反环状流区：,块状流过渡区：,弥散流区：,核科学与技术学院,修正的DittusBoelter关系式：,计算膜态沸腾传热的经验关系式,式中 为漂移流密度模型的空泡份额，,适用范围：压力,含汽率,核科学与技术学院,Groeneveld公式:,式中 :,适用范围：,介质为水的垂直或水平放置的圆管或环形管道,质量流密度,只在80来个数据的基础上拟合而来分析的重要性,核科学与技术学院,3.4燃料元件的型式、结构及设计要求,燃料元件型式,包 括,高温气冷堆,钠冷快堆,压水堆,采用全陶瓷型的热解碳涂层,颗粒燃料,采用不锈钢做包壳，内装,混合
43、二氧化物陶瓷芯块的棒,状燃料元件,燃料元件的型式大致有：棒,状、管状和板状，而主要的,是棒状和管状,核科学与技术学院,核科学与技术学院,单面冷却双面冷却,从端部注入从中间注入回流式,燃料元件分类:,按冷却方式分：,按冷却剂注入方式：,管承压的石墨水冷堆,由于结构复杂极少采用,大多数反应堆,核科学与技术学院,设计要求,B,E,C,D,A,保证燃料元件的包壳在堆整个寿期的完整性,棒径的选择满足物理设计和热工传热的要求,在整个寿期内不产生的物理化学作用,经济性好，价廉,满足结构方面的要求并易于加工，工艺性能好,核科学与技术学院,3.5燃料元件材料的热物性,三种可以用作核反应堆燃料的核素:铀-235、
44、铀-233和钚-239 ，目前在核反应堆中使用的主要是铀-235,燃料的分类按使用形式：固体核燃料和液体核燃料,固体核燃料,液体核燃料,按物理化学形态分：,金属型（包括合金）陶瓷型弥散体型,是核燃料与某种液体载体,有水溶液、低熔点的熔盐,，以及液态金属,核科学与技术学院,良好的辐照稳定性良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨胀系数小）高温下与包壳的相容性好与冷却剂接触不产生强烈化学腐蚀工艺性能好，制造成本低，便于后处理,对固体核燃料来说，除了能产生裂变外，还须满足下列要求:,当前实际应用的核燃料，主要是固体核燃料,早期动力堆采用金属铀及其合金作为核燃料，但由于它们的高温稳定性不好，高燃耗下尺寸稳
45、定性差，现已被陶瓷材料及弥散体燃料所代替,核科学与技术学院,金属铀,核科学与技术学院,金属铀,铀合金,金属铀在熔点以下具有三种同素异形体，分别为： 相、 相和 相铀，各具有不同的晶格构造，它 们发生相变的温度是：,相,相,相,熔化,774,668,1133,斜方晶格,四方晶格,体心立方晶格,核科学与技术学院,金属铀陶瓷体核燃料化合物主要有三种：氧化物、碳化物和氮化物,目前动力堆中，广泛使用的核燃料是二氧化铀陶瓷燃料,碳化物和氮化物，各方面性能较好，但与水易发生反应，故压水堆中没有采用，只能考虑在气冷堆或钠冷堆中使用,核科学与技术学院,二氧化铀的主要物理性质,熔点,UO2的熔点随O/U比和微量杂
46、质而变化，由于UO2在高温下会析出氧，使得O/U比在加热过程中要发生变化，因此UO2的真正熔点难以测定。一般认为是2800左右。辐照后，随着固相裂变产物的积累和O/U比的变化，燃料的熔点会有所下降，燃耗每增加104兆瓦日/吨铀，熔点下降32,密度,UO2的理论密度是10.9510.97g/cm3，实际制造出来的UO2芯块是由粉末状的UO2烧结出来的，由于制造工艺造成存在空隙，达不到理论密度，计算中一般取95%理论密度下的值,核科学与技术学院,二氧化铀的主要物理性质,热导率,UO2热导率在燃料元件的传热计算中具有特别重要的意义，因为导热性能的好坏将直接影响芯块内的温度分布和芯块中心的最高温度,核科学与技术学院,弥散体燃料是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料,
