核反应堆热工分析

二.简答题1.影响功率分布的因素有哪些，分别有什么影响？答：A.燃料布置：均匀装载：中心区域会出现较高的功率峰值，限制堆的总功率输出量，且平均燃耗也较低分区装载：中心功率水平降低，外区功率水平上升，整体功率分布得到展平，平均燃耗也提高了B.控制棒：用控制棒时堆芯功率峰值对平均功率之比可能高于未受扰动的堆芯的该比值。

径向：堆寿命初期，中央控制棒插入可使径向功率分布得到展平，即中央部分中子通量及功率水平下降了，外区中子通量及功率水平提高了轴向：插入控制棒给轴向功率分布带来不利影响（如压水堆中，寿期初堆顶部插入控制棒，中子通量向堆底部歪斜；寿期末抽出控制棒，中子通量向堆顶部歪斜）C.水隙及空泡：水隙：引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，导致周围元件功率升高，从而增大功率分布不均匀度；空泡：使周围的堆芯反应性下降2.控制棒、慢化剂和结构材料中热量产生的来源？答：A.控制棒的热源：吸收堆芯的γ辐射以及控制棒本身吸收中子的(n, α)或(n, γ)反应B.慢化剂的热源：裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量、吸收各种γ射线的能量C.结构材料的热源：几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ射线3.两种沸腾的定义及特点是什么？答：大容积沸腾：定义：指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：液体流速很低，自然对流换热起主导作用流动沸腾：定义：指流体流经加热通道是发生的沸腾，亦称为对流沸腾特点：常发生在强迫对流工况下4.沸腾临界包括哪两类，它们的物理特点及发生的区域分别是什么？答：5.答：A.（选取合适的燃料材料和包壳材料，并限制元件芯块中心温度低于燃料的熔点，包壳表面热流密度低于临界热流密度以）保证燃料元件包壳在寿命期内完整性B.棒径选择除满足物理设计中的水铀比要求外，还须满足热工传热的要求C.（限制包壳外表面的最大温度和限制芯块----包壳交界面处的最大温度来）保证在整个寿命期不产生不良的物理化学作用D.满足结构方面要求并易于加工，工艺性能好E.经济性好，价廉6.UO 2陶瓷燃料的优缺点？答：优点：熔点高、高温和高辐照下几何形状比较稳定；高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能；与包壳材料锆合金、不锈钢的相容性好缺点：导热性能差；热梯度下的脆性7.单相流体的流动压降包括哪些，定义分别是什么？答：提升压降：指流体自截面1至截面2时由流体位能改变而引起的压力变化加速压降：指因流体速度发生改变而引起的压力变化摩擦压降：指流体沿等截面直通道流动时由沿程摩擦阻力的作用而引起的压力损失 形阻压降：指流体流经有急剧变化的固体边界时所出现的集中压力损失8.垂直加热通道中流型有哪些，分别有什么特点？答：泡状流：液相是连续相，汽相以汽泡的形式弥散在液相中，两相同时沿通道流动。

六．计算结果分析：计算结果误差分析：由于采用的是W-3公式，且该设计中的给出参数与该公式的适用范围有些偏差，但是其算出的结果还是能客观反映出热管中各量的变化趋势的。

热管的焓、包壳表面温度、芯块中心温度随轴向的分布如下：控制体为6个：表1 各温度的汇总表各种温度控制体流体出口温度单位(℃)流体出口比焓（kJ/kg）出口处的包壳外壁温度单位℃出口处的包壳内壁温度单位℃出口处的uo2芯块外表面温度单位℃燃料芯块的中心最高温度单位℃堆芯高度L/m第一控制体291.54 1292.1 303.25 303.95 372.25 550 0.61 第二控制体301.29 1343.9 325.71 327.21 472.35 953 1.22 第三控制体315.38 1424.5 348.32 350.42 563.86 1411 1.83 第四控制体330.13 1517.2 348.34 350.44 572.41 1469 2.44 第五控制体339.21 1582.1 348.11 349.41 486.01 939 3.05 第六控制体343.75 1618.8 347.83 348.43 416.73 605 3.66表2 临界热流与烧毁比的汇总表DNBR 控制体DNBR临界热流密度qDNB10＾6 单位W/m2第一控制体15.6 5.3 第二控制体 6.5 4.7 第三控制体 3.7 3.9 第四控制体 2.7 3 第五控制体 3.5 2.4 第六控制体 6 22602803003203403600.611.221.832.443.053.66堆芯高度L(m)流体出口温度（℃）图1 流体出口温度（单位℃）分析：由图可知，流体出口温度随着堆芯高度由下到上逐渐上升，到最后一个控制体的末尾，也就是堆芯出口处，达到最大值。

200400600800100012001400160018000.611.221.832.443.053.66堆芯高度L/m流体出口比焓（k J /k g ）图2 流体出口比焓（kJ/kg ）分析：由图可知，流体出口比焓和流体出口温度一样随着堆芯高度由下到上逐渐上升，到最后一个控制体的末尾，也就是堆芯出口处，达到最大值。

核反应堆热⼯分析课设⽬录⼀、设计任务 (1)⼆、课程设计要求 (2)三、计算过程 (2)四、程序设计框图 (8)五、代码说明书 (9)六、热⼯设计准则和出错矫正 (10)七、重要的核⼼程序代码 (11)⼋、计算结果及分析 (17)⼀、设计任务某压⽔反应堆的冷却剂及慢化剂都是⽔，⽤⼆氧化铀作燃料，⽤Zr-4作包壳材料。

燃料组件⽆盒壁，燃料元件为棒状，正⽅形排列。

已知下列参数：系统压⼒ 15.8MPa堆芯输出功率 1820MW冷却剂总流量 32100t/h反应堆进⼝温度287℃堆芯⾼度 3.66m燃料组件数 121燃料组件形式17×17每个组件燃料棒数 265燃料包壳直径 9.5mm燃料包壳内径 8.36mm燃料包壳厚度 0.57mm燃料芯块直径 8.19mm燃料棒间距（栅距） 12.6mm芯块密度 95%理论密度旁流系数 5%燃料元件发热占总发热的份额 97.4%径向核热管因⼦ 1.35轴向核热管因⼦ 1.528局部峰核热管因⼦ 1.11交混因⼦ 0.95热流量⼯程热点因⼦ 1.03堆芯出⼝局部阻⼒系数 1.0堆芯定位隔架局部阻⼒系数 1.05若将堆芯⾃上⽽下划分为5个控制体，则其轴向归⼀化功率分布如下表：堆芯轴向归⼀化功率分布（轴向等分5个控制体）通过计算，得出1. 堆芯出⼝温度；2. 燃料棒表⾯平均热流及最⼤热流密度，平均线功率，最⼤线功率；3. 热管的焓，包壳表⾯温度，芯块中⼼温度随轴向的分布；4. 包壳表⾯最⾼温度，芯块中⼼最⾼温度；5. DNBR在轴向上的变化；6. 计算堆芯压降；⼆、课程设计要求1．设计时间为两周；2．独⽴编制程序计算；3．迭代误差为0.1%；4．计算机绘图；5．设计报告写作认真，条理清楚，页⾯整洁；6．设计报告中要附源程序。

三、计算过程⽬前，压⽔核反应堆的稳态热⼯设计准则有：（1）燃料元件芯块内最⾼温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。

⽬前，压⽔堆⼤多采⽤UO2作为燃料。

核反应堆热工分析核反应堆热工分析是指对核反应堆的热力学和动力学性质进行评估和分析。

在核反应堆的设计和操作过程中，热工分析是至关重要的一步。

核反应堆是利用核反应的原理来产生大量能量的一种设备。

核反应堆通常用于发电、生产同位素、研究等领域。

核反应堆的基本工作原理是将一些放射性物质放入到反应堆中，在核反应的过程中释放出大量的热能，以此来驱动涡轮机发电。

核反应堆的热工分析主要关注的是反应堆内的热力学和动力学特性。

在核反应堆中，核燃料的裂变会产生大量的热，这些热需要通过反应堆内的冷却剂来传递到发电设备。

因此，热工分析的主要任务是评估反应堆中热量的产生和传递，以便在设计和操作过程中避免过热或过冷的问题。

核反应堆的热工分析可以通过多种方法进行，其中最常见的方法是数值模拟。

数值模拟是指使用计算机模拟反应堆内复杂的热力学和动力学过程，以便更好地理解反应堆内的热传递和热力学行为。

在数值模拟中，需要考虑的因素包括反应堆内燃料的构成和排布、冷却剂的流动和热传递、反应堆的几何形状等。

另外，通过实验来验证和修正数值模拟模型也是非常重要的一项工作。

实验可以获得反应堆内的温度、压力、流速等关键参数，以进一步改进数值模拟模型。

同时，在实际操作中对反应堆进行连续监测和评估也是必不可少的。

核反应堆热工分析的结果可以帮助反应堆设计师和操作员更好地了解反应堆内的热力学行为，并且可以预测反应堆在不同工作条件下的热传递行为。

这些分析结果可以用于优化反应堆的设计，提高反应堆的效率和安全性。

总之，核反应堆热工分析是核反应堆设计和操作中不可或缺的一步。

通过热工分析可以更好地了解反应堆内的热力学和动力学行为，预测反应堆在不同工作条件下的性能，提高反应堆的效率和安全性。

除了数值模拟和实验外，还有一些重要的因素需要考虑，这些因素包括：1. 燃料特性燃料的特性直接影响反应堆内的核反应过程，从而影响热传递效率。

例如，燃料的粒度和密度会影响其热传递特性，而燃料的化学成分和裂变产物的特性也会影响其热放射。

《核反应堆热工分析》期末复习要点第二章堆的热源及其分布1、裂变能的近似分配（16页）2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响）3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解）4、停堆后的功率（25页）5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页）6、衰变功率的衰减（27页）第三章堆的传热过程1、导热的概念（30页）2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1）3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页）4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页）5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26）6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页）7、过渡沸腾传热的定义（41页）8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点）9、热静效应（51页）10、燃料芯块的肿胀含义（52页）11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页）第四章堆内流体的流动过程及水力分析1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点）2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4）3、Blausius关系式及使用范围（88页）4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26）5、多相流的定义（99页）5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页）6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页）7、公式4-49的推导（103页）8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页）9、临界流的定义（123页）10、单相流体的临界流（124页）11、引起流动不稳定性的原因（133页）12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页）13、流量漂移的特点（134页）14、水动力稳定性准则（136页公式4-176）第五章 堆芯稳态热工分析1、热工设计准则（144页——145页）2、热管和热点的定义（154页）3、热流密度核热点因子Nq F 的计算式（155页公式5-26）4、焓升热管因子NH F ∆的计算式（155页）5、降低热管因子和热点因子的途径（157页）6、只有流动交混因子EH F ∆的值小于1，其他都大于1（158页）7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页）8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页）9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页）10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页）11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页）第六章 堆芯瞬态热工分析1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2）2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页）3、专设安全系统（220页，共3个）。

第一章绪论（简答）1. 核反应堆分类：按中子能谱分快中子堆、热中子堆按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征:3.压水堆优缺点：4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。

第二是工作压力可以降低。

为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。

5.沸水堆的优缺点：6.重水堆优缺点：优点：●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H）●废料中含235U极低，废料易处理●可将238U 转换成易裂变材料238U + n →239Pu239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)缺点：●重水初装量大，价格昂贵●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3）●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高7.高温气冷堆的优缺点：优点：●高温，高效率（750～850℃，热效率40％）●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。

转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀））●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大）●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化）●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件8.钠冷快堆的优缺点：优点：●充分利用铀资源239Pu + n →A+B＋2.6个n238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃缺点：●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％）●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路9.各种堆型的特点、典型运行参数第二章堆芯材料选择和热物性（简答）1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料选择•中子吸收截面要小•热导率要大•材料相容性要好•抗腐蚀性能 •材料加工性能 •材料机械性能 •材料抗辐照性能只有很少材料适合制作燃料包壳，铝、镁、锆、不锈钢、镍基合金、石墨。

“核反应堆热工分析”课程教学大纲“核反应堆热工分析”课程教学大纲英文名称：Nuclear Reactors Thermal-Hydraulics课程编号：NUCL0008学时：68（含课内实验4学时）学分：4适用对象：核工程与核技术四年级先修课程：传热学，流体力学，工程热力学使用教材及参考书：教材：1、于平安等，核反应堆热工分析，上海交通大学出版社，2002.2，ISBN7-313-02868-7参考书：1、连培生，原子能工业，原子能出版社，2002.5，ISBN7-5022-2453-X2、[美]汤良孙，J.韦斯曼，压水反应堆热工分析，原子能出版社，1983.3一、课程性质、目的和任务性质：《核反应堆热工分析》是核工程与核技术专业本科生和核能科学与工程学科硕士生和博士生的专业基础课。

目的：通过本课程的学习，学生应能获得有关核反应堆热工分析的基础知识，并为以后进行科学研究和工程实践打下一定的理论基础。

任务：重点讲述核反应堆热工水力分析的基本理论和一些分析、计算方法。

在内容的选择和安排上，力求体系完整、由浅入深、循序渐进。

二、教学基本要求1.了解各种核反应堆的发展的基本概况及其结构；2.掌握各种核反应堆的所有材料的基本热物理性质；3.掌握核反应堆热工分析中用到的堆芯释热、传热、流体力学等方面的基本知识和计算原理；4.掌握核反应堆稳态热工设计原理，清楚单通道模型和子通道模型热工设计的大致步骤和计算方法；5.了解核反应堆瞬态热工水力分析中的基本模型和方程，了解核反应堆瞬态热工水力分析的基本方法和典型的核反应堆系统的事故及其分析。

三、教学内容及要求第一章：绪论1.核反应堆发展概况2.核反应堆堆型简介3.核反应堆热工分析的任务第二章：堆的热源及其分布1.核裂变产生的能量及其分布2.堆芯功率的分布及其影响因素3.控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布4.停堆后的功率第三章：堆的传热过程1．导热2．单相对流换热3．流动沸腾传热4．燃料元件的型式、结构及设计要求5．燃料元件材料的热物性6．燃料元件的温度分布7．包壳与芯块间的间隙传热及其随燃耗的变化8．燃料元件温度场的数值解法9．固体慢化剂和结构部件的冷却第四章：堆内流体的流动过程及水力分析1．单相流体的流动压降2．两相流体的流动压降3．自然循环4．冷却剂的喷放5．流动不稳定性第五章：堆芯稳态热工分析1．热工设计准则2．堆芯冷却剂流量分配3．热管因子和热点因子4．典型的临界热流密度关系式5．单通道模型的堆芯稳态热工分析6．子通道模型的堆芯稳态热工分析第六章：堆芯瞬态热工分析1．燃料元件瞬态过程温度场分析2．守恒方程3．反应堆的安全问题4．负荷丧失瞬态5．失流事故6．压水堆冷却剂丧失事故四、实践环节1．通道内单相水流动换热系数测定，2学时2.通道内单相水摩擦系数测定，2学时五、学时分配章内容参考学时1绪论4 2堆的热源及其分布8 3堆的传热过程12 4堆内流体的流动过程及水力分析165堆芯稳态热工分析12 6堆芯瞬态热工分析12实践环节4大纲制定者：秋穗正（执笔）大纲校对者：苏光辉大纲审定者：×××大纲批准者：×××。

核反应堆设计中的热工水力学研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益重要的背景下，核反应堆作为一种高效、清洁的能源来源，受到了广泛的关注和研究。

而在核反应堆的设计中，热工水力学是一个至关重要的领域，它对于确保反应堆的安全、稳定和高效运行起着关键作用。

热工水力学主要研究核反应堆内的热量传递、流体流动以及与之相关的物理现象和过程。

简单来说，就是要弄清楚反应堆内部的热能如何产生、如何传递，以及冷却剂（通常是水）如何流动来带走这些热量。

在核反应堆中，燃料芯块会通过核裂变反应产生大量的热能。

如果这些热能不能及时有效地被带走，就会导致燃料温度过高，甚至可能引发堆芯熔毁等严重事故。

因此，设计合理的冷却系统，保证热量的快速、均匀传递，是核反应堆设计的首要任务之一。

冷却剂的流动特性是热工水力学研究的一个重要方面。

冷却剂在反应堆内的流动速度、压力分布、流动阻力等都会影响热量传递的效率。

为了优化冷却剂的流动，研究人员需要通过理论分析、实验研究和数值模拟等手段，深入了解流动规律，并据此设计合适的流道结构和管道布局。

传热过程也是热工水力学的核心研究内容之一。

在核反应堆中，热量主要通过热传导、热对流和热辐射三种方式传递。

其中，热传导是指热量在燃料芯块内部的传递；热对流则是指冷却剂通过流动带走燃料表面的热量；热辐射在高温下也会有一定的作用，但相对较小。

研究人员需要准确地计算和预测各种传热方式的贡献，以评估反应堆的热性能。

在核反应堆的设计中，热工水力学的研究还需要考虑许多复杂的因素。

例如，燃料元件的几何形状和排列方式会影响热量的产生和传递；反应堆的功率水平不同，热工水力学特性也会有所差异；运行工况的变化，如功率的升降、冷却剂流量的改变等，也会对反应堆的热工性能产生影响。

为了研究这些问题，科学家们采用了多种方法。

实验研究是其中的重要手段之一。

通过在实验装置中模拟核反应堆的运行条件，可以直接测量各种参数，获取真实的数据。

然而，实验研究往往受到成本高、周期长、条件受限等因素的制约。

英文名称： Nuclear Reactor Thermal hydraulic Analysis学时： 72 学分：适用对象：核工程专业先修课程：流体力学、传热学、工程热力学和反应堆物理一、课程性质、目的及任务核反应堆热工分析是一门工程性较强的课程，它着重讲述了反应堆热工的基础理论和一些分析、计算方法。

本课程是核能科学与工程专业方向的一门专业主干课程。

开设该课程的目的在于培养学生能够掌握反应堆领域热工水力学的基本分析方法，运用先修课程流体力学、传热学、工程热力学和反应堆物理中学到的基本概念、基本公式和基本结论，以压水堆堆芯为主要分析对象，达到既了解反应堆稳态工况下的工作情况以及在瞬态工况下的变化特点，又能训练和培养独立分析问题的技能和能力。

通过该课程的学习为学生在毕业后从事核反应堆安全分析和设计运行等工作打下坚实的理论基础并提供有益的工程借鉴。

二、教学基本要求1．掌握反应堆内能量相互转换的基本规律，以解决工程实际中有关反应堆内能量传递的分析计算；2．掌握堆芯传热中的流动沸腾传热过程、现象和机理；3．掌握堆内流体的流动过程中的流型、流动压降及流动不稳定性；4．掌握堆芯稳态热工分析中的设计准则和单通道模型的分析方法；5．掌握堆芯瞬态热工分析中的瞬态分析数学模型和反应堆典型事故分析如失流事故和冷却剂丧失事故等；三、教学内容及要求第一章绪论1. 内容:简单介绍国内外反应堆发展情况及几种常见堆型的简介；本学科研究对象，主要内容和方法。

2. 要求：使学生掌握本学科的研究概况；了解国内外核能利用的概况，核能开发与我国能源可持续利用、经济可持续发展的关系；正确认识、理解本课程与专业的关系。

第二章堆的热源及其分布第一节核裂变产生的能力及其分布1. 内容：堆内热源的产生；2. 要求：堆芯内热源：（裂变碎片动能，裂变中子的动能），包括：燃料元件内释热，反应堆结构部件（燃料包壳，定位格架，控制棒导管）的释热，控制棒内的释热，慢化剂内的释热；第二节堆芯功率分布及其影响1. 内容：堆芯功率分布及影响因素；2. 要求：堆芯功率分布，燃料布置、控制棒、水隙及空泡对功率分布的影响，燃料元件内的功率分布；第三节控制棒、慢化剂和结构材料中热量的产生和分布1. 内容：其他热源及其分布2. 要求：控制棒、慢化剂及结构材料的热源及其分布第四节停堆后的功率1. 内容：停堆后的功率2. 要求：剩余裂变功率，衰变功率，裂变产物的衰变，中子俘获产物的衰变第三章堆的传热过程第一节导热1. 内容：燃料元件及冷却剂通道的轴向温度分布2. 要求：热传导微分方程，芯块和包壳的温度场第二节单相对流1. 内容：单相对流传热2. 要求：强迫对流传热系数，自然对流传热系数第三节流动沸腾传热1. 内容：流动沸腾传热2. 要求：沸腾曲线、核态沸腾的传热系数，沸腾临界，过渡沸腾的传热系数，膜态沸腾的传热系数第四节燃料元件的型式、结构及设计要求1. 内容：燃料元件的型式、结构及设计要求2. 要求：燃料元件的型式及其冷却方式、热工设计要求第五节燃料元件材料的热物性1. 内容：燃料元件的热物性2. 要求：核燃料、包壳材料热物性，辐照对燃料元件的影响第六节燃料元件的温度分布1. 内容：燃料元件的温度分布2. 要求：棒状燃料元件轴向冷却剂、包壳内外表面、燃料芯块外表面及燃料芯块中心温度计算，积分热导率。