反应堆热工水力学15

反应堆热工水力学习题讲解2.1查水物性骨架表计算水的以下物性参数：（1）求16.7MPa时饱和水的动力粘度和比焓；（2）若324℃下汽水混合物中水蒸气的质量比是1%，求汽水混合物的比体积；（3）求15MPa下比焓为1600kJ/kg时水的温度；（4）求15MPa下310℃时水的热导率。

2.2计算核电厂循环的热效率:49第三章3.1的热导率，并求1600℃下97%理论密度的UO2与316℃下金属铀的热导率做比较。

13:14:49习题讲解83.2，慢化剂为重水假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2D2O,慢化剂温度为260℃，并且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用1/v定律。

试计算中子注量率为1013 1/（cm2·s）处燃料元件内的体积释热率。

= 0.2753.3试推导半径为R ，高度为L ，包含n 根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q t 的方程：1Q tnLA u q V ,maxF u其中，A u 是燃料芯块的横截面积。

4.1燃料元件，已知表面热有一压水堆圆柱形UO2流密度为1.7 MW/m2，芯块表面温度为400℃，芯块直径为10.0mm，UO2密度取理论密度的95%，计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度：（1）热导率为常数，k = 3 W/（m•℃）（2）热导率为k = 1+3exp（-0.0005t）。

热导率为常数k不是常数，要用积分热导法4.2有一板状燃料元件，芯块用铀铝合金制成（铀占22%重量），厚度为1mm，铀的富集度为90%，包壳用0.5mm厚的铝。

元件两侧用40℃水冷却，对流传热系数h=40000 W/(m2•℃)，假设：气隙热阻可以忽略铝的热导率221.5 W/(m•℃)铀铝合金的热导率167.9 W/(m•℃)裂变截面520×10-24cm2试求元件在稳态下的径向温度分布4.3已知某压水堆燃料元件芯块半径为4.7mm，包壳内半径为4.89mm，包壳外半径为5.46mm，包壳外流体温度307.5 ℃，冷却剂与包壳之间传热系数为 28.4 kW/（m2•℃），燃料芯块热导率为 3.011 W/（m•℃），包壳热导率为18.69 W/（m•℃），气隙气体的热导率为0.277W/（m•℃）。

1.反应堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出的总能量平均约为200MeV2.压水堆常使用UO2弥散体和UO2陶瓷燃料；氧-铀原子比为2的UO2的熔点是2800℃；现代压水堆都使用Zr-2 或者Zr-4 作为燃料包壳。

实际设计时，选用的包壳外表面的最高温度一般不超过350℃。

3.轻水具有良好的导热性能，比热和汽化潜热都比较大，价格很便宜，所需的ji 功率较小，是性能比较好的冷却剂。

缺点是中子吸收截面较大，沸点低，在高温下运行保持液相需要较高的压力。

4.对于压水堆棒状燃料元件，间隙热导的经验值约是5678w/(m2.℃) 。

5.燃耗越深，UO2的热导率越小，熔点越低。

6.有限圆柱体的均匀裸堆，堆芯体积释热率沿径向呈零阶贝塞尔函数分布，沿轴向呈余弦函数分布。

7.将堆芯内燃料芯块核反应释热传输到反应堆外的过程依次是燃料元件的导热、包壳外表面与冷却剂之间的传热和冷却剂的输热。

8.单相强迫对流传热系数的准则表达式。

通道的水力等效直径9.临界热流密度的两种主要传热机理是汽泡合并和流体动力学不稳定性强制对流沸腾可能出现的两种临界热流密度工况分别是偏离泡核沸腾和蒸干；前者常发生在高热流密度，欠热泡核沸腾或低含气率的饱和泡核沸腾的沸腾传热工况之后，后者常发生在低热流密度通过液膜的强制对流蒸发的沸腾传热工况之后。

当发生偏离泡核沸腾更容易引起壁面发生快速烧毁。

10.流体流动的总压降包括壁面摩擦压降、流体加速度压降、提升压降和形阻压降.其中壁面摩擦压降和形阻压降是不可逆的压降损失。

11.在均匀加热向上流动的垂直通道中，随含气率的增加，可能依次出现汽水两相流的典型流型是：泡状流、弹状流、环状流、滴状流12.泡核沸腾的传热机理主要有汽化潜热传热、汽液置换传热和微对流传热13.当平均流体温度上升到饱和温度温度时，就开始了饱和泡核沸腾。

该起始点称为热平衡态饱和沸腾起始点，在改点上热平衡含气x E=0 而中心液核达到饱和温度那一点称为真正饱和沸腾起始点。

反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：—回路工作压力15. 5MPa（2）温度（°C）：冷却剂进口温度296.4,冷却剂出口温度327.6,慢化剂平均温度310（3）燃料（U02）:浓缩度 1. 8%-2. 4%第二章在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97. 4%,而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。

2、功率彫响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加幔化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周用元件的功率升髙，从而增大了功率分布的不均匀程度。

3、控制棒中的热源：吸收堆芯Y辐射以及吸收控制棒本身因（n, u ）或（n, 丫）反应所产生热量的全部或一部分。

4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、吸收裂变产物放出的0粒子的一部分能量、吸收各种Y射线的能量。

5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种Y辐射。

6、停堆后功率：反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。

当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。

这些热量一部分来自撚料棒内储存的显热，热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。

因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。

7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。

第三章1. 热传导微分方程:K a dr%. 一体积释热率(w/〃F)K —热导率(W/(m・"C))a = K/(p-c p)2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：33“dr r dr K U或者由物理意义，可以写出(中心温度变化率为零)：2记最后可以解得:纸44：体积释热率，表面热流^度，线功率3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：最后可以解得:◎-平板半厚度4、平板形包壳温度场: 由傅里叶上律有：dt解得: =q62匕t -/ =—66-包壳厚度5、圆壁形包壳温度场：由傅里叶泄律有：Q = -K C 2TO L —dr最后解得:==Q 1/ — G 1/ - 4 In 厶17UC C L r ci 2 恋c r ci 27tK c d ci6、单相对流换热公式：Q = hF ・卜巧△0 -膜温差7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式:M/= 0.023 Re° Pr"几-静止流体导热系数 ”-加热取04冷却取0・3 〃-管道直径和特征长度8、 沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁而过热度f 饱和温度）=At xal 和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。

反应堆热工水力20个知识点一. 需要掌握的基本概念1. 堆内热源的由来和分布特点。

2. 体积释热率基本概念和计算方法？3. 有限圆柱形反应堆. 无干扰. 均匀裸堆条件下的功率分布规律？4. 影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？5. 控制棒中的热源来源是什么？6. 热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？7. 反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。

.8. 以铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？9 与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是什么？10. 什么是积分热导率？为什么要引入积分热导率？11. 棒状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。

12. 板状元件均匀释热条件下的积分热导率导出。

13. 什么是沸腾临界，沸腾临界可以分为哪两种？14．在垂直加热蒸发管中，一般公认的两相流流型主要有哪几种？15．在压水堆燃料元件的传热计算中，影响包壳外表面最高温度t cs·max 的主要因素有哪些？用锆合金做的包壳的外表面工作温度一般不得超过多少度？16. 气隙传热有哪两种基本模型？各适用于何种条件？17．压水堆主回路中的总压降由哪几部分组成？对于闭合回路，系统中哪项压降为零。

18．对于单相流，确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么?19. 什么是流动的亚稳态现象？20．什么叫均匀流模型？其基本假设有哪些？分离流模型基本假设有哪些？21．什么叫自然循环？自然循环对核电厂的安全运行有什么意义？导致压水反应堆核电站自然循环流量下降或断流的主要因素有哪些？22．什么是质量含气率. 空泡份额及容积含气率？23．什么是两相流动不稳定性？两相流动不稳定性有什么危害？24. 什么是水动力学流动不稳定性？水动力学流动不稳定性发生条件是什么？25. 缓解或消除管间脉动的方法有哪些？26. 已知一段均匀加热稳定流动水平管道，进口为过冷水，出口为两相混合物，导出总压降与流量之间的关系。

1．核燃料的化合物主要有：氧化物、碳化物和氮化物。

2．二氧化铀的特点：一、没有同素异形体，在整个熔点以下温度范围内只有一种结晶形态，各向同性，允许有较深的燃耗。

二、熔点高，使用范围大。

三、在高温水和液态钠中具有良好的耐腐蚀性能。

四、与包壳材料的相容性好。

3．二氧化铀熔点：2805±15℃，燃耗越深，下降越多。

4．二氧化铀理论密度：10.98g/cm3。

5．二氧化铀热导率：热导率随燃耗的增加而减小。

6．包壳作用：一、保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀和机械侵蚀；二、包容裂变气体和其它裂变产物；三、规定燃料元件几何形态的支承结构。

7．包壳材料选择：一、中子吸收截面要小，感生放射性要弱；二、具有较好的导热性能；三、与核燃料相容性要好；四、具有良好的机械性能；五、应有良好的抗腐蚀性能；六、具有良好的辐照稳定性；七、易加工，成本低，便于后处理。

8．压水堆：锆合金，快堆：不锈钢和镍基合金，高温气冷堆：石墨。

9．锆合金的优点：中子吸收截面小，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。

10．冷却剂：对反应堆进行冷却，并把链式裂变反应释放的热量带到反应堆外面的液体或气体介质。

11．冷却剂要求：一、中子吸收截面小，感生放射性弱；二、具有良好的物性；三、粘度低，密度大；四、与燃料和结构材料的相容性好；五、具有良好的辐照稳定性和热稳定性；六、慢化能力与反应堆类型匹配；七、成本低，使用方便。

12．每次裂变放出的总能量E f=200Mev13．燃料元件的释热量占堆总释热量的97.5%14．堆芯平均比功率：是在整个堆芯内，平均每千克燃料所发出的热功率。

15．堆芯平均热功率密度：在整个堆芯内，平均每单位堆芯体积所发出的功率。

16．体积释热率：单位时间，堆芯内某点附近单位体积燃料所释放出来的能量。

17．影响堆芯功率分布的因素：一、燃料布置；二、控制棒；三、水隙及空泡；四、燃料元件的自屏蔽效应。

18．燃料均匀装载和分区装载：均匀装载中心区会出现一个高的功率峰值，限制整个反应堆的总功率输出值，堆芯的平均燃耗低；分区装载与之相反。

反应堆热工水力复习要点整理第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa）：一回路工作压力15.5MPa（2）温度（℃）：冷却剂进口温度296.4，冷却剂出口温度327.6，慢化剂平均温度310（3）燃料（UO2）：浓缩度1.8%-2.4%第二章1、裂变能分布：在压水动力堆的设计中，通常取燃料元件的释热量占总释热量的97.4%，而在沸水堆中取燃料元件的释热量占堆总释热量的96%。

2、功率影响因素：（1）燃料布置（2）控制棒（3）水隙及空泡：水隙会引起附加慢化作用，使该处中子通量上升，因而使水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。

3、控制棒中的热源：吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α）或（n，γ）反应所产生热量的全部或一部分。

4、慢化剂中的热源：慢化剂中所产生的热量主要是裂变中子的慢化、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。

5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种γ辐射。

6、停堆后功率：反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。

当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中。

这些热量一部分来自燃料棒内储存的显热，热量的另外两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。

因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。

7、衰变功率：裂变产物的放射性衰变和中子俘获产物的放射性衰变所产生的能量。

第三章1、热传导微分方程：)c κ/(ρα))W/(m /W 1p 32⋅=⋅--∂∂⋅=+∇C m q t q t o v v热导率（）体积释热率（κτακ2、圆柱体燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：0122=++uvq dr dt r dr t d κ 或者由物理意义，可以写出（中心温度变化率为零）：H r q drdtrH v u 22ππκ⋅=⋅⋅ 最后可以解得：密度，线功率体积释热率，表面热流:,,412420l v ulu u u u v u q q q q r q r q t t πκκκ===-3、平板形燃料元件芯块温度场：忽略轴向导热，可以推得：uv q dx td κ-=22 最后可以解得：平板半厚度-==-u u uu u v u q q t t δκδκδ22204、平板形包壳温度场： 由傅里叶定律有:dxdt q cκ-= 解得：包壳厚度-=-c cccs ci qt t δδκ5、圆壁形包壳温度场： 由傅里叶定律有：drdt rLQ c πκ2-= 最后解得：cics c l ci cs c l ci cs c cs ci d d q r r q r r LQ t t ln 2ln 2ln2πκπκπκ===- 6、单相对流换热公式：膜温差-∆∆⋅=f f hF Q θθ7、强迫对流换热：圆形通道内强迫对流换热公式D-B 公式：管道直径和特征长度冷却取加热取静止流体导热系数---======d n hd Nu a v c v d d Nu p n3.0,4.0Pr Re Pr Re 023.08.0λλλμνμρν8、沸腾曲线（参考书P37图3-9）壁面过热度sat sw t t t ∆=-（饱和温度）和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。

第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。

传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。

核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆按中子能量分类：热中子堆、中能中子堆、快中子堆以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆水作为冷却剂慢化剂的优缺点：轻水作为冷却剂缺点是沸点低，优点具有优良热传输性能，且价格便宜。

描述反应堆性能的参数反应堆热功率[MWh]：反应堆堆芯内生产的总热量电厂功率输出[MWe]：电厂生产的净电功率电厂净效率[%]：电厂电功率输出/反应堆热功率容量因子[%]：某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]功率密度[MW/m3]：单位体积堆芯所产生的热功率线功率密度[kW/m]：单位长度燃料元件内产生的热功率比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初始总装量燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量燃料富集度[%]：易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量本章主要内容1.压水堆的主要特征2 沸水堆和重水堆的主要特征3 热工水力学分析的目的与任务（这个可以忽略）第二章（本章可以覆盖部分计算题）热力学第一定律：热力系内物质的能量可以传递，其形式可以转换，在转换和传递过程中总能量保持不变。

热力学第二定律（永动机不可能制成）：不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化；不可能从单一热源取热，并使之完全转变为有用功而不产生其它影响；不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。

最基本的状态参数：压力（压强Pa，atm，bar，at）比体积（m3/kg）温度内能：系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和，U焓：热力学中表示物质系统一个状态参数–H，数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。

第一章1.影响单相强迫对流传热系数的主要因素有（）答案:流体的物理性质;通道几何形状;流体流动的状态2.自然对流换热强度主要取决于壁面状态。

（）答案:错3.一回路主冷却剂管道小破口事故会导致管道内液体闪蒸。

（）答案:对4.结合所学知识，在大容积沸腾实验中，从实验装置安全的角度来思考，是应该着重监控壁面加热热流密度，还是壁面温度呢？（）答案:壁面温度5.均匀裸堆模型仅做了活性区外没有反射层的简化。

（）答案:错6.当流体流通截面突然扩大时，压降和静压力如何变化。

（）答案:产生一个负压降，流体的静压力有所回升7.一回路循环系统总压降主要包括（）。

答案:摩擦压降;形阻压降;加速压降;提升压降8.以下哪种说法是不正确的（）。

答案:堆芯各冷却剂通道流量的不均匀程度通常用理论分析求出。

9.考虑流量再分配时的焓升工程热管因子时，认为热管和平均管的物性参数近似相等。

（）答案:对10.停堆后主要采取哪些措施保证保证反应堆堆芯安全（）答案:增加主泵叶轮转动惯量;依靠自然循环带走堆芯热量;依靠安注系统排出堆芯余热;依靠主冷却剂系统排出堆芯余热第二章1.慢化剂中所产生的热量不包括（）答案:和中子发生（n，α）反应或（n，γ）反应后的放出的能量2.以下哪种能量不属于瞬发裂变能量（）答案:裂变产物衰变的γ射线能3.以下哪项不是燃料分区装载方式的优点（）答案:提高了堆芯中心区域中子通量密度水平4.圆柱形均匀裸堆半径为R，堆芯高度Z，内有一点A径向坐标R，轴向坐标Z/3，已知N=7错，最大中子通量U-235微观裂变截面为582错忽略外推长度，求A点体积释热率（）其中，1eV=1.6错工程中答案:1.58735.慢化剂中所产生的热量主要包括（）。

答案:吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量;吸收各种γ射线的部分能量;中子慢化释放的能量6.影响堆芯功率分布的因素有（）。

答案:燃料自屏效应;水隙及空泡;结构材料;燃料装载;反射层;控制棒7.7控制棒内的热源来自（）。

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。

反应堆热工水力学作业参考答案 湖北张坤第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。

辐射以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。

熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。

二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。

加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。

热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。

②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。

应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。

③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。

二氧化铀的比热可以表示成温度的函数：在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下，262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下，41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ︒，t 的单位是C ︒。

1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性：① 中子吸收截面小，感生放射性弱② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便从较小的传热面带走较多的热量。