“核反应堆热工分析”课程教学大纲

汽化潜热：
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2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
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2.4 工质的物性
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2.4 工质的物性
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2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
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2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
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2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
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5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
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6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
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2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
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3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
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4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；

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热流密度工程热点因子 FqE
FqE
qh,max qn,max

qn,max q qn,max
1
q 1 3( ) qn ,max qn ,max
qE
焓升工程热管因子
由燃料芯块直径、密度及裂变物质富集度的加工误差所引起的焓升工程热管因子
FE H ,1 1 3(
DNBR 利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度 该处的实际热流密度
在整个堆芯内DNBR的最小值称为最小临界热流密度或最小偏离核 态沸腾比或最小DNBR比。
4
9.2 热管因子和热点因子
9.2.1 核热管因子和核热点因子
积分功率输出最大的冷却剂通道通常就称为热管或热通道； 某一燃料元件表面热流密度最大的点就称为热点。

W W h,min,3
Wh,min,3 Wh,min,4
考虑热管内冷却剂流量再分配时的焓升工程热管分因子
F
E H ,4

hh,max,4 hn,max,3

Qn,max / Wh,min,4 Qn,max / Wh,min,3

考虑相邻通道冷却剂间相互交混的焓升工程热管分因子
F
E H ,5
[
2 (4 P dcs , n ) /( d cs , n ) 2 h ,min
2
d
2 cs , h ,max
) /( dcs ,h,max )
]
1 b 2 b
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堆芯下腔室冷却剂流量分配不均匀的焓升工程热管分因子
F
E H ,3

Qn,max / Wh,min,3 Qn,max / W
N q E q

绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。

本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。

为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。

绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。

成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。

期末测验: ~80%。

2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。

内容多，知识面广。

4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。

面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。

参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。

内容丰富，面广，96万字。

核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。

内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。

这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。

核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。

核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。

课程设计报告( 20 13 -- 2014 年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院班级：实践核1101班学号：1111440306学生姓名：蒋佳指导教师：王胜飞设计周数：1周成绩：日期：2014 年 6 月19 日一、课程设计的目的与要求反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。

对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。

要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。

在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；（2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围；（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。

在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。

目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；（3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；（4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。

在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。