上交专业课总结(二)

1、反应堆热工水力第一章1、压水堆重要参数：（1）压力（MPa : 一回路工作压力15.5MPa（2）温度（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（UO）:浓缩度 1.8%-2.4%第二章1、裂变能分布:来源能量/MeV射程释热地点裂变碎片的动能168约 0.01mm在燃料元件内蝌 发裂变中子的动能5中大部分在慢化剂内瞬发丫射线的能量7长堆内各处裂变裂交产物暴变的3射线764G大部分在燃料元件内，发能长小部分在慢化剂内裂艾产物技艾的 丫射线堆内各处过剩中瞬子引起发过剩中子引起的非裂变的（n,和反应加（n, 丫）反应产约7有长有短堆内各处丫）反缓

2、物的6衰艾和丫衰艾能应发总计约200注：只有很少一部分裂变碎片会穿入包壳内，但不会穿透包壳;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 丫辐射以及吸收控制棒本身因（n, “）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3粒子的一部分能量、吸收

3、各种丫射线的能量。5、结构材料的热源：几乎完全是吸收来自堆芯的各种丫辐射。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

4、放射性衰变所产生的能量。第三章1、热传导微分方程:、2 qv 1 ；:t -t =k otqv-体积释热率(W/m3)k 热导率(W/(m oC)a= R /( Cp)2、圆柱体燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：d t1 dtqv2 二 0drr dr1-u或者由物理意义，可以写出（中心温度变化率为零）：最后可以解得:toqv,q, ql :体积释热率,3、平板形燃料元件芯块温度场: 忽略轴向导热，可以推得：d2tdx2最后可以解得:dt =朱二r2H dr_ ru _1_ q c _ ql /2u4二、表面热流密度，线功率qvto -tu Fv2、，-平板半厚度4、平板形包壳温度

5、场: 由傅里叶定律有：dtdx解得:tci - tcs = cc csc,-c6c -包壳厚度5、圆壁形包壳温度场： 由傅里叶定律有：dtQ = - c2二rL 一dr最后解得：+ + Q r rcsqi , rcsqi , dcstci -tcs =in =in =in 2二%L rci 2 二屋rci2二院dci6、单相对流换热公式：Q = hF f g -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：Nu =0.023Re0.8 Prn D、d dRe =JcpPr =pa Nul九-静止流体导热系数n-加热取0.4,冷却取0.3d -管道直径和特征长度8、沸腾曲线(参考

6、书P37图3-9)壁面过热度tw -ts(饱和温度)=Nsat和热流密度的关系曲线称为沸腾曲线。(1)自然对流区(2)核态沸腾区：从产生气泡的沸腾起始点( ONB开始，由于壁面生成气泡和气泡脱 离壁面的强烈扰动， 对流系数大大增加， 热流密度迅速上升， 但壁面温度变化不大，直到热 流密度达到最大值为止，此点称为烧毁点，该点热流密度被称为临界热流密度。(3)过渡沸腾区：从烧毁点开始，由于气泡连成一片，形成蒸汽膜覆盖在受热面上，热阻上升，热流密度下降，但壁面温度一直上升，直至热流密度达到最小值，该点称为莱登弗罗斯特点。(4)膜态沸腾区：热流密度随壁面温度上升9、沸腾临界沸腾临界的特点是由于沸腾机理

7、的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤 升，达到临界沸腾的热流密度称为临界热流密度。沸腾临界按工况分为两种情况：(1)过冷或低含气量的沸腾临界：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升。这一物理现象被称为沸腾临界。(2)高含汽量下的沸腾临界：在高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界，这种现象被称为烧干。10、包壳作用(1)包覆核燃料使之不受冷却剂的化学腐蚀和机械侵蚀；(2)作为放射性裂变产物的第一道安全屏障包容裂变气体和其他裂变产物，防

8、止它们扩散到冷却剂中；11、燃料元件温度分布参考书P53-P57有推导，参考图也需记住12、积分导热率：Ku (t)dt13、热屏蔽：热屏蔽位于堆芯和压力壳之间，其功用在于吸收来自堆芯的强辐射(丫辐射和中子流)，使压力壳和生物屏蔽所受辐射不超过允许值。第四章1、单相流体流动压降:P = P1 - P2 = Pel Pa ：Pt ：Pcp1、p2 -截面1和截面2处的静压力pel、Apa、Apt、Apc -提升压降、加速压降、摩擦压降、局部压降2、提升压降：提升压降取决于截面的垂直高度和密度，计算式如下:Z2Pei -gsinxILZ13、摩擦压降：计算单相流的摩擦压降，普遍采用Pel =%-乙

9、）darcy公式：f L ：V2Pt = f 二一丁De 2L-通道长度De -当量直径 -沿程阻力系数(1)圆形通道Re2320的层流流动时，有:Re2300Re10 5的湍流流动时，有McAdam关系式：f =Blausius 关系式：f=0.1840.2Re0.0790725Re（2）非圆形通道 普遍关系式为：f上Re取值参考莫迪图4、加速压降V2Pa = V ：VdV代入PV =G （质量流密度），可推得:2 11八 2- Pa =G(V2 -V1)=G (- -)=G ( 2 - 1)： 2:15、局部压降经验公式为：Pc = K：V2K :经验系数截面突然扩大情况V2 2 ： V1

10、A1 2 M甲”(1一？三=(1 一箱26、基本流型：（1）泡状流；（2）弹状流；（3）环状流；（4）滴状流7、两相流基本参数：（1）含汽量：a、静态含汽量xe:一汽液混合物内蒸汽的质 量xe二汽液混合物的总质量b、流动含汽量x :蒸汽的质量流量x 二 -汽液混合物的总质量流量c、平衡态含汽量xe:(h -hfs)xe 二 hh fghfs 饱和水比焰hfg 汽化潜热g注：平衡态含汽态可以为负，可以大于1,而前两者则不可以8、空泡份额a :UgCL =Ug UfU -流体体积对于环状流，有:AfAg9、滑速比S:VVf10、含汽量、空泡份额和滑速比间的关系11、两相流压降模型(1)均匀流模型：

11、假设两相均匀混合，把两相流动看作为某一个具有假想物性的单相 流动，该假想物性与每一个相的流体的特性有关。(2)分离流模型：假设两相完全分开，把两相流动看作为各相分开的单独的流动，并 考虑相间的作用。12、均匀流模型压降表达式前提：(1)汽相和液相的流速相等(S=1);(2)两相间处于热力学平衡状态；(3)使用规定得恰当的经验摩擦系数。13、分离流模型压降表达式前提：(1)汽相和液相的流速不相等；(2)相间处于热力学平衡状态；(3)应用经验关系式或简化的概念建立两相摩擦压降倍数和空泡份额的具体表达式。14、孔板的作用：孔板可以用来测量两相流量，汽液混合物的含汽量。孔板的结构简单，性能稳定，可以用

12、来解决热力设备设计中的稳定性和均匀性等问题。15、自然循环：自然循环是指在闭合回路内依靠热段(上行段)和冷段(下行段)中的 流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。对于反应堆系统来说，如果堆芯结构和管道系统设计得合理，就能够利用这种驱动压 头推动冷却剂在一回路中循环，并带出堆内产生的热量(裂变热或衰变热)。16、驱动压头:Lpd - p pel, i - (._1P f,i - pc, i )17、有效压头：克服上升段压力损失后的剩余驱动压头。18、自然循环中断原因：驱动压头不足以克服回路内上升段和下降段的压力损失：(1)上升段和下降段的摩擦压降和局部压降太大，因此需要设法减小这些压降，例

13、如 采用管径稍大的管子，尽量减小各种局部压降的阻力件等等；(2)驱动压头太小，即由于上升段(热段)和下降段(冷段)之间流体的密度差不够 大，在核电厂中还可能由于蒸汽发生器二次侧的冷却能力过强，反而会使一回路的自然循环能力减小以致中断。(3)自然循环必须是在一个流体连续流动的回路(或容器)中进行，如果中间被隔断，就不能形成自然循环，例如在堆芯中产生了汽体， 并积存在压力壳的上腔室， 使热段出水管 裸露出水面，不能形成一个流通回路。19、临界流(阻塞流)：当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这 种流动就称为临界流或阻塞流，对于单相流也称声速流，此时出口处的流量达到最大值。20、单相

14、流体的临界条件：(1)临界界面的流速等于声速；(2)临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响。21、短通道临界流公式：(1)孔板(可认为 L/D=0):G =0.61,2：(p。-Pb)p0 :初始压力Pb:背压(2)短通道(0L/D0);（2）由于产生沸腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，从而使压降反而随流量的减少而增加（空曳0）。（参考书 P135图4-31 ）W25、流量漂移稳定性准则二Pd ： Pt c0三W W即驱动压头随流量的增加速度不能超过摩擦压降的增加速度。当驱动压头是给定的时(即不随流量变化)，至 A0区段上流动是稳定的， 里 ( 0WW区段上则相反。26、防止流量漂移的措施：(

15、1)不要使系统在 至 0区段内运行，如必须的话，则采用大流量下压头会大大降W低的水泵，以满足稳定性准则；(2)消除上邑0区段，主要方法有：Wa、在进口通道加装节流件，增大进口局部阻力；b、选取合理的系统参数，系统运行压力越高，两相比体积相差越小，流动就越稳定。27 、管间脉动：汽水流量发生周期性变化28 、管间脉动影响因素：(1)压力：压力越高，脉动可能性越小；(2)出口含汽量：出口含汽量越小，流动越稳定；(3)热流密度：热流密度越小，脉动可能性越小；(4)流速：进口流速越大，可以减轻或避免管间脉动。29、管间脉动消除方法：(1)调节与以上因素有关的参数；(2)在加热段的进口加装节流件，提高进

16、口阻力。第五章1、热工设计准则：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。2、压水动力堆稳态热工设计准则：(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。(2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。限制条件为临界热流密度比(DNBR ,定义式为：利用专门公式计算得到 的堆内某处的临界热流 密度DN RR =一该处的实际热流密度DNB比,在整个堆芯内DNBR勺最小值称为最小临界热流密度比或最小偏离核态或最小用 MDNBR!示。(3)必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却，在事故

17、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。3、流量分配不均匀原因：(1)压降不同：进入下腔室的冷却剂流，不可避免地形成大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同;(2)设计几何参数不同：各冷却剂通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样；(3)工程误差：燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值；(4)功率分布不均匀：各冷却剂通道中的释热量不同，引起各通道内冷却剂的温度、 热物性以及含汽量也各不相同，从而导致各通道中的流

18、动阻力产生显著的差别。4、交混：对于开式(即无盒壁组件)冷却剂通道，相邻通道冷却剂间在流动过程中存 在着横向的质量、动量和能量的交换，这种横向的交换又常统称为交混。5、热管：在堆芯内各并行的通道中存在着某一积分功率输出最大的冷却剂通道，这种 积分功率输出最大的冷却剂通道通常称为热管。6、热点：在堆芯内还存在着某一燃料元件表面热流密度最大的点，这种点通常就称为 热点。7、热管因子和热点因子：在热工水力设计中，一般把某一热工参数的最大值偏离平均 值的程度称为 热管因子或热点因子。如果这个因子已知， 将它乘平均热工参数， 就可以得到 某一热工参数的最大值。8、核热管因子和核热点因子：由于核方面(例如

19、中子通量分布不均匀)产生的不均匀 性。定义式：(1)核热点因子：FN 堆芯名义最大热流密度qn,maxq二堆芯平均热流密度二人(2)核热管因子：N堆芯名义最大焰升 _&H n,maxF H二堆芯平均一升一而9、工程热管因子和核热点因子：由于堆芯的燃料及构件的加工和安装误差造成的功率 分布不均匀性。定义式：(1)工程热点因子：lE堆芯热点最大热流密度qmaxF 二：二 q 堆芯名义最大热流密度 qn,max(2)核热管因子：FE二堆芯最大一升 _ A%H 一堆芯名义最大始开.Hnmax10、降低热点因子和热管因子的途径：(1)核方面堆芯四周设置反射层；在堆芯径向，燃料采用分区装载，在堆芯不同区域

20、，装载不同富集度的燃料；固体可燃毒物的适当布置；控制棒分组及棒位的合理确定也会降低热管因子值。(2)工程方面主要是合理控制有关部件的加工、安装误差；改善反应堆下腔室的冷却剂流量分配不均匀性；加强堆芯内冷却剂通道之间的流体横向交混；进行结构和水力模拟实验，改善下腔室冷却剂流量的分配不均匀性。11、最小烧毁比MDNBR核反应堆工程 P291图6-212、热管因子和热点因子计算方法(1)乘积法：把所有工程偏差看成是非随机性质的，保守地采用将各个工程偏差值相 乘的方法。(2)混合法：将工程偏差分为系统误差和随机误差，前者按乘积法进行处理，后者按 误差规律分布规律进行计算，两者最后相乘。相对误差传递公式

21、：m n pq q2q3Q - rs-q，q5222二m；%1*二Q 二 一 二.- -Q . qq2q5F =1 3-Q13、临界热流密度影响因素：(1)冷却剂工作压力；(2)冷却剂质量流量；(3)冷却剂比烙；(4)进口欠热度；(5)流动表面粗糙度；(6)入口段长度；14、W-3公式修正：(1)轴向热流密度非均匀修正；(2)冷壁效应的修正；(3)定位架的修正。15、提高核电厂经济性方法：(1)提高动力循环效率；(2)提高堆芯功率密度；(3)提高堆芯燃料的燃耗深度；(4)减少单位功率的核燃料费用；(5)降低厂用电。16、提高动力循环效率方法：(1)提高冷却剂工作压力；(2)提高冷却剂流量；(3)适当选定堆芯工作温度。第八早1、三道屏障：(1)燃料包壳；(2) 一回路压力边界：主管道、一回路设备和辅助管道的外壳；(3)安全壳：防止一回路的放射性物质外泄。2、四类电厂工况(1)正常