核反应堆热工基础-第四章课件.pptxVIP

核反应堆热工基础; 堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、元件壁面与冷却剂之间的对流放热和冷却剂将热量输送到堆外的输热等三个过程。 ;第1节 燃料元件的径向导热 燃料元件的径向导热过程：燃料芯块内产生的热传导至芯块表面→芯块表面与包壳内壁间气体层（间隙）导热→包壳壁中的导热 燃料芯块内的温度 分布及导热 ;（1）燃料芯块内的温度分布 燃料芯块的导热过程可看作具有内热源的固体热传导问题，适用于导热微分方程，稳态情况下解得： 式中： T(r)——燃料芯块内r处的温度，℃； T0——燃料芯块中心温度，℃； qV——燃料芯块的体积释热率，W · m-3； Ku——燃料芯块的平均热导率，W · m-1 · ℃-1 ； ;（2）燃料的热导率 Ku是温度的函数，随温度的变化不是线性的。 积分热导率 ;燃料的辐照效应 未经辐照的二氧化铀熔电是2840℃。辐照后的熔点随燃耗的增加而下降、燃耗每增加104MW·d/t，熔点下降约30℃。考虑这种情况，在进行燃料元件设计时，可以保守地取二氧化铀的熔点为2593℃。 反应堆的燃料元件峰值温度应该始终保持低于熔点，以防止：①过份膨胀；②燃料元件形状不稳定；③裂变产物释放和迁移过多；④燃料与包壳之间发生有害的化学反应；⑥溶融燃料与包壳接触。;2. 燃料芯块与包壳之间的间隙热传导 间隙可看作是一个没有热源的薄层，热量传递主要靠导热作用，适用于导热微分方程，解得 式中： T(r)——间隙内r处的温度，℃； Tu——燃料芯块表面温度，℃； Tg——包壳内壁温度，℃； ru——燃料芯块半径，mm ； δg——间隙厚度，mm ； ;根据傅立叶定律： 可得 式中： q——热流密度， W · m-2 ； ql——线功率密度， W · m-1 ； Kg——间隙的热导率， W · m-1 · ℃-1 ； ;间隙传热过程存在多种复杂因素，通常用下式计算计算间隙中的温度降 式中： hg——间隙的总传热系数， W · m-2 · ℃-1 。 ;要准确确定hg非常困难，因为： ①随着反应堆的运行工况不同，由于芯块和包壳膨胀，使间隙尺寸变化； ②随着反应堆不断运行，燃耗加深，芯块会发生肿胀和碎裂，使燃料和包壳直接接触，然而由于表面有一定粗糙度，两个表面之间不可能完全接触，仅在高点上接触，这样热量可以通过接触点传导，也可以通过接触点以外表面间的气隙传导； ③随着燃耗的加深，释放的裂变气体会使间隙中的气体成分不断改变。裂变气体中氪Kr约占15％，氙Xe约占85％。由于重原子气体的热导率比较低，因而混合气体的热导率减小。;目前计算间隙总热传导系数的方法大致有三类： ①气隙导热模型 ②气隙导热和接触导热混合模型 ③经验数值 目前，国外设计轻水动力堆，一般是采用间隙传热系数的经验值，典型值取hg ＝5678 W · m-2 · ℃-1 ，以此作为整个运行过程中可能出现的最低值。 ;3. 包壳中的温度降 包壳也可看作是一个没有热源的固体薄层，热量传递靠导热作用，适用于导热微分方程，解得 式中： Tw——包壳外表面温度，℃； Tg——包壳内壁温度，℃； rg——包壳内径，mm ； δw——包壳厚度，mm ； Kw——包壳的热导率， W · m-1 · ℃-1 ;4. 总结 圆柱体燃料元件中心温度T0与包壳表明温度Tco之差为;假设冷却剂与包壳外表面之间的传热系数为h，冷却剂的平均温度为Tm，则有;第2节 燃料元件表面到冷却剂的传热 燃料元件表面与冷却剂间的传热为对流换热，可使用牛顿冷却公式来计算 式中： q——燃料包壳外表面热流密度， W · m-2 ； h——传热系数， W · m-2 · ℃-1 ； Tw——包壳外表面温度，℃； Tf——冷却剂主流体温度，℃； Δθf——膜温压，℃ ;压水堆堆芯在正常工况下的传热基本上属于垂直通道单相强迫对流传热和两相过冷沸腾传热，而沸水堆堆芯在正常工况下还会发生两相大容积沸腾（池式沸腾）。 单相对流传热系数 计算传热系数的公式，基本上都