核反应堆热工基础-第六章

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1、核反应堆热工基础核反应堆热工基础教师：刘晓辉成都理工大学核技术与自动化工程学院 第第1节节 概述概述1. 1. 热工设计涉及面广：热工设计涉及面广： 堆物理设计 元件设计（燃料元件） 结构设计 控制系统设计 一回路系统设计 二回路系统设计第六章第六章 反应堆稳态热工设计反应堆稳态热工设计2. 反应堆热工设计所要解决的具体问题反应堆热工设计所要解决的具体问题 就是在堆型和为进行热工设计所必需的条件已经确定的前提下，通过一系列的热工水力计算和一二回路热工参数的最优选择，确定在额定功率下为满足反应堆安全要求所必需的堆芯燃料元件的总传热面积、燃料元件的几何尺寸以及冷却剂的流速、温度和压力等，使堆芯在热

2、工方面具有较高的技术经济指标。具体包括：根据所设计的堆用途和特殊要求选定堆型，确定所用的核燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料等的种类；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；燃料元件的形状、它在堆芯内的布置方式以及栅距允许变化的范围；二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；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。热工设计的过程： 方案设计 初步设计 施工设计3. 热工设计准则的概念热工设计准则的概念 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。压水堆主要热工设计准则：压水

3、堆主要热工设计准则：（1）燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗下的熔）燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗下的熔化温度；化温度；（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；）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能）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；在事故工况下能提供足够冷却剂以排出得到充分冷却；在事故工况下能提供足够冷却剂以排出堆芯余热；堆芯余热；（4）在稳态和可顶计的动态运行过程中，不允许发生）在稳态和可顶计的动态运行过程中，不允许发生流动不稳定性。流动不稳定性。偏离泡核沸腾比（偏离泡核沸腾比（DNBR）最小偏离泡核沸腾比（最小偏

4、离泡核沸腾比（MDNBR）整个堆芯中整个堆芯中DNBR的最小值。的最小值。该点的实际热流密度点的临界热流密度用合适公式计算得到某DNBR 第第2节节 热通道因子和热点因子热通道因子和热点因子1. 1. 定义定义热通道（热管）：热通道（热管）：堆芯内积分功率输出或焓升最大的堆芯内积分功率输出或焓升最大的冷却剂通道（也就是发出功率最大的燃料元件所对应冷却剂通道（也就是发出功率最大的燃料元件所对应的通道）。的通道）。热点：热点：燃料元件表面热流密度最大或燃料元件线功率燃料元件表面热流密度最大或燃料元件线功率密度最大的点。密度最大的点。平均管：平均管：一个具有设计的名义尺寸、平均的冷却剂流一个具有设计

5、的名义尺寸、平均的冷却剂流量和平均释热率的假想通道，反映整个堆芯的平均特量和平均释热率的假想通道，反映整个堆芯的平均特性。性。 当不考虑在堆芯进口处冷却剂流量分配的不均匀，以及不考虑燃料元件的尺寸、性能等在加工、安装、运行中的工程因素造成的偏差，单纯从核方面考虑核热通道、核热点。 在知道堆的功率、传热面积以及流量等条件以后，确定堆芯内热工参数的平均值是比较容易的。但是堆芯功率的输出不受热工参数平均值的限制，而是受堆芯最恶劣的局部热工参数值的限制。而要得到局部的热工参数却不是一件容易的事。 。 通常把热管因子、热点因子分为两大类:一类是核热管因子、 热点因子一类是工程热管因子、热点因子 为了定量

6、地表征热管和热点的工作条件，如果不考虑堆芯中控制棒、水隙、空泡和堆芯周围反射层的影响，堆芯功率分布的不均匀程度常用热流密度核热点因子FNq来表示。反应堆早期，人为地把热点位于热管内，故提出焓升核热管因子（热通道因子） FNH 。即 qqFnNqmax,堆芯平均热流密度堆芯标称最大热流密度HHFnNHmax,堆芯平均焓升堆芯标称最大焓升堆芯的几何形状堆芯的几何形状核热点因子（功率峰因子）核热点因子（功率峰因子）球形球形3.29直角长方形直角长方形3.87圆柱形圆柱形3.64圆柱形圆柱形(裸裸,径向通量展平径向通量展平)2.42.6圆柱形圆柱形(有反射层有反射层)2.4游泳池式堆游泳池式堆(水做反

7、射层水做反射层)2.6各种堆的核热管因子（未考虑局部峰）各种堆的核热管因子（未考虑局部峰） 为了定量分析由工程因素引起的热工参数偏离名义值的程度，引入工程热管因子FEH和工程热点因子FEq 。max,max,nhEqqqF堆芯标称最大热流密度堆芯热点最大热流密度max,max,nhNHHHF堆芯标称最大焓升堆芯热通道最大焓升综合考虑核和工程两方面的因素后，热流密度热点因子Fq和焓升热管因子（热通道因子）FH为 qqqqqqFFFhnhnEqNqqmax,max,max,max,HHHHHHFFFhnhnEHNHHmax,max,max,max,2. 2. 工程热点因子和热管因子的计算工程热点因

8、子和热管因子的计算 乘积法 在反应堆发展的早期，由于缺乏经验，为了确保堆的安全，通常就把所有工程偏差看成是非随机性质的，因而在综合计算影响热流量的各工程偏差时，保守地采用了将各个工程偏差值相乘的方法，即所说的乘积法。 混合法 在这种方法中，是把燃料元件和冷却剂通道的加工、安装及运行中产生的误差分成两大类，一类是非随机误差或系统误差（乘积法）；另一类是随机误差或偶然误差（按误差分布规律用相应公式计算）。3. 3. 降低热点因子和热管因子的方法降低热点因子和热管因子的方法 热管因子及热点因子的值是影响堆热工设计安全性和技术经济指标的重要因素，因此必须设法降低总的热管（点）因子的值。热管（点）因子是

9、由核和工程两方面不利因素造成的，因而要减小它们的数值必须从这两方面着手。降低核热管因子和热点因子： 沿堆芯径向装载不同浓缩度的核燃料； 在堆芯周围设置反射层； 固体可燃毒物的适当布置以及控制棒分组及棒位的合理确定； 采用化学补充。 降低工程热管因子和热点因子： 合理控制有关部件的加工及安装误差； 精细进行结构设计和堆本体水力模拟实验； 改善下腔室冷却剂流量分配不均匀性； 加强相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混。 第第3节节 临界热流密度与最小临界热流密度与最小DNBR1. 1. 临界热流密度临界热流密度 在压水堆的热工设计中，不但允许堆芯冷却剂发生过冷沸腾，而且还允许在少量冷却剂通道中发生

10、饱和沸腾，其目的在于在一定的系统压力下，提高堆芯出口处的冷却剂温度，从而改善整个核电站的热效率。但是，燃料元件表面与冷却剂间的放热强度并不随汽泡的增加而单调上升，有时可能发生燃料元件表面的沸腾临界，此时燃料元件表面与冷却剂间的传热急剧恶化，导致燃料元件包壳烧毁。因此对于水堆中的沸腾工况进行研究极为重要。 出现沸腾危机时的临界热流密度对水冷堆的设计十分重要。若干年来，国内外作了许多实验研究和理论分析工作，但目前还没能提出一个完整的理论计算公式，因而，进行热工设计时还不得不应用由实验结果整理出来的经验公式。 其中比较典型的是根据轴向热流量均匀分布的单通道试验所得的计算临界热流密度的W3公式： 2,

11、667886,/),(10341.08258.0)124(exp8357.02664.0)869.0157.1(037.1102049.0|)|1729.0596.11484.0()10987.5177.18exp)1043.11722.0()10238.6022.2(10154.3米瓦inffseeeeeeeuDNBHHDxGxxxxpppq 该公式也可以用于轴向热流量非均匀分布的棒束元件冷却剂通道的临界热流量计算，只是要采用冷却剂通道的局部参数，而不是整个棒束组件内的平均参数，轴向热流的不均匀分布还要采用不均匀因子来修正。如果存在非加热的壁面，则还要用一个冷壁因子来修正。对于堆芯内的定位件