反应堆传热过程

,核反应堆热工分析,2007.9.-2007.12,西安交大,秋穗正,核科学与技术学院,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,#,第三章堆的传热过程,核科学与工程系,3.1,导热,核科学与工程系,3.1,导热,有内热源的圆柱形芯块温度场,忽略轴向导热情况,无内热源的圆筒形包壳温度场,忽略轴向导热情况,核科学与工程系,3.2,单相对流传热,包壳外表面与冷却剂的热交换过程，基于牛顿冷却定律,Q,=h F,t,其中,t,为膜温差，,h,为对流换热系数，,F,为传热表面积，,Q,为传递的热功率,分为自然对流换热和强迫对流换热两种情况考虑,对于非圆形通道，可使用当量直径作为公式,3-15,16,中的特征尺寸,对于棒束通道，使用,Weissman,关系式，分为正方形栅格和三角形栅格两种情况对待,核科学与工程系,3.2,单相对流传热,自然对流换热,由密度梯度即温度梯度引起,其中,为流体的体积膨胀系数，,=,/,为运动黏度，,x,为位差,引入特征量格拉晓夫数,Gr,=(g,T x,3,)/,2,普遍关系式为,Nu,=f(Gr Pr)=C(Gr Pr),m,n,式中,m,指物性参数取平均温度点的值，即,t,m,=(t,f,+t,w,)/2,针对竖壁与横管霍夫曼和米海耶夫分别提出经验关系式,(3-19,至,3-24),核科学与工程系,3.3,沸腾传热,包括池式沸腾和流动沸腾两种情况,池式沸腾,拥有自由表面的大容积液体，在受热面处发生的沸腾。自然对流占主导,流动沸腾,流体流经加热通道时发生，沸水堆的正常工况，压水堆中也会发生尤其是事故状况下,核科学与工程系,3.3,.1,沸腾曲线,池式沸腾,壁面过热度与热流密度的关系曲线,右下方为大容积沸腾，左上方为管内流动沸腾,B,点前为不沸腾自然对流区，,B,点开始产生气泡，,B,点称为沸腾起始点,ONB,。气泡产生，对流换热系数高，热流密度迅速上升,C,点达到热流密度最大值，称为临界热流密度,BC,段为核态沸腾区,核科学与工程系,3.3,.1,沸腾曲线,池式沸腾,CD,段为过度沸腾区，由于汽膜形成导致热阻上升，热流密度降低,DE,段为稳定膜态沸腾区,此两区内稳定的汽膜形成,D,点后辐射传热增强，热流密度再次提高,C,，,E,点热流密度相同，故当从,C,点进一步提高热流密度时，膜温差可能跃升，造成壁面烧毁。因此,C,点又称为烧毁点。,H,点为偏离核态沸腾规律点,DNB,核科学与工程系,影响池式沸腾的主要因素,-,系统压力,核科学与工程系,影响池式沸腾的主要因素,-,主流液体温度,(,或欠热度,),对传热强度无影响,对于,q,c,影响显著,随欠热度,T,SUB,增大，汽液置换时易冷凝近壁气泡，则,q,c,升高,核科学与工程系,影响池式沸腾的主要因素,-,加热表面粗糙度,表面越粗糙，泡化空穴越大，因此需要的过热度越小,使,ABC,段左移,泡核沸腾传热增强,对,q,c,及膜态沸腾的影响很小,气膜将粗糙度掩盖,核科学与工程系,影响池式沸腾的主要因素,-,其他因素,液壁接触角增加或不凝气体掺入,降低,T,w,使沸腾曲线,ABC,段左移，强化传热,核科学与工程系,流动沸腾传热,强制或自然对流,有宏观运动的系统内的沸腾,气泡生长受流体流动的影响,汽液两相运动,比池式沸腾复杂,核科学与工程系,流动沸腾的传热工况及汽液两相流型,A,段,单相液体对流,壁面温度与流体平均温度均升高,壁面附近形成热边界层,因过热度不足不能生成气泡,核科学与工程系,流动沸腾的传热工况及汽液两相流型,B,段,欠热泡核沸腾,气泡形成,传热增强，传热系数增大,液体边界层温度高于饱和温度,初始阶段，气泡较少，附着在壁面，管中心仍为潜热液体，气泡不能长大,后段，气泡长大并脱离壁面，泡核沸腾逐渐增强,核科学与工程系,流动沸腾的传热工况及汽液两相流型,核科学与工程系,流动沸腾的传热工况及汽液两相流型,E,+,F,段,通过液膜强制对流蒸发传热,含汽率增加,液膜变薄，内部导热及对流变强，过热度降低,当过热度低于,T,w,ONB,后，液膜内气泡停止产生，则液膜内完全通过导热和对流实现换热,液膜逐渐变薄，直至蒸干,核科学与工程系,流动沸腾的传热工况及汽液两相流型,G,段,缺液区传热,液膜蒸干后，壁面被蒸汽覆盖,传热能力急剧下降,壁温上升,液相以液滴形式存在,核科学与工程系,流动沸腾的传热工况及汽液两相流型,H,段,单相蒸汽对流传热,液滴全部蒸完,蒸汽逐渐被过热,核科学与工程系,3.3,.,2,核态沸腾传热,ONB,判断：,对于工业光滑管，,Bergles,和,Rohsenow,提出,q,ONB,=1.798x10,-3,p,1.156,1.8(t,w,-t,s,),2.828/p0.0234,使用,Jens-Lottes,沸腾传热方程与单相强迫对流方程联立,t,f,ONB,=t,s,+,J,-q/h,其中,t,w,-t,s,=25(q/10,5,),0.25,exp(-p/6.2),以上公式中,J,为壁面过热度,核科学与工程系,3.3,.,3,沸腾临界,指传热机理发生变化时，传热系数发生的突然下降,包括,偏离泡核沸腾（DNB）,和,蒸干,两种工况,棒束通道的临界热流密度，受功率轴向径向分布，定位件，棒间距等因素影响，同时也受压力，质量流密度，含汽率的分布等因素影响,在均与加热的情况下，可由西屋公司提出的实验数据拟合公式获得，当通道内存在冷壁时，该式中D,e,应被替换为热等效直径D,h,=4 x 通道截面积/加热周长,核科学与工程系,3.3,.,4,过渡沸腾传热,是一种中间传热方式，是不稳定膜态沸腾与不稳定核态沸腾的结合,壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，但又低的不足以维持稳定的膜态沸腾,固有不稳定性导致研究困难,出现条件：,LOCA,后,ECCS,注水，导致堆芯发生再淹没,Reflood,包括三种形式：,1.,包含沸腾和对流成分的关系式,3-33,；,2.,现象表达式,3-34,；,3.,经验关系式,3-32,核科学与工程系,3.3,.,5,膜态沸腾传热,DE,段形成稳定蒸汽膜层后出现,加热表面通过辐射和强迫对流向蒸汽传热，也通过液珠与壁面之间的相互,z,作用实现传热,分为反环状流（空泡份额,80,之间为块状流过渡区）两种,换热系数远小于核态沸腾，包壳温度过高，故在反应堆正常运行时不允许出现,计算关系式,3-35,3-36,：,核科学与工程系,3.4,燃料元件的型式结构及设计要求,燃料元件的型式：棒状，管状，板状，球状，如图,3-16,冷却方式：单面，双面冷却,注入方式：端部注入,(,主要使用,),，中间注入，回流式三种，如图,3-17,燃料元件的热工设计要求：保证包壳完整性；合理水铀比；整个寿期内无不良物理化学作用；易于加工工艺性好；经济性好，生产成本低。,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,易裂变核素：主要包括,U-233,（,Th-232,转化），,U-235,（天然存在），,Pu-239,（,U-238,转化）,可转换核素：,Th-232,，,U-238,等,核燃料：固体,/,液体（水溶液，熔盐或液态金属），金属型,/,陶瓷型,/,弥散型,对于固体燃料要求：,良好的辐照稳定性,良好的热物性,与包壳材料相容,与冷却剂接触无强烈化学腐蚀,工艺性好，易加工，成本低,陶瓷燃料，弥散性燃料高温稳定性优于金属燃料,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,金属燃料,优点：密度高，热导率，大工艺性好；缺点：高温下稳定性不好，高燃耗下尺寸变化大，腐蚀率高。,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,陶瓷燃料,包括氧化物，氮化物，碳化物燃料,优点：熔点高，高温高辐照下几何形状稳定性好，与水及液态钠接触有较好的耐腐蚀性能，与不锈钢及锆合金包壳材料的相容性好；缺点：导热率低，热梯度下的脆性。,碳化物，氮化物燃料较氧化物燃料拥有更高的热导率和熔点及辐照稳定性，但与水易发生剧烈化学反应，故较多用于气冷钠冷先进堆,对于氧化物燃料,UO,2,：,熔点,2800,摄氏度,密度,10.98g/cm3,热导率低（如图,3-18,），比液态钠低接近两个数量级。使用,Maxwell-Eucken,方程描述孔隙率的影响,p,=,（,1-,）,/,（,1+,）,100,，其中为理论密度，,=0.5,（,0.1,），,=0.5,其他情况。,比热容较高（大约是水的,1/10,），可通过公式,3-40,，,41,计算得到。,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,弥散燃料,对于弥散体燃料（如欧盟,EFIT-ADS,项目中提出的,CERCER,，,CERMET,燃料）,-,机械方法将燃料粉末弥散到热导率高，热稳定性及辐照稳定性好的基体材料中。,优点：耐辐照，耐腐蚀，导热性能好，机械性能好；缺点：基体材料的存在稀释了裂变材料，因此需要高裂变材料富集度。,弥散颗粒和集体的热导率均会影响弥散燃料的热导率，如公式,3-42,。基体的影响较大。,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,包壳材料,需考虑因素：,良好核性能,低中子吸收截面，弱感生放射性,与核材料相容,较好的导热性能,良好的力学及机械特性,较强的抗腐蚀能力,良好的辐照稳定性,成本低，易加工，便于后处理,铝，镁，锆，不锈钢，石墨等,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,锆合金,高温下抗水腐蚀,锆,-4,合金（压水堆），锆,-2,及锆,-4,合金（沸水堆）,锆,-2,，,4,的热导率计算参见公式,3-46,，约六倍于氧化物燃料。,比热容计算参见,3-47,，,48,，,49,，接近,UO,2,但考虑到其在燃料棒中所占比重较轻，一般不考虑其热迟滞。,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,不锈钢及镍基合金,不锈钢,良好的抗腐蚀和抗辐照性能，但中子吸收截面大，高温水腐蚀,快堆中使用较多,满足快堆要求：熔点高；低辐照损伤及肿胀；良好的抗腐蚀性能，尤其是液态钠。,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,辐照的影响,对,UO,2,的影响,熔点,每,10000MWd/ton,燃耗下降,32,摄氏度，燃料全寿期内约,100,摄氏度,热导率,随燃耗增加而减小，参照图,3-19,。低温下（,500,摄氏度）影响较显著。温度高于,1600,摄氏度时，影响不明显,力学特性,低于,1000,摄氏度时，,UO,2,表现脆性，芯块较低热应力下便会发生龟裂。高温下表现出热蠕变性，辐照状况下会得到加强。,UO,2,的密实化,高温下的静压力造成孔隙消失，芯块体积减小；另一个原因是辐照引起芯块孔隙消失。,后果：芯块收缩，发热不均匀；气隙增大，热阻增大。,优化措施：减小燃料初始孔隙率，提高烧结温度，延长烧结时间,.,核科学与工程系,3.5,燃料元件材料的热物性,辐照的影响,辐照造成的结构再造,中央空洞，周围径向放射性晶粒,芯块肿胀,因受辐照体积增大；由于裂变气体（,Kr,，,Xe,等）和固态裂变产物的聚集造成；肿胀率一般为,0.5-1.0%,；裂变气体填充气隙改变热阻（参见公式,3-51,）。,