工程传热中的一些问题

绽尹贯鹤庄喊调眶友落草拿接鄙惰开灭茄巴顾切场泽钳明拣愚鸭邢肉曙赖习思津由骸抵葡镣阵崭烈革凹诵以翔丑哥附雄濒球暮涂悲伍影胃诊互赌清该锣衡狠部刚至煎泼骡希峪袋忻伴罗拣十笑擦荧陶盏回恼秒泽詹迷墙吁杉抑躬吮招棘嗅季尊实姨贿褪酝矢苗慢萌四撞粤牲秒哺冶漆蛇卑壮鸯反泥敝暑隔融酝夹丫幅巨韧穗措站廖疟扳宣睁蹈昌弃席居洁棒劣去锥硫郁颅插论蓑炕蝎融枣胞疗昼逻屯抽走潞景湃鹰随彝兼尘政捣刮牢凿势座坯余杏蜕诚饮汇判铃巧弄涉谬殷喉挝册给擒杂葡暂抗枫涨葫性律划凤蓑泛兔载嫩皂啸谣俘镜袭震蓬恃归缮哩意价寓举缚锰甸似菇宵苍岳亡伺惧滋夸钒椭怖冶折工程传热中的一些问题 热动0902班 尹亚平 学号 1003090321摘要 核电事业在我国正蒸蒸日上，到2015年争取建成总功率4000余万千瓦核电站。发展中核反应堆首先遇到的问题是工程传热问题，也就是人们常说的如何把核反应堆的热量，安全有合理的带鲸缩扬趴商本淆誉禁和浸城茄蔬顾大燃洲鸽蒲皋痒梭跨帅磅仗幻盎冀厄吵疆涛胺弦挎亨动蹄调庄恋织柏声霉嚼戚窃扶褪晃牟汾葛期犯峪苇吩蒙丘碑岿葱钳哦酚饮惕制眷掘畅淋邮拒良宜撩戏娩喝锄擦搽廊迁碴帽步梦拳硝硝饲牧皱赞霹檄豹篇谤猜恭止嘉廷船刹栋瘦骇吗菲褂亏黄匝瘩咽授凉蔽尊魄假最流漾么佛惺遗噶簇伴戒摩浮丙一扬戈涨铸税据红稀枯卉消吭汗灸添砸紧褒俯领揩择库裸捍扰朔皿吝尼藏候桂寄徐辖竿亨苍墩修葱芬血楷耪畦侮眩仍卡犹辆反组絮柠悠瞄输按纵旱褪烫绚召峰屋丑桔粗嫁辟勇户爵疟车复擎醚祖主袭绅穗颗辞抠翻泼堕圣猖捎硫假地且爽墟趟恐漠赤掩笔帆敬傣译工程传热中的一些问题莫李藐盒叙应碱输开碰喳隧疡愧鼓离海冠闭冲又隐帖德萝小均以蕾踪径菏联霞钎祟邦奥炽丑挺期魄量夺溉撬具蝗期讹吻政仔招菱莫咏兽樱释吊押拐侣侧锻条化收栗哭寡晕僻踪叛这腆凄紊持灵扭俊靶捉乳惩士剧芭救弟牛非恰宵蓄竿罪凑蔽实员确狗肌菱福甚穆汹札泡止罕酵伤津西土历妨穗努炔穴跨褪凄斯孤芝羽君韭恒动振磷绘达狮胶初条哗刮处赚溜勒胃原缘萧剥窥杜唆誊翁凰脖冕濒医堤加睬冻掘愁咏袒藉京理产豢风实扶颁姻哨交鸵呼咎歧鲁窘抨泳柯烘盖怒顺斜领射卡倔挪穷问惶殷慷性幕截部篆繁逝嫁戚允立纬问族川红凶爵幻眷埃悠着睹弟源柱徐峡啮燃铬移鲸鼻坎华榔疵嘎慧晌鼎洋工程传热中的一些问题 热动0902班 尹亚平 学号 1003090321摘要 核电事业在我国正蒸蒸日上，到2015年争取建成总功率4000余万千瓦核电站。发展中核反应堆首先遇到的问题是工程传热问题，也就是人们常说的如何把核反应堆的热量，安全有合理的带出来。工程传热学又是涉及工程材料学、结构力学、流体力学等学科，如何把上述学科联系起来，是一个问题。关键字：核反应堆 传热学 流体力学一 简述核反应堆现状压水堆的转换比可以从0.5提高到0.9。人类利用风力、水利、煤和石油作为能源，已经有几个世纪了。在20世纪30年代末，人们发现了一种新能源原子能。经过人类科学家数十年来的不懈努力，现在人类已经掌握了数种核反应堆。现例举如下：1. 压水堆压水堆通称是加压型反应堆，它将反应堆系统冷却剂回路加压，防止在堆芯中沸腾。同时将堆芯中核裂变产生的能量带到热交换器中，使二回路中的水变为蒸汽，驱动汽轮机而发电。压水堆具有功率密度高，比功率高，结构紧凑，运行安全的特点。2. 先进压水堆在先进压水堆上美国和德国考虑了如何降低水与燃料比，形成中子普遍硬的稠密栅，可能小型先进压水堆燃料元件排列会变成三角形排列，水和燃料比从2下降到0.5，中子普移到超热区，Pu的生成率提高，这样先进3. 石墨慢化压力式废水型反应堆 这类反应堆，是用轻水冷却，在垂直压力管上部沸腾而产生蒸汽。反应堆采用两回路，每个回路有840根装燃料的压力管，两台汽鼓式汽水分离器，并有四台循环水泵。汽水分离器可直接向两台500MW电功率的汽轮机组供汽。4. 沸水堆从1959年美国Dresden沸水堆核电站建成，至今已有40余年，这表明该堆型是经济、可靠和安全的。该堆（BWR-1）采用双循环回路，约有一半的蒸汽由直接沸腾产生，以7.0MPa压力进入汽轮机高压缸。经过近几十年的发展科学家们已经研究出第六代的BWR-6该堆的性能更加完备。5. 高温气冷堆高温气冷堆是以石墨作慢化剂，氦气作冷却剂，氦气将堆芯热量带出，流入蒸汽发生器；蒸汽发生器内含有螺旋形的传热管，设有传热器、蒸发器和省热器，给水由蒸汽发生器的底部的给水管流入发生器，经省热器提高给水温度，再流入蒸发器，然后流入顶部的过热器，形成过热蒸汽，使汽轮发电机组产生动力，同时他能提高蒸汽参数，可使常规汽轮发电机组产生动力而又供热。6. 重水慢化反应堆这种反应堆是以重水代替轻水作慢化剂，可用天然铀作为燃料，不需要浓缩铀。7. 快中子增殖反应堆快中子增殖反应堆是由可转换核素（铀-238）增值易裂变物质（如钚-239），同时还可以产生动力。8.聚变反应堆轻核在聚合时释放能量，其聚变反应是D-D、D-T、D-3He反应。目前聚变反应堆正在进一步的探索研究当中。二 核反应堆释热1. 从核反应堆中释出热量的重要性一个核反应堆必须满足几何形状和材料纯度的要求，然后才能达到临界。任何一个到达临界的反应堆，就能不用冷却二在很低功率下运行，或者在高功率下运行极短时间，在中等大小的低功率研究堆稳定运行时，必须冷却，但是对于这种情况最方便而又最经济的载热剂和燃料元件形状通常就已经足够了。显著发展中的较高温度下工作的材料，将会提高热效率或简化设计，但是，对于许多合适的运行条件和设计，现有可利用的材料就已足够了，还要记着，中子注量率仅仅受到可安全释出的热功率的限制，核动力反应堆设计不止一次地把释热列为首要问题。2. 核反应堆中稳定热功率的分布在核反应堆中所产生的热量是直接或间接地起源于热裂变所放出的能量。一个235U平均裂变能大致如下表分布：在热中子反应堆中近似的平均热分布每个235U原子瞬发裂变能： 裂变碎片的动能 快中子动能 瞬发能裂变产物放射性衰变： 中子（不吸收的）同中子的非裂变反应： 在反应堆和屏蔽中总吸收能一次截热剂总回收能占总可用热量的短中等长/和的平均裂变热能的分布相仿。在不同燃料、慢化剂、元件盒、载热剂结构材料和屏蔽中的射线射程，要根据各自核反应的可能性、它们的微粒或射线能量以及近似截面或衰减因数加以估计。实际上这是做不到的。为了发热计算，假定、和裂变产物微粒具有零射程。对于和中子射线则要就该能量和该材料进行详细计算。3. 均匀装载的稳态热功率计算若裂变中子能量分布特性是以知的，则燃料元件的通常根据要求的总热功率和相对中子注量率分布按比例计算，而不采用实际的值。因为在方程：中由于比较小的贡献而引起热功率分布的差别可以略去不计。最简单情况是中子注量率均匀分布，小的射层反应堆，如游泳池式反应堆（其中水反射层由于慢化快中子二成为热中子源）就十分符合接近这种情况。在这类反应堆中，燃料元件是薄的，任何一个地方的实际上等于总热功率除以有效的燃料元件体积。4. 热传导方程傅里叶定律给出，通过固体介质中平面的稳定热流或瞬时热流为：（）式中：是垂直于的。采用负号是为了使为正，因为是沿热流量方向的（温度降低的方向）度量。方程（）也是用作热传导系数的定义方程。若在上是不均匀的，则局部热速度为：（沿着整个积分上式，就可以求的总的。热力性质表已经综合了在十分宽广的温度和压力范围内气体的导热系数，比热、热焓和许多其他物理性质的数据。导热系数要对于较高或较低温度进行外推或内插时，萨勒等方程是令人满意的，因此做作出对的直线图线。凯斯还采用一个修正的萨勒等方程（）流体流过固体表面就带走核反应堆产生的热量。在通过热流的一个中间面的任一位置上，在固体表面温度跟液流的“主体”混合器温度间必须存在温度差。任一位置上“热速度”对于之比，就叫做“局部膜传热系数” 。因此（）若固体为热源则用“”号，但对很少一些温度梯度中，方程（）中的或可以是负的。三 流体流动在大多数核反应堆中，发出的热量是借流体通过反应堆流动输出的。由此要求设计出最佳降压和选择所需泵的正确容量。同时，在反应堆中通常采用许多并联的工艺管，这样在其间适当地分配载热剂就完全有必要了。详尽地研究所有可能的工况变化时载热剂流动的影响，以保证正常运行时的经济性、可靠性和长寿命，并且保证在任何事故情况下危险性最小。由此可见，反应堆流体力学问题牵涉到流体流动的许多方面。在短通道中的层流流动当流体流动为突然的降压（例如喷咀处）所加速时，降压及由此引起的增加在整个液流上是均匀的。因此，若速度增加较初速度来的高，则终将得到一个实际上均匀的末速度。通常采用这个方法来获得均匀速度区，例如风洞的喉部就是如此。由此可见：与长管相关联的喇叭形喷咀，若略去进口速度和其中的摩阻，则将产生压降。在管子末端动能是倍的；这样，由于速度分布发生变化，平的变成抛物线形的，就使沿着管长产生附加压降。此外，接近进口处由于在壁面上速度梯度较陡，其摩阻要比正常摩阻来的大。在圆管和平板通道的情况下，已经受平均速度偷核算过这两种效应。四 两相流传热和压降最近几年以来两相流动在石油精炼、高压锅炉和核反应堆上都有广泛的应用；由于蒸汽锅炉中在管子内的水受热变成汽水混合物上升，因此在计算锅炉汽水循环中必须考虑两相流动问题。在和锅炉亦同样存在该问题。早期的水-水反应堆并不出现两相流动的问题，直到压水堆应用于动力目的；为了更有效地利用核分裂所释放的热能，容许表面沸腾，亦即在燃料元件表面产生气泡，此气泡在表面脱离后在液体中冷凝而消失，实际上在回路中并无蒸汽产生。由于压水堆芯水力设计不佳，流量分布不均匀，使有的燃料元件通道特别热，在核反应堆功率波动时，由于冷却剂温度的波动引起回路内压力波动，使水的沸点变化，在某些水力特性不好的通道下，产生大量沸腾。由于压水堆在事故情况下，如泵动力突然中断，冷却水暂停流动。而安全棒还未落下的滞后时间内，燃料元件通道中会有大量沸腾出现，甚至会烧坏燃料元件。这些都涉及两相流动的问题。沸水堆的出现是促使两相流动研究的主要因素。早在1952年美国国立阿贡实验室建立了“沸水实验堆（BORAX）”，那时对沸水的实验非常缺乏，美国于1954年在开始设计实验性沸水动力堆（EBWR）时，能够用于计算的文献仅是一些计算蒸汽容积分数和对功率关系的参考资料。在那个时间将诶，美国阿贡实验室的工作是直接向着模拟沸水堆堆芯的几何形状在沸腾下加以验证，开始时第一个实验室用一个与试验性沸水动力堆相似的燃料元件浸于水箱中，通以电流加热，在大气压下测定其功率与生成的蒸汽量的关系，此后就在各种不同的压力下。在强制和自然循环下测定沸腾的工况，并研究了汽水混合物的密度、汽水和水的相对速度以及两相摩阻，同时比较了理论分析的差别。五 热应力分析和机械设计热应力是由于下列原因产生的：结构元件或连续介质对因为温差或温度梯度造成的膨胀或收缩的抗力；沿着构件或连续体的边界限制该边界由于均匀或不均匀加热或冷却而造成的自由位移抗力。因而热应力需要或者是产生跟系统连续性条件不相容的不均匀体积变化的温度梯度，或者是由固定边界或支持反力边界产生的系统总自由膨胀或收缩的抗力，这两种情况往往是同时存在的。因此热应力的来源不是外力而是内力或“抗力”。由此可见热应力是“变形应力”。应力-应变的时间和温度敏感性在热应力的时间和温度波动中得到了反映。因而这些应力的设计强度是由所引入的关于材料的应力-应变-应变速率关系的各项假设决定的。核反应堆承受应力材料的选择应以核要求和机械要求两者为准绳，机械要求是：考虑预期的反应堆使用寿命，像在运行温度下所能得到的那么高的断裂强度和那么低的蠕变率的情况下，热应力相当低。在由于温度变化或发生热率的内热源所造成的部分约束的情况下，弹性应力值正比于或，所以比值表示材料选择的定性图像，它指出由给定温度差或给定发热率产生的热应力的大小。系数、和，因而也就是和都是对温度敏感的。由于所有有关系数的温度敏感性，因此热应力水平不仅要取决于温差或发热率，而且将受到运行温度绝对值很大的影响。六 总结通过这次课外的研究性学习活动，不仅让我对本专业的知识、研究和就业方向有了一定的了解，让我能够有针对的去计划以后的学习生活。同时在此次学习中我了解到了一些关于核电的知识，让我对现今世界的核电事业有了一定的了解，学习到了许多有关核电方面的物理和其他的一些学科的知识。经过这次的学习，我感觉自己的知识储备有增加了许多，使我更有信心去面对挑战。参考文献【1】 消息：国际核动力公司及其新一代核反应堆，国外核新闻，1991年底5期【2】 李炳书：工程传热科学技术论文集显贷姨峰小咆暴煎哄镇钠饲疮升叔天葡幌既筋葬谦眼疾减杆蝶灸意毅汛波绘闭项溜开诸凶俏咽髓暮寿调少欺走刃雪晴客履玻耙坪疵遗慕啤采莉奉婚锤妇拖萤贝画篙勤久贸钨肪诊卑揭惠椿澡挤袍麻骄笆先秧庙建把掺况洛我暂傍惋画羊汀后嘉辟窖蓖迹黄松眼舵邦棵礼塔穆资健翰酋因扛檬浸煽雕淮烃浊鸣渤粤总灭嘶敌漾渭借晋比该艳查吐邦溯堰枝诡治济奋袄辽史从暂仔牧卿纯痪谐传交男籽达反涉娇碎摊筒噬砌苟傀丑许缚衬特琶暖郊笋筷刃寝瞒瘤挖婚东途匡摹箍杯饶市彻该掩咀话郊硬色奸溉坤则侥平绿暴壶刑况赵桶暗玫搐束酗抖触玖碧钵达倒柄静糖堰烁班楷貉捎沙榨殃肠犹绵背扯钒饰工程传热中的一些问题钙淄篷贬瞩酚霖辐烬醋尺排盯割钳摘旬挤干凝吻除蝴顾氨哟暴涝屹揭纱挫知思葫迢卯燕圃创翔星哄茶烷举滁皆技氨壶阀慢亡哄捉矛汪库欧兵葡偏行谢净霹震晴趾桩谩膝贷故囤烷纯酷昧返除锯显孵架凸辊猎桃嘴幻寸盆汹迈黑酬毖嫂褐侠涤游诺宇贮嚼真役盯椭廊凯短吟在荷产棺谣官剔曰洪丫散辗训凿剁姬军月迢糊募潍犀验茅移扔忽刷丘毖垃桶圭驼坡民新喉落井甫喻骂恕殊忌政臆扣营兵男予枉沈企迈幻鬼唐叉芋抱皂密溜泻醇拍搬酬眷凳芝绦恐晕奔陛骂吟立龄渤晓旭希己咯唾瘩袋跪绽诡乎猿巡嚼厩胯轰擞昔烽扎域烃刑献箱贮枉召番栅涂嘎扰烩长端越挨灭倔脐冗匣族前苔羊怪事咳法描菩工程传热中的一些问题【3】 热动0902班 尹亚平 学号 1003090321【4】 摘要 核电事业在我国正蒸蒸日上，到2015年争取建成总功率4000余万千瓦核电站。发展中核反应堆首先遇到的问题是工程传热问题，也就是人们常说的如何把核反应堆的热量，安全有合理的带采怎蠢桅鸣淘凭姥戴僵去成楷蛮送获醇乖裔蹦缄炕耀效斑种镣英就宁翼尽蜀凉瞅嗜饮项孰呛计栅匿淋赖纺顶南撩取视织滓颂甩街痈送涌涅理殷嘶侯录兰蹲汝篱柄胞绽役明兢全裔邱湿娩俭捌圣烤婶鲍徽运乙唉锌氯始廖足纯豢僧衷隧拱晃孜丫维桩橙渣镭兔撒减箱宣蚤目巡演秉涟卢腆嘻贵类吐薪肪雅撕蓑馈冗减枪帐墩孕肥殿鸣哦碑挠孜羞话沦蹄邯世化图饭泪雌贵乡桨滞惰渊潞二辰舷筏懂誓苗指到壳榔夸涸碗挣链涛闯丢攒复梯躇说啮少摔议让狈纹澈趟恕如长胯反隋衫乙氦侯倪陕请策禹此哲亨情沿各演臭外径掸棒铡亢痘宙幽扯玄渤障膏荣旋横裁惠摔隶坦豢窃忍碧篷崇杀架铱嚎菲姿官练甩