第七章：核反應堆熱工核反應堆工程概論柄剝育攬褲歐堵源洲杭整緊粒玩葫驟艘凌內禁防拙時踩窒警拳騷痊乞亨彩第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工第七章：核反應堆熱工核反應堆工程概論柄剝育攬褲歐堵源洲杭整緊1一、反應堆熱工分析的任務反應堆熱工分析是研究在反應堆及其回路系統中冷卻劑的流動特性、熱量傳輸特性、燃料元件的傳熱特性的一門工程性很強的學科。其研究內容涉及反應堆的各種工況，以滿足動力堆安全、經濟和實用。反應堆的堆型不同，它們的結構形式、冷卻劑特性、運行參數和安全要求等方面也有很大差異。我們選擇壓水堆作為主要討論對象。舞戚原塘技躥筑腹準翔慶對用的碧絳涸酋汕捻息丫埃篡越御詠寅取臥拙撿第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工一、反應堆熱工分析的任務反應堆熱工分析2二、反應堆熱工分析的內容1、堆芯材料和熱物性2、反應堆的熱源3、穩態熱工分析4、瞬態熱工分析勤餃讕芍懸種嘴釀貉駱畦塞塑慧生刑廳倘酸肛士調澆驟明煌藝伙酌碗啊鎮第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工二、反應堆熱工分析的內容1、堆芯材料和熱物性勤餃讕芍懸種嘴釀31、堆芯材料和熱物性1.1、核燃料1.2、包殼材料1.3、冷卻劑1.4、慢化劑敵搖傳噸儉哺柔饒試點柿券唆蘭秩七亢巷蔓贍五洱盲婦溫低葉胳遭蕉梭弱第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1、堆芯材料和熱物性1.1、核燃料敵搖傳噸儉哺柔饒試點柿券唆41.1、核燃料（1）核燃料：裂變燃料：鈾－235（自然界存在的唯一一種核燃料）鈾－233钚－239轉換燃料：釷－232鈾－238核燃料的形態：固態：實際應用的核燃料液態：未達到工業應用的程度計衣躁這蚤著汾瘦雙餒華邪昌甄善梭錘拴惡例郎篇漢燃貶拋勁瘸傾圾冶殘第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（1）核燃料：計衣躁這蚤著汾瘦雙餒華邪昌甄善梭51.1、核燃料（2）對固體核燃料的要求：

具有良好的輻照穩定性，保證燃料元件在經受深度燃耗后，尺寸和形狀的變化能保持在允許的范圍之內

具有良好的熱物性（熔點高，熱導率大，熱膨脹系數小），使反應堆能達到高的功率密度

在高溫下與包殼材料的相容性好

與冷卻劑接觸不產生強烈的化學腐蝕

工藝性能好，制造成本低，便于后處理敞軒罩嘛桃惡陪與拒鐵耀末晌錳仆蹈睛安邏咎搞繹宴屬邢貧蘆甥棋皇場憾第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（2）對固體核燃料的要求：敞軒罩嘛桃惡陪與拒鐵61.1、核燃料（3）固體核燃料：

金屬鈾與鈾合金

特點：密度高、熱導率大、工藝性能好；輻照穩定性差，有“腫脹”現象；不能在現在動力堆中使用。陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物

氧化物的使用研究最多，輕水、重水、改進型氣冷、快堆等均使用燒結的氧化物圓柱小塊。高溫氣冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆顆粒在石墨基體中的彌散體。勵夢算姐焊彤灌劊匈掃怎瞎昆蠕絕砍蘿流罕釜娥執拘挑們任靜夾搗齒馳嚼第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（3）固體核燃料：勵夢算姐焊彤灌劊匈掃怎瞎昆蠕71.1、核燃料（4）固體核燃料：陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物

氧化鈾：特點（5點內容）（自修）熱物性（熔點、密度、熱導率、比熱）（自修）钚、鈾混合物：UO2+PuO2UC+PuCUN+PuN彌散體燃料

陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料的基體中。基體材料：鋁、不銹鋼、鋯合金、石墨等缺點：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾（加濃鈾）佑粟豪奢吭炸兆吁藉果減押鑒微湊耙內筋蝎僧吸稠悍普頸濟灸餅巳豢欺棚第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（4）固體核燃料：佑粟豪奢吭炸兆吁藉果減押鑒微81.2、包殼材料（1）對包殼材料的要求：

具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。具有良好的導熱性能。與核燃料的相容性要好，也就是說在燃料元件的工作狀態下，包殼與燃料的界面處不會發生使燃料元件性能變壞的物理作用和化學反應。具有良好的機械性能，即能夠提供合適的機械強度和韌性，使得在燃耗較深的條件下，仍能保持燃料元件的機械完整性。應有良好的抗腐蝕能力。具有良好的輻照穩定性。容易加工成形，成本低廉，便于后處理。牌評功車唱防校皚敬束管冬橇蹬芯錢涼獲實技唱緩豐憤來至眾酋故王浙塊第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.2、包殼材料（1）對包殼材料的要求：牌評功車唱防校皚敬束91.2、包殼材料（2）包殼材料：

鋯合金：特點、物性（自修）

不銹鋼和鎳基合金

水堆中應用最普遍的是鋯－2和鋯－4合金快堆中主要考慮高溫性能和抗輻照損傷性能，目前多采用奧氏體不銹鋼，有時也使用鎳基合金。

磨栽委蠟用詢爵掙短眾徑奉四鵲氯久絳維憲愿響淪紊怕滅吞烷闌舀頤懦送第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.2、包殼材料（2）包殼材料：磨栽委蠟用詢爵掙短眾徑奉四鵲101.3、冷卻劑（1）對冷卻劑的要求：中子吸收截面小，感生放射性弱。具有良好的熱物性（比熱大、熱導率大、熔點低、沸點高，飽和蒸汽壓低等），以便從較小的傳熱面積帶走較多的熱量。粘度低，密度高，使循環泵消耗的功率小。與燃料和結構材料相容性好。良好的輻照穩定性和熱穩定性。慢化能力與反應堆類型相匹配。

成本低，使用方便，盡可能避免使用價格昂貴的材料。姿琉殿從佩顏獻哺壓疼瑣滲懲恒臥特袋燃走灌筒寓振募壁嘔氓熄研娃破犧第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.3、冷卻劑（1）對冷卻劑的要求：姿琉殿從佩顏獻哺壓疼瑣滲111.3、冷卻劑（2）常用冷卻劑：

水和重水：水作為冷卻劑和慢化劑主要應用于輕水堆。

缺點：沸點低、存在沸騰臨界、在高溫下有腐蝕作用。重水慢化堆采用重水作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃縮度。缺點是價格昂貴。

鈉：鈉作為冷卻劑主要應用于快中子堆。

缺點：鈉水劇烈反應、溫度梯度質量遷移、金屬的擴散結合、存在由反應性正空泡效應引起的控制和安全問題。

氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應用于氣冷堆。

缺點：因運行壓力和流量大而消耗功率大、價格昂貴、泄漏問題。胺領驟涵飽酉棕椎蛀睡吧揣芬攣腫戳厲走零膠廄股都車難粟挖自德仁奸短第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.3、冷卻劑（2）常用冷卻劑：胺領驟涵飽酉棕椎蛀睡吧揣芬攣121.4、慢化劑（1）對固體慢化劑的要求：具有一定的結構強度良好的導熱性能良好的熱穩定性和輻照穩定性與冷卻劑相容原子密度高便于加工，成本低廉可用的固體慢化劑：

可用的固體慢化劑有石墨、鈹、氧化鈹和氧化鋯沼撥然泄善腺糞吁練質有褥杖僻臭腫龜能袱嵌倘捉信刻落唉繡粕蘸蕩替舵第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.4、慢化劑（1）對固體慢化劑的要求：沼撥然泄善腺糞吁練質131.4、慢化劑（2）對液體慢化劑的要求：熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低良好的傳熱性能良好的熱穩定性和輻照穩定性原子密度高不腐蝕結構材料常用液體慢化劑：

常用的液體慢化劑有水和重水鏈救逗似懾屯募籽矮饒遇渦撫鐵耘檸狗于秉懷辟括專攢蛔焚惦已硫釜棋酶第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.4、慢化劑（2）對液體慢化劑的要求：鏈救逗似懾屯募籽矮饒142、反應堆的熱源2.1、裂變能及其在堆芯內的分布2.2、影響堆芯功率分布的因素2.3、燃料元件內的功率分布2.4、核熱管因子2.5、控制棒、慢化劑和結構材料中的熱源及分布擱夠濫磨亞交免默錠士各閹棵棟偽刪窗業役輥箔武輪辨鯨瘴脖奔貞櫻嘎惠第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2、反應堆的熱源2.1、裂變能及其在堆芯內的分布擱夠濫磨亞交152.1、裂變能及其在堆芯內的分布瓦助蔬帶獰割睫戚閏紗鋸接佃塞毀嘔但別瘧醋若焊殆冗闊趾摧窯餃婿伯腎第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1、裂變能及其在堆芯內的分布瓦助蔬帶獰割睫戚閏紗鋸接佃塞162.1.1、裂變能（1）息肪鴉河驗酣氮組繳嗅鞏壺抵戶痛蹄椰帳夸鴛腥苫喳娥烯髓咆壘胃飯安休第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.1、裂變能（1）息肪鴉河驗酣氮組繳嗅鞏壺抵戶痛蹄椰帳172.1.1、裂變能（2）燦涪墩累佩翼謬鞍郎惠涅豆探睡妮曹取改銅朔失鬼唾甸梗閻園淡葵簡夜臭第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.1、裂變能（2）燦涪墩累佩翼謬鞍郎惠涅豆探睡妮曹取改182.1.2、裂變能在堆芯內的分布（1）識肝誣闌違質搪奴釣韻舷淌瑩瓣秧廄至迪窟擺日旭豐粒臉帖劫潮蔫柔溶蠻第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.2、裂變能在堆芯內的分布（1）識肝誣闌違質搪奴釣韻舷192.1.2、裂變能在堆芯內的分布（2）蘇侶袱濤越傭蓑鉤數拒稱裁狐蹤簿坐大份輔釁梅菠婉冪那陛活鴉錨捶報鐳第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.2、裂變能在堆芯內的分布（2）蘇侶袱濤越傭蓑鉤數拒稱202.1.2、裂變能在堆芯內的分布（3）剪挫速自耳凋劍膳鋁催煥袒濱但自酒刑甜外主撂每她脹裸吳晝箭佛侮買親第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.2、裂變能在堆芯內的分布（3）剪挫速自耳凋劍膳鋁催煥212.2、影響堆芯功率分布的因素六碩茹成艇翹倆啦爹挪珊緞孩默鏡盤郝斜號蹭壩摩才榷棕濰人函媳重伏慘第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2、影響堆芯功率分布的因素六碩茹成艇翹倆啦爹挪珊緞孩默鏡222.2.1、燃料布置對功率分布的影響如瀕繭書砍鬼遺釬粥珊修璃墊屬氈輪陰跳柵多炳奸男惦瑰虛縛晰鍵橢甸汛第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.1、燃料布置對功率分布的影響如瀕繭書砍鬼遺釬粥珊修璃232.2.2、控制棒對功率分布的影響（1）努撫桓早禹丟為榴蘭靛氯異尺咯勞鈕漫鎳酚晝獺閨話類瞳膚牙鉑浩鬃揚角第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.2、控制棒對功率分布的影響（1）努撫桓早禹丟為榴蘭靛242.2.2、控制棒對功率分布的影響（2）滑社茄黍僥彼閥鑷哄窘惠脯掌孰評則隧陌呸車輛仆價粘姚粳攏弟匝馴殷件第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.2、控制棒對功率分布的影響（2）滑社茄黍僥彼閥鑷哄窘252.2.3、水隙及空泡對功率分布的影響爐文潑摳莎飲沖薪猛韻祖哭梭耿仰菊滓莊顏尚疏每棟挪萄棠諸扳維酸蹬五第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.3、水隙及空泡對功率分布的影響爐文潑摳莎飲沖薪猛韻祖262.3、燃料元件內的功率分布（1）轄鐘娃瞞亞訓花醚漸季庚前漚厘淫炕卒篷浮樓碴耪辦類砂鯨程攆屜濁烘瀕第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.3、燃料元件內的功率分布（1）轄鐘娃瞞亞訓花醚漸季庚前漚272.3、燃料元件內的功率分布（2）霸敢跑祭槍荷瀝跺愉熾墻敢瑰登埃峽娃潘求疊癬廟俯距珊乓閃諱結豁閩街第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.3、燃料元件內的功率分布（2）霸敢跑祭槍荷瀝跺愉熾墻敢瑰282.4、核熱管因子（1）熱管和熱點的概念饅穗勉耽仟易信及就湘煤伺絹歹瓤鎳索凈孔拂囪趙娩愈精立地吵杭拎歉攔第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（1）熱管和熱點的概念饅穗勉耽仟易信及就湘292.4、核熱管因子（2）熱管因子：為了衡量各有關的熱工參數的最大值偏離平均值（或名義值）的程度，引入一個修正因子，這個修正因子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關的熱工（或物理）參數的最大值與平均值的比值來表示的。熱管因子的分類：一般把熱管因子分為兩大類：一類是核熱管因子；一類是工程熱管因子。趨吁堡塢獲賽江攢寨盼酉溪詢豹敵儉赤終瑤岳巨袒磚椰快褪跳咯惦攙斑呻第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（2）熱管因子：趨吁堡塢獲賽江攢寨盼酉溪詢302.4、核熱管因子（3）核熱管因子的定義：沛虞堵續鉤檔涎存禍塘誤動或隸柵堅傍透傅證鉆芬邪稼示仟戰鞭清炯澡壯第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（3）核熱管因子的定義：沛虞堵續鉤檔涎存禍312.4、核熱管因子（4）沂葛向紐粥進僳經祁拒戀豌螢飾肄捶瑤事痔鴦嫌島知柞徑酮苛無滔軸袱方第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（4）沂葛向紐粥進僳經祁拒戀豌螢飾肄捶瑤事322.5、控制棒、慢化劑和結構材料

中的熱源及分布控制棒中的熱源及其分布（自修）慢化劑中的熱源及其分布（自修）結構材料中的熱源及其分布（自修）偏翅筑訂子姻餐塢翠摧浴嚴羹侍漠擎金甜盎茁草搭抿欠童俏趙空嘿慢姐起第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.5、控制棒、慢化劑和結構材料

333、穩態熱工分析3.1、傳熱分析3.2、水力分析3.3、熱工設計原理3.4、幾個重要概念肢頻熙項玩嗆櫻奧廊堂偏須廬喬玄繃埠夷寄嗎捐尾脂史仟趨壯獲婚污濟版第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3、穩態熱工分析3.1、傳熱分析肢頻熙項玩嗆櫻奧廊堂偏須廬喬343.1、傳熱分析3.1.1、反應堆內熱量的輸出過程3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.3、固體慢化劑與結構材料的傳熱計算3.1.4、泊松方程的數值解法（自修）爍汾鈍玻燭阻聚牙寐袖垃今座秤瑞毗微勉榨顫痹脂竿綿杖碟萍賈岳勸乓廓第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1、傳熱分析3.1.1、反應堆內熱量的輸出過程爍汾鈍玻燭353.1.1、反應堆內熱量的輸出過程3.1.1.1、堆內的導熱過程3.1.1.2、堆內的放熱過程3.1.1.3、堆內的輸熱過程浸繃喘廊火黍兜裳鈉瘸討撂鎖胸劉烈凋隙廉旗頒抒人類霜虱緣胯譜食堿啄第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1、反應堆內熱量的輸出過程3.1.1.1、堆內的導熱363.1.1.1、堆內的導熱過程燃料元件的導熱是指燃料芯塊內產生的熱量通過熱傳導傳到燃料元件包殼外表面這樣一個過程。核燃料包殼熱量秤畝損御面蹬做蓑瞅靶寢融晝賤爽岳飯詭萬鯨泳科聳茶霓蹲琴氯賊葫霹姑第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.1、堆內的導熱過程燃料元件的導熱是指燃料芯塊內產373.1.1.1、堆內的導熱過程（1）有內熱源的情況喇圖燎陳異俘棗遜沫涌菇灑壟署寐貌毯煌同夠敖猾比翼腿順臟東澎亞透酉第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.1、堆內的導熱過程（1）有內熱源的情況喇圖燎陳異383.1.1.1、堆內的導熱過程（2）無內熱源的情況浸很聊鈉于鑒拔鷹惡處駛亥床征伙盆嶺悉兜久曰冀痙腸躁后淀肖痛鷗磷觸第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.1、堆內的導熱過程（2）無內熱源的情況浸很聊鈉于393.1.1.2、堆內的放熱過程放熱過程是燃料元件包殼表面與冷卻劑之間直接接觸時的熱交換，即熱量由包殼的外表面傳遞給冷卻劑的過程。核燃料包殼冷卻劑熱量熱量徐鎬婉刀明群憾找嗽瀝至巫享責壬批菠求沽邊鎳侈殖垛皺糊拇牢臂征旨顴第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2、堆內的放熱過程放熱過程是燃料元件包殼表面與冷403.1.1.2、堆內的放熱過程（1）苦傅搔渙蔫模邯蓉紗域分榴嫂奄闊潭饑喚佐濱瘤絡四跟襖烘犁嶼沽欽光云第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2、堆內的放熱過程（1）苦傅搔渙蔫模邯蓉紗域分榴413.1.1.2.1、強迫對流放熱奔譚薪茹洱梁瘁陡殷遷腰姓低草鞠舒爪唐數點駝迫價淘防寺達屁爐戳果距第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.1、強迫對流放熱奔譚薪茹洱梁瘁陡殷遷腰姓低草423.1.1.2.2、自然對流放熱尖護祖囚腕交科剮窩壟芯莎嫩匝譯麻鉻篡竭破碗榷煤帥再棋牧隱鉑怕咬苞第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.2、自然對流放熱尖護祖囚腕交科剮窩壟芯莎嫩匝433.1.1.2.3、沸騰放熱（1）大容積沸騰：大氣壓下水的大容積沸騰曲線樂誠悔東咋海糖史振裙稿厚鮑頻蕩凄無緒繁霞了纖籌惠錄俐媽歪級鹵冰租第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（1）大容積沸騰：樂誠悔東咋海糖443.1.1.2.3、沸騰放熱（2）流動沸騰：流動沸騰的傳熱區域呢亥如辮辰驗疹銑癢物險浮窄塞藤瓜氓瘴欠便罐園整屯涼粳樊爭扛賜旦蔽第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（2）流動沸騰：呢亥如辮辰驗疹銑453.1.1.2.3、沸騰放熱（3）泡核沸騰：過冷沸騰中壁面溫度和流體溫度的分布怖貨詠茸鷹錢嗓闡凱奶宮祭逮晨抵鉗壬促曙錢砷弓澎悸樊楚曝郭柄象訃戮第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（3）泡核沸騰：怖貨詠茸鷹錢嗓闡463.1.1.2.3、沸騰放熱（4）過冷沸騰起始點的判據：沸騰臨界：

“沸騰臨界”也稱為“燒毀”或“偏離泡核沸騰（DNB）”和“蒸干”；術語臨界熱流量（CHF）則用來描述上述工況下的熱流量值，以及確定在那一點最先發生上述工況。“臨界熱流量”也稱為“臨界熱負荷”或“燒毀熱通量”。率糯脹徽拍型冶轄隋迭米牽釩棋變章鑒濕憨冷已魯舞柴斷肺段絮已伴又念第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（4）過冷沸騰起始點的判據：率糯473.1.1.3、堆內的輸熱過程撂兒擬辟忌袋磁股充圃攀奉磋硅侈謝拜尉乾剿侖峰抉賢鶴時作弧豪宴潞霓第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.3、堆內的輸熱過程撂兒擬辟忌袋磁股充圃攀奉磋硅侈483.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.2.1、燃料元件的形式及其冷卻方式3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算3.1.2.3、積分熱導率的概念3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算蕊滯聲腰揩躇和鹿卒孟蹤唬劇憊回壯慘匆泳芽外恤恿碗易吳微它迄呆又穗第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.2.1、燃料元件的形式49打益均具員位啞怠案夸屑隸旬柱符簾阿危隆流斧縣浩彈蝎虞爾鉆令擁灼蔓第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工打益均具員位啞怠案夸屑隸旬柱符簾阿危隆流斧縣浩彈蝎虞爾鉆令擁50橢侯瑟毗形你釀纖組旦酬唉冰寢吹貞深硯悼你啟厭梁鉀筆腐荒欲瞥鑲聶迂第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工橢侯瑟毗形你釀纖組旦酬唉冰寢吹貞深硯悼你啟厭梁鉀筆腐荒欲瞥鑲513.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算沿燃料元件軸向的冷卻劑溫度分布（自修）包殼外表面溫度的計算（自修）包殼內表面溫度的計算（自修）燃料芯塊表面溫度的計算（自修）燃料芯塊中心溫度的計算（自修）佩冊癌監既某志辱繩揉瓣霉陣代蓬糞胺典港蛆滌因裔案牽慚捍晴軌同致滴第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算沿燃料元件軸向的冷卻劑523.1.2.3、積分熱導率的概念燃料芯塊的熱導率ku一般都與溫度有關。對于熱導率大的金屬燃料，采用算術平均溫度下的ku來計算燃料芯塊的溫度場，由此引起的誤差不會太大，這在初步估算燃料芯塊的溫度場時是允許的。但對ku小的燃料，例如現代大型壓水堆常用的UO2燃料，不僅ku小且其值隨燃料的溫度變化較大，如果用算術平均溫度下的ku值計算燃料芯塊中心溫度，則將會帶來較大的誤差，因而必須考慮ku值隨燃料溫度的變化。但是ku隨溫度的變化往往不是線性關系，要直接用它進行計算比較麻煩，因而往往把ku對溫度t的積分作為一個整體看待，這樣比較簡便。這就是所謂積分熱導率的概念。具體數學推導（自修）桂蜂鄂脾肋盤遮欄殷狙梧離善縷彝族棵散沒赤樓促尸熊老憨蹤馱療查漣跌第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2.3、積分熱導率的概念燃料芯533.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算板狀燃料元件的傳熱計算（自修）管狀燃料元件的傳熱計算（自修）歲倉峙嗚廂層旗狄秋酌隔翔嫂仟附辜圓澤備剩瓦患洽蹤涸焚風天捉陣羞肯第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算板狀燃料元件的傳熱計算543.1.3、固體慢化劑與結構材料

的傳熱計算固體慢化劑的傳熱計算（自修）

最常用的固體慢化劑是石墨。例如，石墨氣冷堆、石墨水冷堆、石墨鈉冷堆等，均采用石墨作為慢化劑。結構材料的傳熱計算（自修）

堆芯是一個強大的輻射源，它所放出的射線、中子流等，絕大部分為反射層、熱屏蔽、壓力殼（如果有的話）和生物屏蔽中的元素所吸收或減弱，最終轉變為熱能；只有極少量的輻射線逸出堆外。因而，在這些反應堆部件中也存在著冷卻問題。凌忻庸美爾收俏粉代堰摧瘡毛渝緘撫混翼港威豺戀朝感稻像秀快瘦雨跨芭第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.3、固體慢化劑與結構材料

55妥宏陜勞格確隔怖幽渠懊鶴昆噸忘冉靴卵由誼越墅串情欽印叮磕結咀革投第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工妥宏陜勞格確隔怖幽渠懊鶴昆噸忘冉靴卵由誼越墅串情欽印叮磕結咀563.2、水力分析3.2.1、水力分析的任務3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降3.2.3、汽－水兩相流動及其壓降3.2.4、自然循環計算3.2.5、通道斷裂時的臨界流3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配3.2.7、流動不穩定性菇堪烙撂捻熾碳煤屢妝遲殿濕煩不千迫天頹莖瓷昧鍺勝俯錯藝遁蹲木靖慷第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2、水力分析3.2.1、水力分析的任務菇堪烙撂捻熾碳煤屢573.2.1、水力分析的任務任務：

弄清楚與堆內冷卻流動劑有關的流體力學方面的問題。穩態工況水力計算的內容：

計算冷卻劑的流動壓降，以便確定：堆芯各冷卻劑通道內的流量；合理的堆芯冷卻劑流量和合理的一回路管道、部件的尺寸以及冷卻劑循環泵所需要的功率。

對于采用自然循環冷卻的反應堆（如沸水堆），或利用自然循環輸出停堆后的衰變熱，需要通過水力計算確定在一定的反應堆功率下的自然循環水流量，配合傳熱計算，定出堆的自然循環能力。

對于存在汽水兩相流的裝置，象沸水堆或蒸汽發生器，要分析其系統內的流動穩定性。耿到青紐兵廁措育廉作墮羹駭拾預筍憊傣怕掠痞硒孟怕艘喲荷蔡挾毖奧怠第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.1、水力分析的任務任務：耿到青紐兵廁措育廉作墮羹駭拾583.2.2、單相冷卻劑的流動壓降沿等截面直通道的流動壓降提升壓降：摩擦壓降：等溫流動的摩擦系數非等溫流動的摩擦系數通道進出口長度對摩擦系數的影響加速壓降：局部壓降截面突然擴大：截面突然縮小：彎管、接管與閥門：燃料組件定位件：溝紳它倆慫開盎拈偶媚斷秦皋磁踐拇澡撕意算碴念丙卵曬揍予益嗓桑姚午第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.2、單相冷卻劑的流動壓降沿等截面直通道的流動壓降溝紳593.2.3、汽－水兩相流動及其壓降沸騰段長度和流型含汽量、空泡份額和滑速比含汽量：靜態含汽量，蒸汽的質量與汽液混合物總質量的比值真實含汽量，蒸汽的質量流量與汽液混合物總質量流量的比值平衡態含汽量，混合物焓與液體飽和焓的差和汽化潛熱的比值空泡份額：蒸汽的體積與汽液混合物總體積的比值滑速比：蒸汽平均速度與液體平均速度的比值含汽量、空泡份額和滑速比間的關系：（自修）空泡份額、含汽量的計算：（自修）粘販歉燥乳寄族品紛桅蛛疆扎娠草癬拌羽味張警傳巒悟悶鴨間襲謠捷權消第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.3、汽－水兩相流動及其壓降沸騰段長度和流型粘販歉燥乳603.2.3、汽－水兩相流動及其壓降（1）壓降計算

沿等截面直通道的流動壓降一維穩態兩相流動量方程：（自修）均勻流模型：汽相和液相的流速相等兩相間處于熱力學平衡狀態使用合理確定的單相摩擦系數分離流模型：汽相和液相的流速各自保持不變，但不相等兩相間處于熱力學平衡狀態應用經驗關系式或簡化的概念尋求兩相流摩擦壓降倍數和空泡份額與獨立流動變量之間的關系式

局部壓降截面突然擴大；截面突然縮小；孔板占鏡愉銘拭屜實松烽巨顯碳晝奏踴蝦刊釩湊卒賊滲啊螺覺嘛汰賭千宮丸材第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.3、汽－水兩相流動及其壓降（1）壓降計算占鏡愉銘拭屜613.2.3、汽－水兩相流動及其壓降（2）一回路內的流動壓降

在反應堆的熱工水力分析中，除了需要計算系統中各點的冷卻劑的壓力數值外，往往還需要知道冷卻劑在反應堆一回路系統內循環流動時的總壓降。例如在計算冷卻劑循環泵所消耗的功率，以及確定堆的自然循環能力時都需要總壓降的數值。計算反應堆回路的總壓降通常采取的步驟是，首先根據流體在回路中的受熱情況（加熱、冷卻、等溫）把回路劃分為若干段，算出每一段內的各種壓降之和，然后再把各段的壓降相加，即得到整個回路的總壓降。巧酪幣價腺亡蚤畸渙盡軒聘詛釬簡鞍壓階蛆窮秋箔攔馬匣啞喀妻影鷗止檻第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.3、汽－水兩相流動及其壓降（2）一回路內的流動壓降巧623.2.4、自然循環計算自然循環的基本概念

自然循環是指在閉合回路內依靠熱段（向上流）和冷段（向下流）中的流體密度差所產生的驅動壓頭來實現的流動循環。欽侈零玖陀傈尤彥介海佰侮酸倘坷揖沫起縫鯨韻神勺嗡柬詹諄愈轄晝柞漲第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.4、自然循環計算自然循環的基本概念欽侈零玖陀傈尤彥介633.2.4、自然循環計算（1）自然循環水流量的確定

自然循環水力計算的目的就是在給定的反應堆功率和已定的堆芯結構下，求解反應堆系統的自然循環水流量。至于求得的流量是否滿足反應堆熱工設計準則的要求，則需要通過堆芯傳熱計算才能確定。如果不能滿足準則要求，則在調整反應堆熱工參數或修改堆芯結構的基礎上重新計算水流量。其求解方法有差分法和圖解法兩種。詩駱搖叛砍匆囑但愿醋淚蕉官摻眼雛歐芬丹薔呵想訪罪娥宴衙包隙煤謅疏第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.4、自然循環計算（1）自然循環水流量的確定詩駱搖叛砍643.2.5、通道斷裂時的臨界流任一流動系統的放空流率，取決于流體從出口（或破口）流出的速率即質量流量。當流體自系統中流出的速率不再受下游壓力下降的影響時，這種流動就稱為臨界流或阻塞流，對于單相流也稱聲速流。瘡租疼罪孰件佑斌勸汀峽床茍王漚沮停剩糠芬飲償病撤粉孰鍺詛膘奈螢鉸第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.5、通道斷裂時的臨界流任一流動系統的放空流率，取決于653.2.5、通道斷裂時的臨界流（1）單相臨界流菱候堯媚壯碉恭刀迪迢芍甩豺自外砷蠕讓偷堪椿繡女汽嘶僥舊恬按玄擯苫第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.5、通道斷裂時的臨界流（1）單相臨界流菱候堯媚壯碉恭663.2.5、通道斷裂時的臨界流（2）兩相臨界流

兩相臨界流是比單相臨界流更為復雜的流動。這是因為在汽液兩相系統中，流體的壓力沿通道下降的同時，還將伴隨發生相間的質量、動量和能量的交換。液相部分的擴容汽化，從而導致含汽量的不斷變化，繼而出現不同的流型。特別是當快速膨脹時還會出現相間的不平衡。這些因素的存在，都大大增加了研究兩相臨界流的困難。長通道中的臨界流：（自修）短通道中的臨界流：孔板（自修）短通道（自修）潑稈媽螟叢下嘻碰跡運競辣拌居濫黨裳棟預嚙星喉閃償述恕安棧證擬歷噴第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.5、通道斷裂時的臨界流（2）兩相臨界流潑稈媽螟叢下嘻673.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配為了在安全可靠的前提下盡量提高反應堆的輸出功率，進行熱工分析之前，必須預先知道堆芯熱源的空間分布和在各個冷卻劑通道內的冷卻劑流量。壓水堆堆芯流量分配的計算質量守恒方程動量守恒方程熱量守恒方程鐳談廈綴寧生柏胚式蟻誰匪囚閣捻鳥友喀娠航耘茫劈好釀藹長被攔術丟吾第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.6、堆芯冷卻劑流量的分配為了在安全可靠的前提下盡量提683.2.7、流動不穩定性定義：在一個質量流速、壓降和空泡之間存在著熱力－流體動力學聯系的兩相系統中，流體受到一個微小的擾動后所發生的流量漂移或者以某一頻率的恒定振幅或變振幅進行的流量振蕩。流動不穩定性：水動力不穩定性或Ledinegg不穩定性（比較常見）并聯通道的管間脈動（比較常見）流型不穩定性動力學不穩定性（密度波不穩定性）熱振蕩（聲速不穩定性）秒承肺憋閉平砂咱蕊距掀勿蘆誓睹殿伸噴娛罰脅慚駱史漸煥通螢岸報艷蔬第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.7、流動不穩定性定義：在一個質量流速、壓降和空泡之間693.2.7、流動不穩定性（1）在反應堆、蒸汽發生器以及其他存在兩相流的設備中一般都不允許出現流動不穩定性。其主要原因如下：

流動振蕩會使部件產生有害的機械振動，而持續的流動振蕩會導致部件的疲勞損壞；

流動振蕩會干擾控制系統，在冷卻劑同時兼作慢化劑（例如水）的反應堆中，這個問題尤其嚴重；

流動振蕩會使部件的局部應力產生周期性變化，從而導致部件的熱疲勞損壞；

流動振蕩會使系統內的傳熱性能變壞，使臨界熱流量大幅度下降，造成沸騰臨界過早出現。實驗證明，當出現流動振蕩時，臨界熱流量的數值會降低40％之多。羚曙砂甜柿億礁夸慮爆疇吃運瓦酮釩鈉熾差炔忌四夠舞丫熱仍擒虱圓力湊第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.2.7、流動不穩定性（1）在反應堆、蒸汽發生器以及其他存703.3、熱工設計原理熱工設計的目標：既安全可靠而又經濟的堆芯輸熱系統熱工設計涉及面廣：堆物理設計元件設計（燃料元件）結構設計控制系統設計一回路系統設計二回路系統設計奪廚奪瘦敘修翠價他腥藐披刑冰尤喂棘贛諷券庶乳硒涅屑錳光襯誕淬射湍第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.3、熱工設計原理熱工設計的目標：奪廚奪瘦敘修翠價他腥藐披713.3、熱工設計原理（1）熱工設計的前提條件：（需要與各有關專業共同討論）A、根據所設計的堆用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）選定堆型，確定所用的核燃料、慢化劑、冷卻劑和結構材料等的種類。B、反應堆的熱功率、堆芯功率分布不均勻系數和水鈾比允許的變化范圍。C、燃料元件的形狀、它在堆芯內的布置方式以及柵距允許變化的范圍。D、二回路對一回路冷卻劑熱工參數的要求。E、冷卻劑流過堆芯的流程以及堆芯出口處冷卻劑流量的分配情況。秤浸秒餾具渦墮隔摘蒂占臂別駿縮涅茍舜且壟億持罩該輾臥錢嶺你蟄科吠第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.3、熱工設計原理（1）熱工設計的前提條件：（需要與各有723.3、熱工設計原理（2）熱工設計的任務：設計燃料組件設計總傳熱面積設計冷卻劑：溫度分布；壓力分布；流速分布。熱工設計的過程：方案設計初步設計施工設計俄葫楚蝗色途匪送桑刺蝶京蕭縮慶忍淋垃還壺至醞凱鉛巴懊諱講虜凍慌揚第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.3、熱工設計原理（2）熱工設計的任務：俄葫楚蝗色途匪送桑733.3、熱工設計原理（3）壓水堆熱工設計準則：沒又敝賭尾碾摻溯惠熒懈峰歡詩敞芍魔轉海笆慧醛岡粗醚贊匿狽瘡喉馭穢第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.3、熱工設計原理（3）壓水堆熱工設計準則：沒又敝賭尾碾摻743.4、幾個重要概念3.4.1、熱管因子及熱點因子3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR3.4.3、單通道模型3.4.4、子通道模型迄弧宰亢墑脅嫂溺穿茸餌搽辯藹緯歐靳藕含樹竄抱責洽梢添騾淖酉職萍納第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4、幾個重要概念3.4.1、熱管因子及熱點因子迄弧宰亢墑753.4.1、熱管因子及熱點因子熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑通道熱點：燃料元件表面熱流量最大的點認為：熱點位于熱管內熱管和熱點分析模型（單通道模型）只要保證熱管的安全，而無需再繁瑣地計算堆內其余元件和冷卻劑通道的熱工參數，就能保證堆芯其余燃料元件的安全了，在反應堆發展的早期，堆熱工設計采用熱管和熱點分析模型。子通道分析模型（可以確定出真正的熱管和熱點）近年來隨著堆的設計、建造和運行經驗的積累、計算模型的發展、實驗技術的提高和測量儀表的改進，提高計算可以得到真正的熱管所在的位置及其熱工參數；也可以得到燃料元件最高中心溫度和最高表面溫度的數值及其所在的位置。宰硯聘謬玲掠政硬疊露娩陷龍塊緞撅促犢蚌屢變胯裹嬸汝白屑氈銑嘿義養第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.1、熱管因子及熱點因子熱管：積分功率輸出最大的冷卻劑763.4.1、熱管因子及熱點因子（1）桔懶顏斗濃烽劍刻枷睹瞄邦數彭紳漚鈾累萍撥乳辯嘲驗須宦鋪琳蓉署懊輕第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.1、熱管因子及熱點因子（1）桔懶顏斗濃烽劍刻枷睹瞄邦773.4.1、熱管因子及熱點因子（2）鵬吁乳寓倆武凸托佃榜瓢腿榜胞卻備讀復基叮踴醞體新冶坦炬的短隅晰慷第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.1、熱管因子及熱點因子（2）鵬吁乳寓倆武凸托佃榜瓢腿783.4.1、熱管因子及熱點因子（3）工程熱管因子及工程熱點因子的計算乘積法（偏安全的方法）（自修）混合法（自修）殘排燦復屈墜構袒陛此年由割差踩瑚逾萊飛豢窒逝務掉挖態樣毯全販門恫第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.1、熱管因子及熱點因子（3）工程熱管因子及工程熱點因793.4.1、熱管因子及熱點因子（4）降低熱管因子和熱點因子的途經核熱管因子和熱點因子：沿堆芯徑向裝載不同濃縮度的核燃料在堆芯周圍設置反射層在堆芯徑向不同位置上插上一定數量的控制棒和可燃毒物棒加硼水工程熱管因子和熱點因子：合理確定有關部件的加工及安裝誤差精細進行結構設計和堆本體水力模擬實驗，改善腔室冷卻劑流量分配加強相鄰燃料元件冷卻劑通道間的流體橫向交混胎吭蜒遲娟蘑敵事睡呈汰鋤樁遷害顏酵抒倫捕莫桅零但另趴間倫質漆閘炯第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.1、熱管因子及熱點因子（4）降低熱管因子和熱點因子的803.4.2、臨界熱流量與最小DNBR在壓水堆的熱工設計中，不但允許堆芯冷卻劑發生過冷沸騰，而且還允許在少量冷卻劑通道中發生飽和沸騰，其目的在于在一定的系統壓力下，提高堆芯出口處的冷卻劑溫度，從而改善整個核電站的熱效率。但是，由于沸騰時汽泡的存在，燃料元件表面與冷卻劑間的放熱強度并不隨汽泡的增加而單調上升，有時可能發生燃料元件表面的沸騰臨界，此時燃料元件表面與冷卻劑間的傳熱急劇惡化，導致燃料元件包殼燒毀。因此對于水堆中的沸騰工況進行研究極為重要。爭獸漾熒瘩再勁幕疤墑難很癌停懊恍甕聰畢晃丈柑序跟約送況紊摔淑格村第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR在壓水堆的熱工設計中，不813.4.2、臨界熱流量與最小DNBR（1）典型的臨界熱流量公式

W－3公式（自修）W－2公式（自修）B&W公式（自修）影響臨界熱流量的因素水的質量流速進口處水的過冷度工作壓力冷卻劑焓通道進口段長度加熱表面粗糙度

魄音寓剮礬末渾循雨翠祟達銻玄巖駭較耘翱賓北歡淚吊稈沂文卞虎范阜蔬第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR（1）典型的臨界熱流量公823.4.2、臨界熱流量與最小DNBR（2）水堆燃料元件表面的DNB比與最小DNB比鈾戊郵湊統恃鵬粒碰峽暑踐鹵場淀遂嫩晉岳伴讕陶萄非前私呂唉殿戒精厲第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.2、臨界熱流量與最小DNBR（2）水堆燃料元件表面的833.4.3、單通道模型模型：把所要計算的熱管看作是孤立的、封閉的，它在整個堆芯高度上與相鄰通道之間沒有冷卻劑的動量、質量和熱量的交換。計算步驟

根據任務書提出的電站總功率要求，堆熱工設計方面應與一、二回路系統設計方面初步商定有關的熱工參數。

確定燃料元件的形狀、尺寸、柵距、排列方式及每個燃料組件內的燃料元件數；計算燃料元件總傳熱面積，并確定堆芯的布置。

根據熱工設計準則中規定的內容進行有關的計算。尿鎊盼闖裕綻電郭縱例蹬景燃歇諄蘭躁詫墓要參可肋張喬銻松汐釀幾省崗第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.3、單通道模型模型：把所要計算的熱管看作是孤立的、封843.4.3、單通道模型（1）設計準則中的規定內容：計算平均管冷卻劑的質量流速計算平均管冷卻劑的焓場計算平均管的各類壓降計算熱管的有效驅動壓頭計算熱管冷卻劑的焓場計算最小DNBR計算燃料元件的溫度堆穩態熱工設計的技術經濟評價溶亮唐鈴鋅蟄左晰舊呢奇峭謗睫周隸魂虛關吮鑄衣漠醋沉臃泌斌丙借查媳第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.3、單通道模型（1）設計準則中的規定內容：溶亮唐鈴鋅853.4.3、單通道模型（2）反應堆熱工設計中需要通過科研實驗解決的問題：

熱工實驗：臨界熱流量實驗，獲得經驗半經驗公式測定核燃料和包殼的熱物性及燃料與包殼間的氣隙等效傳熱系數

水力實驗：堆本體水力模擬實驗燃料組件水力模擬實驗測定相鄰冷卻劑通道間的流體交混系數測定堆內各部件冷卻劑的旁通流量測定冷卻劑過冷沸騰和飽和沸騰時的流動阻力系數測定冷卻劑沸騰工況下的流型和空泡份額管內流動沸騰時的流動穩定性研究郁敬待涕屠蓉曳燭戌期統七往禿棍闖糕論霄蘆色茂咨半姿湛赴零解鹵顧念第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.3、單通道模型（2）反應堆熱工設計中需要通過科研實驗863.4.4、子通道模型模型：認為相鄰通道是相互關聯的，沿著整個堆芯高度，相鄰通道的冷卻劑間發生著質量、動量和熱量交換。內容：（自修）谷堪狹出惶蹤唐思爭婚祖抓鴻花良冶沁災籌拜浚辨馮佐鞍菇風咽晾寓病慢第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.4.4、子通道模型模型：認為相鄰通道是相互關聯的，沿著整874、瞬態熱工分析瞬態過程中反應堆功率計算停堆后的功率剩余裂變功率的衰減衰變功率的衰減瞬態工況的燃料元件溫度場計算反應堆的安全問題反應堆失流事故冷卻劑流量隨時間的變化堆芯熱工水力特性分析瓊飽蘆俯攢窺透彝瘟不倉纂型墊鍘悄匹的旺脈債吭爵瞬律轟詹眨寫哈滯恩第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工4、瞬態熱工分析瞬態過程中反應堆功率計算瓊飽蘆俯攢窺透彝瘟不884、瞬態熱工分析（1）壓水堆的冷卻劑喪失事故冷卻劑喪失事故的安全措施事故發生后的工況冷卻劑狀態的控制容積解法燃料元件的再淹沒過程燃料元件包殼與冷卻劑之間的傳熱安全殼內氣體壓力的計算薄庫次晚盈僅匪瞞銷謊悟撩船樸掏脹資妹摸除躺央遙崖徒浮份恫疲驅猿城第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工4、瞬態熱工分析（1）壓水堆的冷卻劑喪失事故薄庫次晚盈僅匪瞞89結束蛤鑿知陵蛹芯陛莫淮先壺毫季型廓殘餃渠船寇疑釣佯恩奈蹄類逗侵壘見鵑第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工結束蛤鑿知陵蛹芯陛莫淮先壺毫季型廓殘餃渠船寇疑釣佯恩90第七章：核反應堆熱工核反應堆工程概論柄剝育攬褲歐堵源洲杭整緊粒玩葫驟艘凌內禁防拙時踩窒警拳騷痊乞亨彩第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工第七章：核反應堆熱工核反應堆工程概論柄剝育攬褲歐堵源洲杭整緊91一、反應堆熱工分析的任務反應堆熱工分析是研究在反應堆及其回路系統中冷卻劑的流動特性、熱量傳輸特性、燃料元件的傳熱特性的一門工程性很強的學科。其研究內容涉及反應堆的各種工況，以滿足動力堆安全、經濟和實用。反應堆的堆型不同，它們的結構形式、冷卻劑特性、運行參數和安全要求等方面也有很大差異。我們選擇壓水堆作為主要討論對象。舞戚原塘技躥筑腹準翔慶對用的碧絳涸酋汕捻息丫埃篡越御詠寅取臥拙撿第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工一、反應堆熱工分析的任務反應堆熱工分析92二、反應堆熱工分析的內容1、堆芯材料和熱物性2、反應堆的熱源3、穩態熱工分析4、瞬態熱工分析勤餃讕芍懸種嘴釀貉駱畦塞塑慧生刑廳倘酸肛士調澆驟明煌藝伙酌碗啊鎮第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工二、反應堆熱工分析的內容1、堆芯材料和熱物性勤餃讕芍懸種嘴釀931、堆芯材料和熱物性1.1、核燃料1.2、包殼材料1.3、冷卻劑1.4、慢化劑敵搖傳噸儉哺柔饒試點柿券唆蘭秩七亢巷蔓贍五洱盲婦溫低葉胳遭蕉梭弱第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1、堆芯材料和熱物性1.1、核燃料敵搖傳噸儉哺柔饒試點柿券唆941.1、核燃料（1）核燃料：裂變燃料：鈾－235（自然界存在的唯一一種核燃料）鈾－233钚－239轉換燃料：釷－232鈾－238核燃料的形態：固態：實際應用的核燃料液態：未達到工業應用的程度計衣躁這蚤著汾瘦雙餒華邪昌甄善梭錘拴惡例郎篇漢燃貶拋勁瘸傾圾冶殘第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（1）核燃料：計衣躁這蚤著汾瘦雙餒華邪昌甄善梭951.1、核燃料（2）對固體核燃料的要求：

具有良好的輻照穩定性，保證燃料元件在經受深度燃耗后，尺寸和形狀的變化能保持在允許的范圍之內

具有良好的熱物性（熔點高，熱導率大，熱膨脹系數小），使反應堆能達到高的功率密度

在高溫下與包殼材料的相容性好

與冷卻劑接觸不產生強烈的化學腐蝕

工藝性能好，制造成本低，便于后處理敞軒罩嘛桃惡陪與拒鐵耀末晌錳仆蹈睛安邏咎搞繹宴屬邢貧蘆甥棋皇場憾第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（2）對固體核燃料的要求：敞軒罩嘛桃惡陪與拒鐵961.1、核燃料（3）固體核燃料：

金屬鈾與鈾合金

特點：密度高、熱導率大、工藝性能好；輻照穩定性差，有“腫脹”現象；不能在現在動力堆中使用。陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物

氧化物的使用研究最多，輕水、重水、改進型氣冷、快堆等均使用燒結的氧化物圓柱小塊。高溫氣冷堆使用氧化物或碳化物作成的包覆顆粒在石墨基體中的彌散體。勵夢算姐焊彤灌劊匈掃怎瞎昆蠕絕砍蘿流罕釜娥執拘挑們任靜夾搗齒馳嚼第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（3）固體核燃料：勵夢算姐焊彤灌劊匈掃怎瞎昆蠕971.1、核燃料（4）固體核燃料：陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物

氧化鈾：特點（5點內容）（自修）熱物性（熔點、密度、熱導率、比熱）（自修）钚、鈾混合物：UO2+PuO2UC+PuCUN+PuN彌散體燃料

陶瓷型燃料顆粒均勻分布在非裂變材料的基體中。基體材料：鋁、不銹鋼、鋯合金、石墨等缺點：基體材料所占百分比大，必須使用濃縮鈾（加濃鈾）佑粟豪奢吭炸兆吁藉果減押鑒微湊耙內筋蝎僧吸稠悍普頸濟灸餅巳豢欺棚第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.1、核燃料（4）固體核燃料：佑粟豪奢吭炸兆吁藉果減押鑒微981.2、包殼材料（1）對包殼材料的要求：

具有良好的核性能，也就是中子吸收截面要小，感生放射性要弱。具有良好的導熱性能。與核燃料的相容性要好，也就是說在燃料元件的工作狀態下，包殼與燃料的界面處不會發生使燃料元件性能變壞的物理作用和化學反應。具有良好的機械性能，即能夠提供合適的機械強度和韌性，使得在燃耗較深的條件下，仍能保持燃料元件的機械完整性。應有良好的抗腐蝕能力。具有良好的輻照穩定性。容易加工成形，成本低廉，便于后處理。牌評功車唱防校皚敬束管冬橇蹬芯錢涼獲實技唱緩豐憤來至眾酋故王浙塊第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.2、包殼材料（1）對包殼材料的要求：牌評功車唱防校皚敬束991.2、包殼材料（2）包殼材料：

鋯合金：特點、物性（自修）

不銹鋼和鎳基合金

水堆中應用最普遍的是鋯－2和鋯－4合金快堆中主要考慮高溫性能和抗輻照損傷性能，目前多采用奧氏體不銹鋼，有時也使用鎳基合金。

磨栽委蠟用詢爵掙短眾徑奉四鵲氯久絳維憲愿響淪紊怕滅吞烷闌舀頤懦送第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.2、包殼材料（2）包殼材料：磨栽委蠟用詢爵掙短眾徑奉四鵲1001.3、冷卻劑（1）對冷卻劑的要求：中子吸收截面小，感生放射性弱。具有良好的熱物性（比熱大、熱導率大、熔點低、沸點高，飽和蒸汽壓低等），以便從較小的傳熱面積帶走較多的熱量。粘度低，密度高，使循環泵消耗的功率小。與燃料和結構材料相容性好。良好的輻照穩定性和熱穩定性。慢化能力與反應堆類型相匹配。

成本低，使用方便，盡可能避免使用價格昂貴的材料。姿琉殿從佩顏獻哺壓疼瑣滲懲恒臥特袋燃走灌筒寓振募壁嘔氓熄研娃破犧第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.3、冷卻劑（1）對冷卻劑的要求：姿琉殿從佩顏獻哺壓疼瑣滲1011.3、冷卻劑（2）常用冷卻劑：

水和重水：水作為冷卻劑和慢化劑主要應用于輕水堆。

缺點：沸點低、存在沸騰臨界、在高溫下有腐蝕作用。重水慢化堆采用重水作冷卻劑的好處是可以減少核燃料的裝載量或降低核燃料的濃縮度。缺點是價格昂貴。

鈉：鈉作為冷卻劑主要應用于快中子堆。

缺點：鈉水劇烈反應、溫度梯度質量遷移、金屬的擴散結合、存在由反應性正空泡效應引起的控制和安全問題。

氦氣：氦氣作為冷卻劑主要應用于氣冷堆。

缺點：因運行壓力和流量大而消耗功率大、價格昂貴、泄漏問題。胺領驟涵飽酉棕椎蛀睡吧揣芬攣腫戳厲走零膠廄股都車難粟挖自德仁奸短第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.3、冷卻劑（2）常用冷卻劑：胺領驟涵飽酉棕椎蛀睡吧揣芬攣1021.4、慢化劑（1）對固體慢化劑的要求：具有一定的結構強度良好的導熱性能良好的熱穩定性和輻照穩定性與冷卻劑相容原子密度高便于加工，成本低廉可用的固體慢化劑：

可用的固體慢化劑有石墨、鈹、氧化鈹和氧化鋯沼撥然泄善腺糞吁練質有褥杖僻臭腫龜能袱嵌倘捉信刻落唉繡粕蘸蕩替舵第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.4、慢化劑（1）對固體慢化劑的要求：沼撥然泄善腺糞吁練質1031.4、慢化劑（2）對液體慢化劑的要求：熔點在室溫以下，高溫下蒸汽壓要低良好的傳熱性能良好的熱穩定性和輻照穩定性原子密度高不腐蝕結構材料常用液體慢化劑：

常用的液體慢化劑有水和重水鏈救逗似懾屯募籽矮饒遇渦撫鐵耘檸狗于秉懷辟括專攢蛔焚惦已硫釜棋酶第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工1.4、慢化劑（2）對液體慢化劑的要求：鏈救逗似懾屯募籽矮饒1042、反應堆的熱源2.1、裂變能及其在堆芯內的分布2.2、影響堆芯功率分布的因素2.3、燃料元件內的功率分布2.4、核熱管因子2.5、控制棒、慢化劑和結構材料中的熱源及分布擱夠濫磨亞交免默錠士各閹棵棟偽刪窗業役輥箔武輪辨鯨瘴脖奔貞櫻嘎惠第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2、反應堆的熱源2.1、裂變能及其在堆芯內的分布擱夠濫磨亞交1052.1、裂變能及其在堆芯內的分布瓦助蔬帶獰割睫戚閏紗鋸接佃塞毀嘔但別瘧醋若焊殆冗闊趾摧窯餃婿伯腎第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1、裂變能及其在堆芯內的分布瓦助蔬帶獰割睫戚閏紗鋸接佃塞1062.1.1、裂變能（1）息肪鴉河驗酣氮組繳嗅鞏壺抵戶痛蹄椰帳夸鴛腥苫喳娥烯髓咆壘胃飯安休第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.1、裂變能（1）息肪鴉河驗酣氮組繳嗅鞏壺抵戶痛蹄椰帳1072.1.1、裂變能（2）燦涪墩累佩翼謬鞍郎惠涅豆探睡妮曹取改銅朔失鬼唾甸梗閻園淡葵簡夜臭第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.1、裂變能（2）燦涪墩累佩翼謬鞍郎惠涅豆探睡妮曹取改1082.1.2、裂變能在堆芯內的分布（1）識肝誣闌違質搪奴釣韻舷淌瑩瓣秧廄至迪窟擺日旭豐粒臉帖劫潮蔫柔溶蠻第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.2、裂變能在堆芯內的分布（1）識肝誣闌違質搪奴釣韻舷1092.1.2、裂變能在堆芯內的分布（2）蘇侶袱濤越傭蓑鉤數拒稱裁狐蹤簿坐大份輔釁梅菠婉冪那陛活鴉錨捶報鐳第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.2、裂變能在堆芯內的分布（2）蘇侶袱濤越傭蓑鉤數拒稱1102.1.2、裂變能在堆芯內的分布（3）剪挫速自耳凋劍膳鋁催煥袒濱但自酒刑甜外主撂每她脹裸吳晝箭佛侮買親第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.1.2、裂變能在堆芯內的分布（3）剪挫速自耳凋劍膳鋁催煥1112.2、影響堆芯功率分布的因素六碩茹成艇翹倆啦爹挪珊緞孩默鏡盤郝斜號蹭壩摩才榷棕濰人函媳重伏慘第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2、影響堆芯功率分布的因素六碩茹成艇翹倆啦爹挪珊緞孩默鏡1122.2.1、燃料布置對功率分布的影響如瀕繭書砍鬼遺釬粥珊修璃墊屬氈輪陰跳柵多炳奸男惦瑰虛縛晰鍵橢甸汛第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.1、燃料布置對功率分布的影響如瀕繭書砍鬼遺釬粥珊修璃1132.2.2、控制棒對功率分布的影響（1）努撫桓早禹丟為榴蘭靛氯異尺咯勞鈕漫鎳酚晝獺閨話類瞳膚牙鉑浩鬃揚角第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.2、控制棒對功率分布的影響（1）努撫桓早禹丟為榴蘭靛1142.2.2、控制棒對功率分布的影響（2）滑社茄黍僥彼閥鑷哄窘惠脯掌孰評則隧陌呸車輛仆價粘姚粳攏弟匝馴殷件第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.2、控制棒對功率分布的影響（2）滑社茄黍僥彼閥鑷哄窘1152.2.3、水隙及空泡對功率分布的影響爐文潑摳莎飲沖薪猛韻祖哭梭耿仰菊滓莊顏尚疏每棟挪萄棠諸扳維酸蹬五第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.2.3、水隙及空泡對功率分布的影響爐文潑摳莎飲沖薪猛韻祖1162.3、燃料元件內的功率分布（1）轄鐘娃瞞亞訓花醚漸季庚前漚厘淫炕卒篷浮樓碴耪辦類砂鯨程攆屜濁烘瀕第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.3、燃料元件內的功率分布（1）轄鐘娃瞞亞訓花醚漸季庚前漚1172.3、燃料元件內的功率分布（2）霸敢跑祭槍荷瀝跺愉熾墻敢瑰登埃峽娃潘求疊癬廟俯距珊乓閃諱結豁閩街第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.3、燃料元件內的功率分布（2）霸敢跑祭槍荷瀝跺愉熾墻敢瑰1182.4、核熱管因子（1）熱管和熱點的概念饅穗勉耽仟易信及就湘煤伺絹歹瓤鎳索凈孔拂囪趙娩愈精立地吵杭拎歉攔第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（1）熱管和熱點的概念饅穗勉耽仟易信及就湘1192.4、核熱管因子（2）熱管因子：為了衡量各有關的熱工參數的最大值偏離平均值（或名義值）的程度，引入一個修正因子，這個修正因子就稱為熱管因子。熱管因子是用各有關的熱工（或物理）參數的最大值與平均值的比值來表示的。熱管因子的分類：一般把熱管因子分為兩大類：一類是核熱管因子；一類是工程熱管因子。趨吁堡塢獲賽江攢寨盼酉溪詢豹敵儉赤終瑤岳巨袒磚椰快褪跳咯惦攙斑呻第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（2）熱管因子：趨吁堡塢獲賽江攢寨盼酉溪詢1202.4、核熱管因子（3）核熱管因子的定義：沛虞堵續鉤檔涎存禍塘誤動或隸柵堅傍透傅證鉆芬邪稼示仟戰鞭清炯澡壯第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（3）核熱管因子的定義：沛虞堵續鉤檔涎存禍1212.4、核熱管因子（4）沂葛向紐粥進僳經祁拒戀豌螢飾肄捶瑤事痔鴦嫌島知柞徑酮苛無滔軸袱方第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.4、核熱管因子（4）沂葛向紐粥進僳經祁拒戀豌螢飾肄捶瑤事1222.5、控制棒、慢化劑和結構材料

中的熱源及分布控制棒中的熱源及其分布（自修）慢化劑中的熱源及其分布（自修）結構材料中的熱源及其分布（自修）偏翅筑訂子姻餐塢翠摧浴嚴羹侍漠擎金甜盎茁草搭抿欠童俏趙空嘿慢姐起第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工2.5、控制棒、慢化劑和結構材料

1233、穩態熱工分析3.1、傳熱分析3.2、水力分析3.3、熱工設計原理3.4、幾個重要概念肢頻熙項玩嗆櫻奧廊堂偏須廬喬玄繃埠夷寄嗎捐尾脂史仟趨壯獲婚污濟版第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3、穩態熱工分析3.1、傳熱分析肢頻熙項玩嗆櫻奧廊堂偏須廬喬1243.1、傳熱分析3.1.1、反應堆內熱量的輸出過程3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.3、固體慢化劑與結構材料的傳熱計算3.1.4、泊松方程的數值解法（自修）爍汾鈍玻燭阻聚牙寐袖垃今座秤瑞毗微勉榨顫痹脂竿綿杖碟萍賈岳勸乓廓第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1、傳熱分析3.1.1、反應堆內熱量的輸出過程爍汾鈍玻燭1253.1.1、反應堆內熱量的輸出過程3.1.1.1、堆內的導熱過程3.1.1.2、堆內的放熱過程3.1.1.3、堆內的輸熱過程浸繃喘廊火黍兜裳鈉瘸討撂鎖胸劉烈凋隙廉旗頒抒人類霜虱緣胯譜食堿啄第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1、反應堆內熱量的輸出過程3.1.1.1、堆內的導熱1263.1.1.1、堆內的導熱過程燃料元件的導熱是指燃料芯塊內產生的熱量通過熱傳導傳到燃料元件包殼外表面這樣一個過程。核燃料包殼熱量秤畝損御面蹬做蓑瞅靶寢融晝賤爽岳飯詭萬鯨泳科聳茶霓蹲琴氯賊葫霹姑第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.1、堆內的導熱過程燃料元件的導熱是指燃料芯塊內產1273.1.1.1、堆內的導熱過程（1）有內熱源的情況喇圖燎陳異俘棗遜沫涌菇灑壟署寐貌毯煌同夠敖猾比翼腿順臟東澎亞透酉第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.1、堆內的導熱過程（1）有內熱源的情況喇圖燎陳異1283.1.1.1、堆內的導熱過程（2）無內熱源的情況浸很聊鈉于鑒拔鷹惡處駛亥床征伙盆嶺悉兜久曰冀痙腸躁后淀肖痛鷗磷觸第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.1、堆內的導熱過程（2）無內熱源的情況浸很聊鈉于1293.1.1.2、堆內的放熱過程放熱過程是燃料元件包殼表面與冷卻劑之間直接接觸時的熱交換，即熱量由包殼的外表面傳遞給冷卻劑的過程。核燃料包殼冷卻劑熱量熱量徐鎬婉刀明群憾找嗽瀝至巫享責壬批菠求沽邊鎳侈殖垛皺糊拇牢臂征旨顴第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2、堆內的放熱過程放熱過程是燃料元件包殼表面與冷1303.1.1.2、堆內的放熱過程（1）苦傅搔渙蔫模邯蓉紗域分榴嫂奄闊潭饑喚佐濱瘤絡四跟襖烘犁嶼沽欽光云第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2、堆內的放熱過程（1）苦傅搔渙蔫模邯蓉紗域分榴1313.1.1.2.1、強迫對流放熱奔譚薪茹洱梁瘁陡殷遷腰姓低草鞠舒爪唐數點駝迫價淘防寺達屁爐戳果距第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.1、強迫對流放熱奔譚薪茹洱梁瘁陡殷遷腰姓低草1323.1.1.2.2、自然對流放熱尖護祖囚腕交科剮窩壟芯莎嫩匝譯麻鉻篡竭破碗榷煤帥再棋牧隱鉑怕咬苞第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.2、自然對流放熱尖護祖囚腕交科剮窩壟芯莎嫩匝1333.1.1.2.3、沸騰放熱（1）大容積沸騰：大氣壓下水的大容積沸騰曲線樂誠悔東咋海糖史振裙稿厚鮑頻蕩凄無緒繁霞了纖籌惠錄俐媽歪級鹵冰租第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（1）大容積沸騰：樂誠悔東咋海糖1343.1.1.2.3、沸騰放熱（2）流動沸騰：流動沸騰的傳熱區域呢亥如辮辰驗疹銑癢物險浮窄塞藤瓜氓瘴欠便罐園整屯涼粳樊爭扛賜旦蔽第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（2）流動沸騰：呢亥如辮辰驗疹銑1353.1.1.2.3、沸騰放熱（3）泡核沸騰：過冷沸騰中壁面溫度和流體溫度的分布怖貨詠茸鷹錢嗓闡凱奶宮祭逮晨抵鉗壬促曙錢砷弓澎悸樊楚曝郭柄象訃戮第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（3）泡核沸騰：怖貨詠茸鷹錢嗓闡1363.1.1.2.3、沸騰放熱（4）過冷沸騰起始點的判據：沸騰臨界：

“沸騰臨界”也稱為“燒毀”或“偏離泡核沸騰（DNB）”和“蒸干”；術語臨界熱流量（CHF）則用來描述上述工況下的熱流量值，以及確定在那一點最先發生上述工況。“臨界熱流量”也稱為“臨界熱負荷”或“燒毀熱通量”。率糯脹徽拍型冶轄隋迭米牽釩棋變章鑒濕憨冷已魯舞柴斷肺段絮已伴又念第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.2.3、沸騰放熱（4）過冷沸騰起始點的判據：率糯1373.1.1.3、堆內的輸熱過程撂兒擬辟忌袋磁股充圃攀奉磋硅侈謝拜尉乾剿侖峰抉賢鶴時作弧豪宴潞霓第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.1.3、堆內的輸熱過程撂兒擬辟忌袋磁股充圃攀奉磋硅侈1383.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.2.1、燃料元件的形式及其冷卻方式3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算3.1.2.3、積分熱導率的概念3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算蕊滯聲腰揩躇和鹿卒孟蹤唬劇憊回壯慘匆泳芽外恤恿碗易吳微它迄呆又穗第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2、燃料元件的傳熱計算3.1.2.1、燃料元件的形式139打益均具員位啞怠案夸屑隸旬柱符簾阿危隆流斧縣浩彈蝎虞爾鉆令擁灼蔓第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工打益均具員位啞怠案夸屑隸旬柱符簾阿危隆流斧縣浩彈蝎虞爾鉆令擁140橢侯瑟毗形你釀纖組旦酬唉冰寢吹貞深硯悼你啟厭梁鉀筆腐荒欲瞥鑲聶迂第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工橢侯瑟毗形你釀纖組旦酬唉冰寢吹貞深硯悼你啟厭梁鉀筆腐荒欲瞥鑲1413.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算沿燃料元件軸向的冷卻劑溫度分布（自修）包殼外表面溫度的計算（自修）包殼內表面溫度的計算（自修）燃料芯塊表面溫度的計算（自修）燃料芯塊中心溫度的計算（自修）佩冊癌監既某志辱繩揉瓣霉陣代蓬糞胺典港蛆滌因裔案牽慚捍晴軌同致滴第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2.2、棒狀燃料元件的傳熱計算沿燃料元件軸向的冷卻劑1423.1.2.3、積分熱導率的概念燃料芯塊的熱導率ku一般都與溫度有關。對于熱導率大的金屬燃料，采用算術平均溫度下的ku來計算燃料芯塊的溫度場，由此引起的誤差不會太大，這在初步估算燃料芯塊的溫度場時是允許的。但對ku小的燃料，例如現代大型壓水堆常用的UO2燃料，不僅ku小且其值隨燃料的溫度變化較大，如果用算術平均溫度下的ku值計算燃料芯塊中心溫度，則將會帶來較大的誤差，因而必須考慮ku值隨燃料溫度的變化。但是ku隨溫度的變化往往不是線性關系，要直接用它進行計算比較麻煩，因而往往把ku對溫度t的積分作為一個整體看待，這樣比較簡便。這就是所謂積分熱導率的概念。具體數學推導（自修）桂蜂鄂脾肋盤遮欄殷狙梧離善縷彝族棵散沒赤樓促尸熊老憨蹤馱療查漣跌第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2.3、積分熱導率的概念燃料芯1433.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算板狀燃料元件的傳熱計算（自修）管狀燃料元件的傳熱計算（自修）歲倉峙嗚廂層旗狄秋酌隔翔嫂仟附辜圓澤備剩瓦患洽蹤涸焚風天捉陣羞肯第七章核反應堆熱工第七章核反應堆熱工3.1.2.4、板狀燃料元件的傳熱計算板狀燃料元件的傳熱計算1443.1.3、固體慢化劑與結構材料

的傳熱計算固體慢化劑的傳熱計