第三章堆的傳熱過程第一頁，共33頁。核科學與工程系3.1導熱

第二頁，共33頁。核科學與工程系3.1導熱有內熱源的圓柱形芯塊溫度場,忽略軸向導熱情況

無內熱源的圓筒形包殼溫度場,忽略軸向導熱情況

第三頁，共33頁。核科學與工程系3.2單相對流傳熱包殼外外表與冷卻劑的熱交換過程，基于牛頓冷卻定律Q=hFΔθt,其中Δθt為膜溫差，h為對流換熱系數，F為傳熱外表積，Q為傳遞的熱功率

分為自然對流換熱和強迫對流換熱兩種情況考慮

對于非圓形通道，可使用當量直徑作為公式3-15,16中的特征尺寸對于棒束通道，使用Weissman關系式，分為正方形柵格和三角形柵格兩種情況對待第四頁，共33頁。核科學與工程系3.2單相對流傳熱–自然對流換熱由密度梯度即溫度梯度引起其中β為流體的體積膨脹系數，ν=μ/ρ為運動黏度，x為位差引入特征量格拉曉夫數Gr=(gβΔTx3)/ν2普遍關系式為Nu=f(GrPr)=C(GrPr)mn,式中m指物性參數取平均溫度點的值，即tm=(tf+tw)/2針對豎壁與橫管霍夫曼和米海耶夫分別提出經歷關系式(3-19至3-24)第五頁，共33頁。核科學與工程系3.3沸騰傳熱包括池式沸騰和流動沸騰兩種情況池式沸騰–擁有自由外表的大容積液體，在受熱面處發生的沸騰。自然對流占主導流動沸騰–流體流經加熱通道時發生，沸水堆的正常工況，壓水堆中也會發生尤其是事故狀況下第六頁，共33頁。核科學與工程系.1

沸騰曲線–池式沸騰壁面過熱度與熱流密度的關系曲線右下方為大容積沸騰，左上方為管內流動沸騰B點前為不沸騰自然對流區，B點開場產生氣泡，B點稱為沸騰起始點ONB。氣泡產生，對流換熱系數高，熱流密度迅速上升C點到達熱流密度最大值，稱為臨界熱流密度BC段為核態沸騰區第七頁，共33頁。核科學與工程系.1

沸騰曲線–池式沸騰CD段為過度沸騰區，由于汽膜形成導致熱阻上升，熱流密度降低DE段為穩定膜態沸騰區此兩區內穩定的汽膜形成D點后輻射傳熱增強，熱流密度再次進步C，E點熱流密度一樣，故當從C點進一步進步熱流密度時，膜溫差可能躍升，造成壁面燒毀。因此C點又稱為燒毀點。H點為偏離核態沸騰規律點DNB第八頁，共33頁。核科學與工程系影響池式沸騰的主要因素-系統壓力

第九頁，共33頁。核科學與工程系影響池式沸騰的主要因素-主流液體溫度(或欠熱度)對傳熱強度無影響對于qc影響顯著隨欠熱度ΔTSUB增大，汽液置換時易冷凝近壁氣泡，那么qc升高第十頁，共33頁。核科學與工程系影響池式沸騰的主要因素-加熱外表粗糙度外表越粗糙，泡化空穴越大，因此需要的過熱度越小使ABC段左移泡核沸騰傳熱增強對qc及膜態沸騰的影響很小–氣膜將粗糙度掩蓋第十一頁，共33頁。核科學與工程系影響池式沸騰的主要因素-其他因素液壁接觸角增加或不凝氣體摻入降低ΔTw使沸騰曲線ABC段左移，強化傳熱第十二頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰傳熱強迫或自然對流有宏觀運動的系統內的沸騰氣泡生長受流體流動的影響汽液兩相運動–比池式沸騰復雜第十三頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰的傳熱工況及汽液兩相流型A段–單相液體對流壁面溫度與流體平均溫度均升高壁面附近形成熱邊界層因過熱度缺乏不能生成氣泡第十四頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰的傳熱工況及汽液兩相流型B段–欠熱泡核沸騰氣泡形成傳熱增強，傳熱系數增大液體邊界層溫度高于飽和溫度初始階段，氣泡較少，附著在壁面，管中心仍為潛熱液體，氣泡不能長大后段，氣泡長大并脫離壁面，泡核沸騰逐漸增強第十五頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰的傳熱工況及汽液兩相流型

第十六頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰的傳熱工況及汽液兩相流型E+F段–通過液膜強迫對流蒸發傳熱含汽率增加液膜變薄，內部導熱及對流變強，過熱度降低當過熱度低于ΔTw,ONB后，液膜內氣泡停頓產生，那么液膜內完全通過導熱和對流實現換熱液膜逐漸變薄，直至蒸干第十七頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰的傳熱工況及汽液兩相流型G段–缺液區傳熱液膜蒸干后，壁面被蒸汽覆蓋傳熱才能急劇下降壁溫上升液相以液滴形式存在第十八頁，共33頁。核科學與工程系流動沸騰的傳熱工況及汽液兩相流型H段–單相蒸汽對流傳熱液滴全部蒸完蒸汽逐漸被過熱第十九頁，共33頁。核科學與工程系.2核態沸騰傳熱ONB判斷：對于工業光滑管，Bergles和Rohsenow提出qONB-3p1.156[1.8(tw-ts)]使用Jens-Lottes沸騰傳熱方程與單相強迫對流方程聯立tf,ONB=ts+ΔθJ-q/h其中tw-ts=25(q/105)exp(-p/6.2)以上公式中ΔθJ為壁面過熱度第二十頁，共33頁。核科學與工程系.3沸騰臨界指傳熱機理發生變化時，傳熱系數發生的突然下降包括偏離泡核沸騰〔DNB〕和蒸干兩種工況棒束通道的臨界熱流密度，受功率軸向徑向分布，定位件，棒間距等因素影響，同時也受壓力，質量流密度，含汽率的分布等因素影響在均與加熱的情況下，可由西屋公司提出的實驗數據擬合公式獲得，當通道內存在冷壁時，該式中De應被交換為熱等效直徑Dh=4x通道截面積/加熱周長第二十一頁，共33頁。核科學與工程系.4過渡沸騰傳熱是一種中間傳熱方式，是不穩定膜態沸騰與不穩定核態沸騰的結合壁面溫度高到不能維持穩定的核態沸騰，但又低的缺乏以維持穩定的膜態沸騰固有不穩定性導致研究困難出現條件：LOCA后ECCS注水，導致堆芯發生再吞沒Reflood包括三種形式：1.包含沸騰和對流成分的關系式3-33；2.現象表達式3-34；3.經歷關系式3-32第二十二頁，共33頁。核科學與工程系.5膜態沸騰傳熱DE段形成穩定蒸汽膜層后出現加熱外表通過輻射和強迫對流向蒸汽傳熱，也通過液珠與壁面之間的互相z作用實現傳熱分為反環狀流〔空泡份額<30%〕和彌散流〔空泡份額>80,之間為塊狀流過渡區〕兩種換熱系數遠小于核態沸騰，包殼溫度過高，故在反響堆正常運行時不允許出現計算關系式3-35,3-36：第二十三頁，共33頁。核科學與工程系3.4燃料元件的型式構造及設計要求燃料元件的型式：棒狀，管狀，板狀，球狀，如圖3-16冷卻方式：單面，雙面冷卻注入方式：端部注入(主要使用)，中間注入，回流式三種，如圖3-17燃料元件的熱工設計要求：保證包殼完好性；合理水鈾比；整個壽期內無不良物理化學作用；易于加工工藝性好；經濟性好，消費本錢低。第二十四頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性易裂變核素：主要包括U-233〔Th-232轉化〕，U-235〔天然存在〕，Pu-239〔U-238轉化〕可轉換核素：Th-232，U-238等核燃料：固體/液體〔水溶液，熔鹽或液態金屬〕，金屬型/陶瓷型/彌散型對于固體燃料要求：良好的輻照穩定性良好的熱物性與包殼材料相容與冷卻劑接觸無強烈化學腐蝕工藝性好，易加工，本錢低陶瓷燃料，彌散性燃料高溫穩定性優于金屬燃料第二十五頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–金屬燃料優點：密度高，熱導率，大工藝性好；缺點：高溫下穩定性不好，高燃耗下尺寸變化大，腐蝕率高。第二十六頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–陶瓷燃料包括氧化物，氮化物，碳化物燃料優點：熔點高，高溫高輻照下幾何形狀穩定性好，與水及液態鈉接觸有較好的耐腐蝕性能，與不銹鋼及鋯合金包殼材料的相容性好；缺點：導熱率低，熱梯度下的脆性。碳化物，氮化物燃料較氧化物燃料擁有更高的熱導率和熔點及輻照穩定性，但與水易發生劇烈化學反響，故較多用于氣冷鈉冷先進堆對于氧化物燃料UO2：熔點2800攝氏度密度熱導率低〔如圖3-18〕，比液態鈉低接近兩個數量級。使用Maxwell-Eucken方程描繪孔隙率的影響κp=〔1-ε〕/〔1+βε〕κ100，其中為理論密度，β〔ε≦〕，β=0.5其他情況。比熱容較高〔大約是水的1/10〕，可通過公式3-40，41計算得到。第二十七頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–彌散燃料對于彌散體燃料〔如歐盟EFIT-ADS工程中提出的CERCER，CERMET燃料〕-機械方法將燃料粉末彌散到熱導率高，熱穩定性及輻照穩定性好的基體材料中。優點：耐輻照，耐腐蝕，導熱性能好，機械性能好；缺點：基體材料的存在稀釋了裂變材料，因此需要高裂變材料富集度。彌散顆粒和集體的熱導率均會影響彌散燃料的熱導率，如公式3-42。基體的影響較大。第二十八頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–包殼材料需考慮因素：良好核性能–低中子吸收截面，弱感生放射性與核材料相容較好的導熱性能良好的力學及機械特性較強的抗腐蝕才能良好的輻照穩定性本錢低，易加工，便于后處理鋁，鎂，鋯，不銹鋼，石墨等第二十九頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–鋯合金高溫下抗水腐蝕鋯-4合金〔壓水堆〕，鋯-2及鋯-4合金〔沸水堆〕鋯-2，4的熱導率計算參見公式3-46，約六倍于氧化物燃料。比熱容計算參見3-47，48，49，接近UO2但考慮到其在燃料棒中所占比重較輕，一般不考慮其熱遲滯。第三十頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–不銹鋼及鎳基合金不銹鋼–良好的抗腐蝕和抗輻照性能，但中子吸收截面大，高溫水腐蝕快堆中使用較多–滿足快堆要求：熔點高；低輻照損傷及腫脹；良好的抗腐蝕性能，尤其是液態鈉。第三十一頁，共33頁。核科學與工程系3.5燃料元件材料的熱物性–輻照的影響對UO2的影響熔點–每10000MWd/ton燃耗下降32攝氏度，燃料全壽期內約100攝氏度熱導率–隨燃耗增加而減小，參照圖3-19。低溫下〔<500攝氏度〕影響較顯著。溫度高于1600攝氏度時，影響不明顯力學特性–低于1000攝氏度時，UO2表現脆性，芯塊較低熱應力下便會發生龜裂。高溫下表現出熱蠕變性，輻照狀況下會得到加強。UO2的密實化–高溫下的靜壓力造成孔隙消失，芯塊體積減小