核反应堆热工基础-第六章

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1节

概述1.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

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——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：（1）燃料元件芯块内最高温度应低于相应燃耗下的熔化温度；（2）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；（4）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。偏离泡核沸腾比（DNBR）最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）——整个堆芯中DNBR的最小值。第2节热通道因子和热点因子1.定义热通道（热管）：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的通道）。热点：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。平均管：一个具有设计的名义尺寸、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。

为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度，引进了一个修正因子，这个修正因子就称为热管因子或热点因子。它们是用各有关的热工（或物理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。

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）FNΔH。即

堆芯的几何形状核热点因子（功率峰因子）球形3.29直角长方形3.87圆柱形3.64圆柱形(裸,径向通量展平)2.4~2.6圆柱形(有反射层)2.4游泳池式堆(水做反射层)2.6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FEΔH和工程热点因子FEq。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）FΔH为

2.工程热点因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.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3节临界热流密度与最小DNBR1.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W－3公式：

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及混流片，由于加强交混强化了传热，可用定位格架修正因子进行修正。在沸腾中发生“烧毁”，主要原因是受热壁上盖有一层汽膜，液体不能补充到受热面上去，由于汽膜的热阻大，故壁温迅速上升而烧毁。 因此，所有影响汽泡生成速度、汽泡体积的大小和密度情况以及汽泡层厚度的各种因素，如流速、沿通道的热通量分布、棒束的几何结构以及系统的压力等，都会对临界热通量有重要的影响。

qDNB是水堆设计的重要参数，因此分析影响qDNB的各种因素，从而找到提高qDNB的各种途径，是一个十分重要的课题。（1）冷却剂质量流速

对过冷沸腾和低含汽量的饱和沸腾，当冷却剂的质量流速增大时，流体的扰动增加，汽泡容易脱离加热面，从而qDNB增大。

流速增大到一定数值后，在继续增加流速对提高qDNB的贡献就小了。在高含汽量饱和沸腾的情况下，如果冷却剂的流型是环状流，增加冷却剂流速反而会使加热面上的液膜变薄，从而加速烧干。（1）冷却剂质量流速

对过冷沸腾和低含汽量的饱和沸腾，当冷却剂的质量流速增大时，流体的扰动增加，汽泡容易脱离加热面，从而qDNB增大。

流速增大到一定数值后，在继续增加流速对提高qDNB的贡献就小了。在高含汽量饱和沸腾的情况下，如果冷却剂的流型是环状流，增加冷却剂流速反而会使加热面上的液膜变薄，从而加速烧干。（2）进口处冷却剂过冷度

进口处的冷却剂过冷度越大，则加热面上形成稳定的汽膜所需的热量越多，qDNB增大。

但是当过冷度增大到某一数值时，会发生两相流动不稳定性，导致热管内冷却剂流量减小，从而qDNB下降。 过冷度小到某一数值时，也会发生两相流动不稳定性。究竟如何确定进口冷却剂的过冷度，要根据系统具体的热工和结构参数确定。（3）工作压力

对于加热的流动沸腾系统，压力对qDNB的影响，不同研究人员的观点还不太一致。有些研究人员认为，压力升高，qDNB会稍有下降。

单从W-3公式来看，当系统的加热量一定时，压力增加，冷却剂的含汽量也在变化，因而qDNB有可能增大。

对于池式沸腾，当压力小于6.68MPa时，qDNB随压力的增加而增大，压力大于6.68MPa时，压力增大，qDNB反而减小。（4）

冷却剂焓

沸腾临界发生处的冷却剂焓值的大小，主要反映在含汽量的大小上，冷却剂焓值越高，含汽量越大，从而临界热流量也就越小。（5）通道进口段长度

进口段长度的影响通常用L/d的值来表示，L/d的值越小，受进口局部扰动的影响越大，因而qDNB增大。L/d的值小于50时，L/d的值的改变对qDNB影响较大。此外，随着进口过冷度和质量流量的增加，L/d的值对qDNB影响相对减小。

（6）加热表面粗糙度

加热表面粗糙度的影响，只是对新堆才比较明显。表面粗糙度一方面可以增加汽化核心的数目，另一方面又可以增强流体的湍流扰动，在过冷沸腾和低含汽量饱和沸腾的情况下，会使qDNB增大。但是在高含汽量的饱和沸腾的环状流情况下，粗糙的表面会加强流体的湍流扰动，使加热面上的一薄层液膜变得更薄，从而加速沸腾临界的到来。运行一段时间后，加热面的粗糙度因受流体冲刷而变小了，对qDNB的影响也就小了。2.最小DNBR

对于稳态工况和预计的事故工况，都要分别定出MDNBR的值，其具体值和所选用的计算公式有关，例如选W-3公式，压水堆稳态额定工况时一般可取MDNBR=1.8～2.2，而对预计的常见事故工况，则要求MDNBR>1.3。对于堆运行的不同寿期，会有不同的MDNBR，在设计时要考虑这一点，保证在堆的整个运行寿期内，在稳态额定工况下的MDNBR仍然在设计准则规定的范围内。第4节单通道模型1.临界热流密度单通道模型 只要保证热管的安全，而无需再繁琐地计算堆内其余元件和冷却剂通道的热工参数，就能保证堆芯其余燃料元件的安全了，在反应堆发展的早期，堆热工设计采用热管和热点分析模型。子通道分析模型（可以确定出真正的热管和热点） 近年来随着堆的设计、建造和运行经验的积累、计算模型的发展、实验技术的提高和测量仪表的改进，提高计算可以得到真正的热管所在的位置及其热工参数；也可以得到燃料元件最高中心温度和最高表面温度的数值及其所在的位置。1.单通道模型在设计开始前应已知的有关数据是：主参数：核电厂电功率、电厂效率、系统压力、流量、温度(入口温度、出口温度或平均温度者中之一)等。结构参数：燃料元件的直径、元件排列形式、栅距等。物性参数：燃料、包壳材料、冷却剂、慢化剂、堆内结构材料的密度、热导率、比热容等。核参数：径向功率分布、方位角及局部峰因子、轴向功率分布、核参数不确定因子等。其他参数：某些需由实验确定的系数，例如旁流系数，形阻压降系数等。2.子通道模型子通道模型考虑到相邻通道冷却剂之间在流动过程中存在着横向的质量、热量和动量的交换(通常统称为横向交混)，因此各通道内的冷却剂质量流速将沿轴向不断发生变化，使热通道内冷却剂焓和温度比没有考虑横向交混时要低，燃料元件表面相中心温度也随之略有降低。对大型压水堆，在热工参数一定的情况下，把用子通道模型计算的结果与用单通道模型计算的结果相比较，燃料元件表面的MDNBR值约增加5%～10％。可见，用于通道模型计算既提高了热工设计的精确度，也提高了反应堆的经济性。子通道模型四个基本守恒方程：（1）质量守恒方程（2）能量守恒方程（3）轴向动量守恒方程（4）横向动量守恒方程3.热工水力实验在设计初期许多参数都是暂定的。随着设计的深入，某些参数应作适当修正，对某些重要的参数应根据本设计具体情况通过实验才能最后确定。需要进行的热工水力方面的实验大致有下列几方面：(1)临界热流密度实验。根据本设计的燃料元件和冷却刑具体参数验证临界热流密度的计算结果；

(2)测定本设计所采用的燃料芯块和包壳的热物性，以及芯块和包壳间的间隙传热系数；

(3)堆本体水力模拟实验，测定压力容器内各部分的冷却剂流动压降，下腔室冷却剂流量分配不均匀系数以及堆内各部分的旁通流量；

(4)燃料组件水力模拟实验，测定单相和两相流动情况厂燃料组件内的压降，测定相邻冷却剂通道间的流体交混系数；

(5)通道内流动沸腾情况下的流动稳定性研究。第5节蒸汽再热循环与回热循环1.再热循环蒸汽中间再热：将蒸汽从汽轮机某级引出来再加热，温度提高后再送回汽轮机后续的级继续做功。日前大型火力发电厂大都采用蒸汽中间再热系统，其主要目的是在蒸汽终湿度满足要求限值条件下提高蒸汽初参数，从而提高大容量机组的热经济性。在压水堆核电厂，采用新蒸汽加热高压缸排汽。从热力学的角度讲，用新蒸汽再热只会降低热效率。这里，再热的主要目的在于提高蒸汽在汽轮机中膨胀终点的干度。二回路系统下图为饱和蒸汽核汽轮机的h-s图。若不采取任何措施，当蒸汽膨胀至5kPa时，其蒸汽湿度将接近30%。为了保障汽轮机组低压缸的安全运行，设置了中间汽水分离器及低压缸级间去湿结构，则末级叶片的湿度仍接近20％(膨胀线A)；在此基础上再增加蒸汽中间再热，蒸汽被加热至过热，则末级叶片的湿度约为11％(膨胀线B)。图中膨胀线C表示大型火力发电机组的膨胀过程，其排汽湿度约为10％。可见，核汽轮机在采取蒸汽再热措施后，末级湿度