核电站320教材总汇(1-5)

.../第1章核电站基础知识众所周知,核电站是利用核裂变反应产生的能量来发电的。在核电站的众多设备中,既有与常规火电厂类似的汽轮发电机组,又有其特有的核反应堆,涉及的专业领域很多。本章主要介绍有关反应堆物理、传热学、水力学和工程热力学的一些基本知识。反应堆物理研究的对象是核反应的规律。通过对中子与物质反应规律的研究,我们可以了解核裂变反应的过程,计算不同能量的中子在反应堆内的分布,进而得到反应堆内热源的分布,并且探讨控制核反应的途径。核裂变反应在反应堆堆芯中进行,因而堆芯的功率密度比大多数常规热源高几个数量级。为了使反应堆安全可靠地运行,必须持续不断地将热量导出堆外,以保证燃料元件不超温,这就需要应用传热学理论进行分析。另外,核电厂有许多换热设备,通过研究其传热能力与各种因素的关系,可以采取措施增强其传热能力,从而减小传热温差和传热面积。水力学宏观地研究流体平衡和运动的规律,建立起流体中的作用力、运动速度和压力之间的关系。反应堆内产生的热量由流动的冷却剂〔水带出,堆芯的输热能力与冷却剂的流动特性密切相关,因此反应堆热工计算与水力计算是相互联系的。此外,核电站的许多系统都是水力回路,也需要研究流体在管道内流动的特性。核电站二回路〔蒸汽动力回路是一个典型的热力循环过程。热力循环是指工质从某一初始状态出发经历了一系列热力状态变化后又回到原来的初始状态的热力过程。在热力循环中,工质通过吸热、膨胀、放热、压缩等过程,将热能转变为机械能。工程热力学的基本任务就是研究热能转变为机械能的规律和条件,从而找出提高热能利用经济性的途径。需要说明的是,以上所述都是各自独立的学科,每一部分的内容都非常丰富。限于篇幅及本课程的性质,本章仅就学习中可能涉及的一些基本概念和理论略作介绍,所讨论的不免挂一漏万,只能是相应学科内容的很少一部分。如果需要更深入全面地了解有关的知识,可参看相关专著。为使读者对核电站总体上有所了解,更好地理解后面各章的内容,本章的最后一节还简要介绍了大亚湾核电站的构成和系统设备标识方法。1.1反应堆物理基础1.1.1核反应与结合能核反应与我们熟知的化学反应有本质的不同。化学反应是两个或数个原子的电子相互作用的结果,原子核没有改变；核反应则使原子核发生变化,并由此引起化学性质的改变。核反应发生在一个原子核和一个粒子相遇的情况下,该粒子可能是质子、中子或氦核等,也可能是一种电磁射线。除此之外,某些存在于自然界的核素很不稳定,会在没有外部干预的情况下自行裂变和衰变,放出粒子和能量,我们称这些核为放射性核。核反应只涉及原子核,反应中吸收或放出的能量远大于化学反应。核反应形成的新原子核往往是不稳定的,会放出能量,变成稳定核,也可能放出粒子变成另一原子核,这种现象称为衰变。人们把放射性原子的数目衰变一半所需的时间定义为半衰期。原子核由质子和中子组成,统称核子,但实际上一个原子核的质量小于组成它的单个核子的质量之和,这种差异称为原子核的质量亏损。根据爱因斯坦质能方程,质量亏损对应于系统的能量变化：其中C为光速〔3×108m/s>,E和m的单位分别为J和Kg。当一定数量的质子和中子聚合起来组成一个原子核后,它们亏损了质量,相应地必然放出能量；反之,为了打破一个原子核,使每个核子分离开,就必须吸收对应于质量亏损的能量。与质量亏损相应的能量叫做原子核的结合能。质量亏损越大,原子核的核子结合越紧密,因而这个原子核越稳定。在研究原子时,习惯上用电子伏特〔eV作为能量单位。1电子伏特是带单位电子电荷的粒子不受阻碍地通过1V电势时所获得的能量,1eV=1.60×10-19J。在实际应用中,eV显得太小,常用MeV作单位,1MeV=106eV。图1.1给出了不同核素的核子平均结合能随质量数〔即核子数的变化。由图可见,最轻和最重的原子核的结合能较小,而中等质量的原子核则具有较大的结合能。因此,如果把曲线两端的原子核通过核反应转变成位置较为中间的原子核,则质量亏损比原来的多,这种增加的质量亏损就会产生能量释放。把很轻的原子核〔如和变成较重的原子核,这就是聚变反应；把很重的原子核〔如分裂成较轻的原子核,这就是裂变反应。由于存在质量亏损,这两种核反应都伴随着大量的能量释放,而且每次聚变反应所释放的能量数倍于裂变反应。目前商用核反应堆采用的都是裂变反应。聚变反应亦称热核反应,需要在很高温度下〔几千万度才能进行,难以控制,现尚处于实验室研究阶段。〔图1.1图1.1随质量数变化的核子平均结合能1.1.2中子与原子核的反应在核反应堆中,通过中子撞击原子核产生裂变反应。中子与原子核的反应可分为散射反应和吸收反应两大类,裂变反应即属于一种吸收反应。散射反应指中子与原子核碰撞后,中子的能量和运动方向产生变化,原子核的成份不改变。根据碰撞前后中子能量的变化,散射反应可分为弹性散射和非弹性散射。对于弹性散射,中子把一部分或全部动能传给原子核,原子核的内能不变,整个系统动量守恒。显然,被撞核的质量越接近中子,中子损失的能量越多。对于非弹性散射,入射中子的一部分动能转变为原子核的内能,使核处于激发态,随后发出γ射线,返回基态。只有在入射中子能量足够大时才会使碰撞成为非弹性的。中子在介质中发生弹性和非弹性散射,直至中子的平均能量与介质原子的平均能量相等,这个过程称为慢化。介质原子或分子一直处于热运动状态,其平均动能取决于介质温度,故称为热能,具有这种平均热能的中子称为热中子。常温下〔20℃热中子最可几能量是0.025ev,对应的中子运动速度为2200m/s。吸收反应指中子与原子核碰撞后,被原子核俘获,形成一个处于激发状态的复合核,其激发能等于中子的动能和中子在复合核中的结合能之和。如果激发能很大,复合核便分裂成两部分〔称裂变碎片,并以巨大的速度往不同方向飞去,同时放出数个中子,这就是裂变反应；如果激发能不足以使复合核裂变,则复合核通过释放等粒子失去多余能量返回基态,称辐射俘获反应。辐射俘获反应放出的粒子有射线、粒子、质子等,分别称为〔n,反应、〔n,反应和〔n,p反应。通常以中子反应截面来表示上述各种核反应的几率大小。一个原子核与入射的一个中子发生核反应的几率称为微观截面,以表示,单位是靶恩〔barn,1靶恩=10-24cm2。对于中子与原子核的各种反应,相应有散射截面s、俘获截面c、裂变截面f、吸收截面a。因为吸收反应包括裂变反应和辐射俘获反应,所以吸收截面等于俘获截面与裂变截面之和,即a=c+f。中子反应截面的大小与原子核种类及入射中子能量有关。只有少数物质的原子核〔如、、在较低能量的中子轰击下能发生裂变反应,其中仅是以自然形式存在的,它在天然铀中占0.712%。目前运行的核反应堆绝大多数以作为核裂变材料,即核燃料。和则分别是由和在反应堆中俘获中子后转换成的新的核裂变材料。天然铀中占99.3%的是另一种同位素,它仅对高能中子发生裂变反应,其裂变截面也比较小。另外在某些中子能区内俘获截面有一些峰值,称为共振吸收。图1.2给出了铀同位素微观截面随入射中子能量变化的曲线。图1.2铀同位素的微观截面在实际中通常需要知道中子与单位体积内某种给定素核之间的反应概率,称之为宏观截面,用Σ表示：其中σ为微观截面,N为核密度。如果σ的单位为靶恩,N的单位为1/cm3,则Σ的单位为1/cm,可见宏观截面的物理意义是中子行走单位长度路程中与原子核发生反应的几率。我们把1/Σ记为,称之为平均自由程,它表示粒子在靶物质中连续两次相互作用之间穿行的平均距离。单位体积内中子数与中子速度〔常采用中子的平均速度之积,称为中子通量。中子通量表示在单位时间内穿过与其速度矢量方向垂直的单位面积的中子总数。中子通量通常用Φ表示。这样,原子核与中子之间反应率的基本公式是：核反应堆中的中子按其能量可分为快中子〔E＞0.1MeV、中能中子〔1eV＜E＜0.1MeV和热中子〔E＜1eV。裂变中放出的中子能量大部分为1～2MeV,属于快中子,由图1.2可见在这个能量区域内中子与235U核发生裂变的几率很小,因而必须把中子减速到热中子能量,即需要经过一个慢化过程。使中子慢化的物质称慢化剂,中子在慢化剂中与其原子核碰撞发生弹性散射,动能逐渐减小。慢化剂的慢化性能可以用一个中子能量从快中子降到热中子所需的平均碰撞次数来表征。显然,平均碰撞次数越少,慢化性能越好。当然,慢化剂还应具有较小的中子吸收截面,以减少中子的损失。核反应堆中常用的慢化剂有水、石墨和铍。表1.1列出了各种慢化剂的慢化性能。表1.1慢化剂的慢化性能慢化剂氢H2O氘D2OBeBeOC平均碰撞次数<从2MeV降到0.03eV>18192535861031141.1.3核裂变如前所述,裂变反应指一个重核分裂成两个较小质量核的反应,它一般由一个核吸收一个中子引起。在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核,复合核经过很短时间〔约10-14秒的极不稳定的激化核阶段,然后分裂成两个主要碎片,同时放出数个中子和一定的能量。裂变反应是核反应堆中最重要的一种反应。裂变反应式为：其中X1和X2表示裂变碎片。裂变反应时,会形成60余种不同的碎片,这些碎片通过衰变产生约250种不同的核素,称为裂变产物。裂变碎片的质量分布见图1.3。图中曲线呈现出两个明显的峰,分别位于质量数95和140附近,而分裂成质量数恰好相等的两半的几率很小,大约只占0.01%。裂变碎片会发生一系列的衰变,具有很强的放射性,主要是和射线,其中有些核素半衰期较长,给核燃料后处理带来困难。图1.3235U裂变碎片出现的概率曲线图1.4裂变中子能量对于,每次裂变平均放出2.43个中子。这些中子的能量分布在从热能直到15Mev左右的区域,见图1.4。绝大部分中子是在裂变的瞬间放出的,称瞬发中子,另有约0.65%是由裂变产物在衰变过程放出来的,称为缓发中子。缓发中子虽然份额很小,但由于它的平均寿期长达12s,因而增加了每代中子的平均寿命,使得反应堆功率变化速度变慢,从而有可能对裂变反应进行控制。每次裂变反应释放约207MeV能量,其分布形式见表1.2。其中大部分为裂变碎片的动能,它们在核燃料内转换成热能,以热能形式出现。由于中微子几乎不与堆内任何物质作用,这部分能量〔12MeV无法利用。一般计算近似认为可利用的裂变能为200MeV,其中约97%分配在燃料内,不到1%能量〔主要是射线逸出而被堆的屏蔽层吸收,其余能量分配在堆内的冷却剂和结构材料内。在裂变能中,约有4%～5%是裂变产物衰变过程中放出的和射线能量,其释放有一段时间延迟,即使在停堆后仍然存在〔随时间呈指数衰减,因此反应堆在停堆后仍然需要维持冷却和屏蔽。表1.2裂变释放能的形式能量形式能量,MeV发射时间裂变碎片动能168瞬发裂变中子动能5瞬发瞬发γ能量7瞬发裂变产物γ衰变能量7缓发裂变产物β衰变能量8缓发中微子能量12缓发总计207根据上述分析,堆芯内单位体积核燃料的释热率〔功率密度为：qv=0.97fNEf式中——中子通量；f——微观裂变截面；N——核燃料内核密度；Ef——每次裂变放出的能量〔可利用,约等于200MeV。和的裂变反应与类似,这两种核燃料可由其他元素在反应堆中俘获中子产生：能通过俘获中子生成裂变物质的元素称为可转换材料,如上式中的和。如果把可转换材料放置在堆内,可以在初始燃料因裂变而消耗的同时产生新燃料〔可裂变材料。反应堆中生成的燃料量与消耗的燃料量之比叫做反应堆转换比；若转换比大于1,则称增殖比,这种反应堆就是增殖反应堆。低富集铀反应堆的转换比约为0.6,而以钚为燃料的快中子增殖堆的增殖比可达1.2～1.4,可以充分利用自然界储存量相对丰富的。1.1.4中子链式反应在裂变反应中放出的中子与其它可裂变核碰撞,会进一步引起新的核裂变,从而放出第二代中子。如果反应如此不断地继续下去,这个过程就称为链式裂变反应,简称链式反应。链式反应如果不依靠外界补充中子而能持续下去,则称为自持链式反应。核反应堆就是一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置。自持链式反应的条件是每一次裂变反应放出的中子里面至少有一个中子能引起另一次核裂变。对于热中子反应堆,裂变放出的快中子经过慢化成为热中子,通过新的裂变反应产生第二代中子。由于每次裂变反应平均放出两个以上的裂变中子,因而实现自持的链式裂变反应是有可能的。但是,因为核反应堆是由核燃料、慢化剂、冷却剂以及结构材料等所组成的装置,不可避免地有一部分中子要被非裂变材料吸收,同时还有一部分中子要从反应堆中泄漏出去。因此,在实际的反应堆中,并不是全部的裂变中子都能引起新的核裂变反应。一个反应堆能否实现自持的链式裂变反应,就取决于上述裂变、非裂变吸收和泄漏等过程内中子的产生率和消失率之间的平衡关系。如果在上述的反应过程中,产生中子数等于或多于消耗掉的中子数,则链式裂变反应将会自持地进行下去。裂变中子从产生到消失的过程称为中子寿命循环。为了说明自持链式反应的条件,把某一代裂变中子数与产生它的上一代裂变中子数之比定义为有效增殖系数,记为K：若K=1,则堆内中子数目保持平衡,链式裂变反应过程处于稳态状况,因而反应堆功率保持稳定不变,称为临界状态；若K＜1,则中子数目不断减少,不能维持自持链式反应,反应堆功率下降,称为次临界状态；若K＞1,则中子数目随时间按指数规律增长,堆功率增加,称为超临界状态。下面我们分析裂变产生的中子在慢化过程中经历的遭遇。首先,当中子的能量高于238U的裂变阈能〔约1.1MeV时,它可能引起238U核的裂变〔见图1.2。由于238U核每次裂变时平均放出2.5个中子,所以使得快中子数目增加了,这一现象称为238U的快中子倍增效应。其次,当中子的能量降低到238U共振能区附近时,有一部分中子将被238U核共振吸收,这一效应将使中子数目减少。快中子慢化成热中子后,在反应堆内被吸收的情况可分为二种：〔1被慢化剂以及结构材料等物质所辐射俘获,它将使中子的数目减少；〔2被燃料——铀〔包括235U和238U吸收,其中一部分将引起裂变而产生新一代快中子。最后,由于反应堆的体积实际上总是有限的,因此有一部分中子在运动的过程中要泄漏出去。从以上讨论可以知道,反应堆内中子数目的改变取决于下列几个因素：<1>快中子增殖系数ε：从初始裂变中子数增加到238U裂变阈能以下中子数的倍率。<2>快中子逃脱泄漏几率Lf：快中子在慢化过程中不被泄漏的几率。<3>逃脱共振俘获几率P：中子在慢化过程中,逃脱238U共振吸收的几率。<4热中子逃脱共振吸收的几率Lt：热中子在扩散过程中的不泄漏几率。<5>热中子利用系数f：被燃料吸收的热中子数占被堆芯所有物质〔包括燃料在内吸收的热中子总数的份额。<6>热中子增殖系数η：燃料每吸收一个热中子所产生的平均裂变中子数。因此,增殖系数K可表示为：式中称为无穷大介质中的增殖系数,该式叫作四因子公式。为了方便起见,一般用反应性来表征反应堆偏离临界的程度。反应性定义为上一代与下一代中子数的相对变化,即：将它表示成与增殖系数K的关系：实际上,总是K≈1,所以≈K–1。可以看出,与K只是参考点不同,即：——当K＝1时＝0,反应堆为临界状态；——当K＜1时＜0,反应堆为次临界状态；——当K＞1时＞0,反应堆为超临界状态。由于K接近1,的值很小,所以反应性偏离零的变化一般以pcm作为单位来表示,1pcm＝10-5。在核电站稳定运行过程中,反应堆处于临界状态。若反应性偏离零,即意味着堆内中子数量有改变,堆功率相应发生变化。1.1.5反应性控制临界反应堆系统内核燃料的装载量,也就是维持自持链式反应所需的易裂变物质的最小数量称为临界质量。随着运行时间的增加,处于临界状态反应堆的反应性会不断发生变化,可能变为次临界,其原因为：——可裂变物质因核反应而不断减少,即燃耗增加,使下降；——裂变产物不断积累,其中有些易吸收中子,使下降；——堆芯内温度变化引起反应性变化,即温度效应。因此,反应堆初始装料远远超过临界质量,即＞0,在运行中通过使用中子吸收材料来吸收多余的中子,以抵消剩余的反应性。压水反应堆中通常使用控制棒和硼酸作为控制反应性的手段。控制棒由强吸收中子材料〔银铟镉合金制成,由驱动机构带动在堆芯内移动〔抽出或插入来控制反应性,主要用于控制反应堆的启动、停止和功率变化等较快速的反应性变化。使用控制棒带来的问题是插入控制棒后,中子密度的分布发生畸变,局部中子密度过高,出现热点,严重时会使燃料棒烧毁,因此对控制棒的插入深度要作严格控制。硼酸中的硼原子核可吸收中子,因此把硼酸溶解在慢化剂中〔压水堆中以水作为慢化剂和冷却剂,通过调节硼浓度可以控制反应性。硼酸溶液在堆芯中的分布是均匀的,不会引起中子通量畸变。但调节慢化剂硼浓度比较缓慢,这种方法只能控制因燃耗、氙毒和慢化剂温度改变等引起的比较缓慢的反应性变化。下面我们讨论影响反应性的几个重要因素。1．慢化剂温度效应慢化剂温度变化引起反应性变化的现象,称慢化剂温度效应。慢化剂温度变化1℃所引起的反应性变化的大小称为慢化剂温度系数,用表示。对于用水作慢化剂的压水堆,当温度改变时水的密度有显著的改变。水温升高后单位体积内水的分子数减少了,使中子的慢化能力变差,逃脱共振吸收的机率减小,中子泄漏的几率增大,从而使反应性减小,这时温度系数是负值；然而,因为慢化剂中含有毒物〔溶解硼,当慢化剂被加热膨胀时,单位体积内溶解硼的分子数也会相应减少,因而中子被硼吸收的几率也减少,这个效应使温度系数变为正效应。因此,当慢化剂温度增加时,引起了二个相反的效应,即纯水的负效应和溶解毒物的正效应。慢化剂温度系数是正值还是负值,要看这两方面的效应哪个更显著。在压水堆中,当水中没有或仅含有少量硼时,慢化剂温度系数是负值；在硼浓度较大时,慢化剂温度系数是正值。技术规范要求压水堆电站运行时慢化剂温度系数必须为负值,所以硼浓度不能太高,通常不超过1400g/g。2．燃料温度效应〔多普勒效应燃料温度效应是由于燃料温度变化引起238U共振截面变化引起的反应性变化,也称多普勒效应。当燃料温度上升时,238U共振吸收俘获截面峰值复盖的能谱加宽,这就导致有较多的中子损失在燃料共振区,从而使反应性下降；反之,当燃料温度下降时,则反应性增加。燃料温度变化1℃所引起的反应性变化,称为燃料温度系数〔多普勒系数,用ｕ表示,ｕ总是负值。多普勒系数的大小除随燃料温度变化外,还随堆芯运行寿期〔即运行时间而变化。多普勒效应是反应堆的一个重要和固有的稳定因素和控制手段。因为反应堆的热量主要是在燃料中产生。当有意或无意地引入一个反应性使功率升高时,燃料温度立即升高,燃料的温度效应就立即表现出来,使反应性下降,从而使反应堆返回临界而稳定在一个新的功率状态。燃料温度系数是瞬发的,对功率的变化响应很快,它对反应堆的控制和安全起着十分重要的作用。3．功率系数和功率亏损功率系数综合了多普勒系数和慢化剂系数,它表示功率每变化百分之一时反应性的变化,即/%功率。功率系数在堆芯寿期内总是负的,但在寿期终点时数值最低,这主要是由慢化剂系数引起的。我们把积分功率系数称为功率亏损。显然,功率增加时功率亏损是负值,即引入堆芯的反应性是负的,因此必须给堆芯加上等量的正反应性,才能保持反应堆临界。在核电站运行中,这种正反应性是通过提控制棒或稀释硼的方式得到的。4．氙效应在裂变产物中,存在一些热中子吸收截面较大的核素,称为毒物,它们对反应性的作用称毒效应。反应堆中产额较多、毒效应最显著的毒物是135Xe〔氙,此外还有149Sm〔钜。135Xe主要由裂变产物中的135I衰变形成,它的热中子俘获截面c＝2.7×108b。135Xe的消失途径是通过放射性衰变生成135Cs或俘获中子成为136Xe。当反应堆启动后达到稳定功率运行时,堆芯135Xe浓度开始逐渐增加,直到产生的与消失的135Xe达到平衡。0越高〔即堆功率越大,其平衡浓度也越大。当反应堆停堆时,堆芯中子通量瞬时降到零,因此135Xe俘获中子消失的途径立即中止,只由放射性衰变继续消失。由于135Xe的衰变消失速度比135I衰变产生135Xe的速度慢,起初135Xe的浓度增加,一直达到最大值后才开始下降。对应于135Xe浓度从增长到下降的过程,反应性形成一个低谷。由于停堆后的135Xe是由135I衰变产生的,人们称这个低谷为碘坑。在反应堆功率变化过程中,由于135Xe俘获中子消失的速度受到影响,在不同程度上也会出现上述的现象。5．燃耗正如火力发电厂每天要消耗大量的化学燃料——煤或石油一样,核电站中的反应堆每天也要消耗一定量的核燃料——铀、钚。根据粗略估计,一个电功率为1000MW的核电站每天大约要消耗3kg左右的铀-235〔或钚-239。评价一个反应堆燃料消耗情况的指标称为燃耗深度。核电站常用单位质量的铀发出的能量作为燃耗深度的度量,可用下式表示：式中,为燃耗深度,ＭＷ为反应堆热功率〔MW,d为运行时间〔日,ＭＷ·d即为反应堆运行一定时间后所发出的总能量；tU为反应堆的总装载量,它是指铀〔包括238U和235U的质量。燃耗的单位为MWd/tU。目前压水堆的平均卸料燃耗深度可达到30000MWd/tU或更高的数值。1.2传热学基础知识1.2.1传热的基本方式热量总是从高温物体传到低温物体,传热学的任务就是研究热传递的规律。热传递的现象很多,但可归纳成三种基本的传热方式,即导热、对流和热辐射。常用以下两个物理量来表征热传递的强弱：热流量Q——单位时间内通过某一传热面的热量,W/s；热流密度q––––单位时间内通过单位面积的热量,W/<m2∙s>。1．导热热量从物体中温度较高的部分传递到温度较低的部分,或者从温度较高的物体传递到与之接触的温度较低的另一物体的过程称为导热〔又称热传导。从微观角度来看,气体、液体、固体的导热机理是有所不同的。气体中,导热是气体分子不规则热运动时互相碰撞的结果,气体的温度较高,其分子的运动动能越大,不同能量水平的分子相互碰撞的结果,使热量从高温处传到低温处；液体或固体是通过它们的微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能；金属则主要依靠自由电子的扩散作用产生热能传递。传热学研究的范围只是以宏观方法去研究导热过程,通常只使用宏观量把导热过程与物体的温度分布联系起来。分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律。考察如图1.5所示的平板,假设两个表面均维持均匀温度,对于x方向上任意位置一个厚度为dx的微元层,根据傅里叶定律,单位时间通过该层的导热热量与其温度变化率及平板面积F成正比,即：式中,为比例系数,称为导热系数〔也称热导率,单位W/〔m∙℃。负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反。图1.5通过平板的导热假设不随温度变化,将上式积分,可得：式中——平板厚度,m；t——平板两边的温度差,℃。该式又可表示为：把它与电学上的欧姆定律I=相比,可以看出它们在形式上是类似的：传热量Q对应于电流强度I,温差t对应于电压U。于是对应于电阻R,它表示了热量传递路径的阻力,称为热阻,记为Rt。与串联电路的总电阻计算方法相仿,对于几个环节构成的传热过程〔如多层平板导热,总的热阻等于各分热阻之和。导热系数是表征导热性能优劣的参数,不同材料的导热系数值不同,即使是同一材料,导热系数值亦随温度而变。例如纯铜的导热系数为395W/〔m∙℃；碳钢为36.7W/〔m∙℃；空气为0.0259W/〔m∙℃；水为0.0559W/〔m∙℃。一般而言,金属＞液＞气。对于更复杂的情况,例如有内热源的三维导热,可以通过分析物体内部某个微元体的热量平衡推导出普遍适用的导热微分方程。稳态工况下导热微分方程的一般形式为：式中为释热率,W/m3。公式左端第一项表示从微元体表面传导出去的热量〔差一负号,第二项表示微元体内产生的热量,因此该式实际上体现了能量守衡的关系。导热微分方程是求解物体内温度分布的主要工具。对流和对流换热对流是指流体各部分之间发生相对位移,从而把热量从一处带到另一处的热传递现象。对流仅能发生在流体中,而且必然伴随有导热现象。工程上常遇到的不是单纯的对流方式,而是流体流过另一固体表面时对流和导热联合起作用的热量传递,称为对流换热。本节重点讨论对流换热。流体流过固体表面,当流体和固体温度不同时,它们之间必然会发生热量传递。紧贴固体表壁处总有一薄层流体作层流流动,其中垂直于壁面的方向上仅有分子能量的传递,即只存在导热,而层流薄层以外的区域,热量的传递主要依靠对流。对流换热的基本计算式为牛顿冷却公式：Q=F〔twtf式中F——与流体接触的壁面面积,m2；——对流换热系数,W/〔m2∙℃；tw——壁面温度,℃；tf——流体平均温度,℃。由对流换热公式可导出对流热阻。对流换热有多种类型,见表1.3。表1.3对流换热的类型单相流体对流传热两相流体对流传热沸腾冷凝强迫对流传热自然对流传热池式沸腾泡核沸腾过渡沸腾膜态沸腾滴状凝结膜状凝结流动沸腾泡核沸腾过渡沸腾膜态沸腾通过液膜的强迫对流缺液区传热求解对流换热问题,关键是求出对流换热系数,而它与许多因素有关,一般只能通过实验得出各种特定条件下适用的计算表达式。影响对流换热的因素有五个方面：<1>流体流动的原因流动分为强迫流动和自然流动两类。凡受外力的推动〔如鼓风机或泵而引起的流体流动,称为强迫流动；原来静止的流体,由于内部温度不平衡,因而流体各部分之间产生密度差,由此引起的流动称为自然流动。强迫流动和自然流动具有不同的换热规律,计算对流换热的方法也有所不同。<2>流体的流态流体的流态分层流和紊流。由于两种流态的机理不同,热传递的规律也随之而异。层流时,热传递主要依靠互不相干的流层之间的导热；紊流时,除紧贴壁面的层流底层外,流体沿壁面法线方向产生对流作用而使热传递增强。<3>流体有无相变发生在某些换热过程中,参与换热的液体因受热〔或放热而发生沸腾〔或凝结。流体有相变的换热过程与无相变的对流换热过程有很大差别。在相变过程中,流体温度基本保持相应压力下的饱和温度而不变,这时液体与壁面间的换热量等于流体吸收或放出的潜热,同时汽液两相的流动情况也不同于单相流动,所以有相变时与无相变时的换热条件大不一样。对同一种液体,有相变时的换热强度要大得多。<4>流体的物理性质不同流体如空气、水和油等,它们的物理性质不同,例如在温度和速度完全相同的水和空气中,物体被加热或冷却的快慢速度相差甚大。这主要是因为水和空气的导热系数相差悬殊,以致边界层中的导热热阻不同,从而影响了换热系数。此外,流体的动力粘度和密度通过Re数而反映出流体的流动情况是层流还是紊流,进而影响换热系数。又如流体的比热CP的大小能确定流体吸放或放热后的温度变化,从而与边界层中的温度梯度有关,当然对换热强度也有影响。<5>换热面的几何因素它包括换热面的形状、大小以及换热面在流体中的相对位置。换热面的形状和大小不同,就会影响流体在换热面附近的流动情况。例如,流体横向绕流圆柱体,尾部产生漩涡现象,流动情况与管内流动就完全不同,这些因素都会影响对流换热规律。热辐射一切物体都有辐射粒子〔光子的能力,辐射粒子具有的能量称为辐射能。物体通过电磁波来传递能量的方式称为辐射。物体会因各种原因发出辐射能,其中因热的原因而发出辐射能的现象就是热辐射。自然界中各个物体都不停地向空间发出热辐射,同时又不断地吸收其他物体发出的热辐射。辐射与吸收过程的综合结果就造成了以辐射方式进行的物体间的热量传递,这就是辐射换热。当物体与周围环境处于热平衡时,辐射换热量等于零,但这是动态平衡,辐射与吸收过程仍在不停地进行。热辐射可以在真空中传播,而导热和对流换热这两种热传递方式只能在有物质存在的条件下才能实现。当两个物体被真空隔开时,例如地球与太阳之间,导热与对流都不会发生,只能进行辐射换热,这是热辐射的一个特点。另一个特点是辐射换热不仅产生能量的转移,而且还伴随着能量形式的转化,即发射时从热能转换成辐射能,而被吸收时又从辐射能转换为热能。实验表明,物体的辐射能力与温度有关,同一温度下不同物体的辐射与吸收本领也大不一样。一种称做绝对黑体〔简称黑体的理想物体在同温度的物体中具有最大的辐射本领和吸收本领。黑体在单位时间内向所有方向辐射出的热量称为辐射力E,它由斯蒂芬—玻尔兹曼定律计算：E=0FT4式中F——物体的辐射表面积,m2；0——黑体辐射常数,也称斯蒂芬—玻尔兹曼常数,其值为5.67×-8W/〔m2∙k4；T——表面的绝对温度,K。实际物体的辐射能力小于同温度下黑体的值,其计算可以采用斯蒂芬—玻尔兹曼定律的经验修正形式：E=0FT4式中,ε称为该物体的黑度〔又称发射率,与物体的种类及表面状态有关,其值总是小于1。在压水堆稳态工况下,堆内的温度不是很高,辐射换热量相对于导热和对流小得多,一般可以忽略不计。但在事故工况下,堆内可达到相当高的温度,就要考虑热辐射的作用了。4．传热过程在换热设备中,需要交换热量的冷、热流体一般分别处于固体壁面的两侧,热量由壁面一侧的流体穿过壁面传到另一侧的流体中,这个过程称为传热过程。传热过程包括三个串联的环节。第一个环节是高温流体传热给壁面,属对流换热；第二个环节是热量从固体的一侧传到另一侧,属导热；第三个环节是另一壁面传热给低温流体,属对流换热。传热过程的基本计算公式为：q=kt〔1-1式中,k为传热系数,W/<m2∙℃>；t=tf1–tf2,即两侧流体的温差。流体的温度比较容易测量,因此求解上式的关键在于计算k。下面以平板的传热过程为例分析如何推导k。图1.6平板传热过程[方法一]由各环节的传热方程式推导。三式相加得：把它与式〔1-1比较,可得：[方法二]利用热阻的概念。传热过程的三个环节相当于三个串联的热阻：1/11/2根据欧姆定律,总热阻为：又从式〔1-1可知：所以1.2.2单相流体的对流换热在核电站的许多系统,如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发生器或凝汽器的传热管内,水与壁面之间的传热都是单相流体的强迫对流换热。对于管内单相流动的情况,对流换热系数用下式计算：式中——对流换热系数,W/<m2∙℃>；——流体的热导率,W/<m∙℃>；De——流道的当量直径,其中,A为流道截面积,U为湿润周界；Re——雷诺数,,无因次；V——流速,m/s；——流体密度,kg/m3；——流体动力粘度,kg/<m·s>；Pr——普朗特数,,无因次；Cp——流体的定压比热,J/<kg·℃>。c1和c2为常数。对于管内流体与壁面的传热,c1＝0.023,c2＝0.4。在反应堆堆芯中,燃料棒成栅格排列,每四根燃料棒构成一个棒束栅元,冷却剂在其中流动,形成一个水力流道〔如图1.7。对于这种情况,,,其中l为燃料棒中心距,d为燃料棒外径。图1.7棒束栅元从图中可见,流道的截面积等于正方形面积减去一根燃料棒的截面积,湿润周界为四条1/4燃料棒周长之和,即等于一根燃料棒的周长。大亚湾核电站燃料棒外径d＝9.5mm,棒中心距为l＝12.6mm,因此一个棒束栅元的当量直径为1.2.3沸腾传热沸腾是一种重要的传热机理,它存在于蒸汽发生器、稳压器的电加热器表面等传热设备之中。在正常运行时,堆芯局部也存在欠热沸腾。在反应堆冷却剂系统出现破口而突然卸压时,堆芯中会出现复杂的沸腾工况。沸腾可以分为池式沸腾和流动沸腾。池式沸腾是指浸没在大容积液体内的传热面上产生的沸腾,流动沸腾是液体流过传热面时产生的沸腾。在堆芯和蒸汽发生器传热管二次侧出现的都是流动沸腾,稳压器中则是池式沸腾。下面主要讨论流动沸腾工况。图1.8表示竖直放置的均匀加热通道中流体的流动结构和相关的传热工况,其中图<a>是热流密度较小的情况,图<b>表示热流密度大时的情况。图1.8流动沸腾的传热区域1．热流密度较低时的沸腾工况此时,流道内相继会出现下列传热工况：<1>单相液体强迫对流传热。这时液体的温度低于饱和温度。<2>泡核沸腾。泡核沸腾又可分成两种情况：——欠热泡核沸腾：此时液体的主流温度还没有达到饱和温度,但壁面已经超过饱和温度,在壁面上产生了汽泡。汽泡脱离壁面后进入主流区,与欠热水相遇后冷凝,所以汽泡主要存在于壁面附近。——饱和泡核沸腾：发生在液体主流温度已经达到饱和温度的情况下,主流中存在分立的汽泡。在泡核沸腾工况下,壁面上的汽泡不断产生又不断脱离,对边界层产生很大的扰动,对传热有明显的改善作用。<3>通过液膜的强迫对流蒸发。这时两相流中的含汽率已经相当大,两相流呈环状流动结构,即液体薄层沿壁面流动,形成一个环状液膜,中间是汽芯。热量传到液膜与汽芯的交界面,液体的蒸发将热量带走。<4>缺液区的传热。液体呈滴状混在蒸汽中一起流动。由于此时液膜已经烧干,加热表面与蒸汽相接触,与液膜烧干前相比,传热系数大幅度降低,壁温突然升高。但因为液滴对传热有增强作用,所以传热系数仍高于下一阶段单相蒸汽时的传热。液膜烧干时的工况,即强迫对流蒸发到缺液区传热的转折点,称为"干涸"。<5>单相蒸汽的对流传热。传热系数降低,壁温将进一步升高。2．热流密度较高时的沸腾工况当加热壁面的热流密度提高时,泡核沸腾阶段壁面上产生汽泡的数量增多。当热流密度增加到一定程度时,产生的汽泡在离开壁之前就连成一片,形成一个汽膜。汽膜覆盖了传热表面,形成很大的热阻,传热系数陡然降低,壁面热量不能被及时传出,引起壁温急剧上升。传热表面被汽膜覆盖时的沸腾工况称为膜态沸腾,由泡核沸腾转变成膜态沸腾现象称为偏离泡核沸腾,记作DNB。在膜态沸腾之后,接下去是缺液区的传热和单相蒸汽的传热。3．沸腾危机由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降,导致传热壁面温度骤然升高的现象称为沸腾危机,发生沸腾危机时的热流密度称为临界热流密度。如上所述,在流动沸腾中有两种沸腾危机,一种是偏离泡核沸腾〔DNB,其机理是泡核沸腾在热流密度足够大时突然转变成膜态沸腾,它发生在含汽率很低或者欠热的液体中；另一种沸腾危机是干涸〔Dryout,其机理是环状流的液膜由于不断蒸发而破裂甚至蒸干,传热面由于失去液膜覆盖而传热性能变差,这种沸腾危机发生在含汽率很高的环状两相流中。在堆芯中传热恶化的危险主要来自偏离泡核沸腾,但在一回路大破口失水事故中的堆芯裸露阶段,也有可能出现干涸。由于下列两种原因,堆芯中发生偏离泡核沸腾的后果比发生干涸时严重很多：<1>发生偏离泡核沸腾的必要条件是热流密度特别大,因而一旦传热能力下降时,传热面上热量的积聚和温度的升高将是非常迅猛的。而干涸的出现主要决定于流量和含汽率,通常热流密度并不很高。<2>在从泡核沸腾转变成膜态沸腾时,传热系数降低的幅度很大,这就更加剧了传热面〔例如包壳温度上升的过程。而干涸发生后,蒸汽的流速通常很高,而且其中还夹带着液滴,所以发生干涸时传热系数降低的幅度较小。4．临界热流密度燃料元件表面如果出现了偏离泡核沸腾工况,包壳温度上升很快,这时锆合金的机械特性、化学特性都急剧恶化,致使燃料元件发生破损,所以有时把这种工况称做"烧毁"。发生偏离泡核沸腾时的临界热流密度记作qDNB。qDNB的大小主要受下列因素影响：<1>质量流速。流速大,流体的扰动强,加热面上难以形成稳定的汽膜,因而使qDNB增大；<2>通道进口处水的欠热度。欠热度越大qDNB越大；<3>工作压力。压力增加会使饱和温度上升,因而两相流中的含汽率减小,这使qDNB增加；<4>发生DNB处冷却剂的焓。冷却剂的焓越大,越易产生汽泡,故qDNB越小；<5>加热表面的粗糙度。粗糙度大,流体搅动加强,使汽泡容易脱离壁面,qDNB有所增大。qDNB的数值可以用公式进行计算,所用的公式是从大量的试验结果综合出来的,是半经验公式。大亚湾核电站所用的qDNB计算公式是WRB-1,它是从美国西屋公司的W-3公式改进而得到的。公式中除了上述影响因素之外,还考虑了热流密度沿流道分布不均匀、冷壁效应、定位格架和棒弯曲等因素的影响。5．偏离泡核沸腾比为了保证反应堆的安全,在设计中要求燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。为了定量表达这个要求,引入了偏离泡核沸腾比这个概念,简称DNBR。DNBR指通过计算得到的燃料元件某点的临界热流密度与该点运行中实际的热流密度的比值,即：DNBR<z>值沿冷却剂通道长度是变化的,图1.9示出了热流密度沿轴向呈余弦分布时DNBR沿轴向的分布。显然,某一点DNBR越大,则该点越不易发生偏离泡核沸腾。曲线上最小值称为最小DNBR,记作DNBRmin或MDNBR。大亚湾核电站反应堆设计要求在稳态工况下DNBRmin2.08,在瞬态工况下DNBRmin1.22。图1.9DNBR沿冷却剂通道轴向的变化1.3水力学基础知识1.3.1运动流体的机械能运动流体的总机械能可表示如下：总机械能＝位置势能＋压力势能＋运动流体的动能对于如图1.10所示的运动流体,假设流体的质量为1kg,流体在1和2两个点的总机械能如表1.4所示。图1.10运动的流体表1.4单位质量流体的总机械能位置势能压力势能动能总机械能1点gH12点gH2流体1点和2点总机械能的差值为：〔1-2有三种不同的情况：<1>W2－W1＝0流体在1点和2点之间自由流动,无摩擦,与外界无能量交换。此时流体内各点总机械能保持恒定,只是不同形式的机械能相互转换。<2>W2－W102点的总机械能大于1点,在1点和2点之间流体吸收能量,如水泵对流体做功。12<3>W2－W1<0流体在1、2点之间损失能量,例如涡轮机对外做功或压头损失。121．流动流体机械能的其它几种表示方法<1>以流体压力表示把式〔1-2右端乘以密度,得到：它的量纲是压力,于是转换为压力表达形式。对于与外界无能量交换、无摩擦的流动,则有：即其中和表示流体在1点和2点运动所产生的动压力；P1和P2表示1点和2点的静压力；gH1和gH2表示由于流体的高度而产生的静压力。<2>以液柱高度表示若将上式除以g,则变成如下形式：这样,所有压力〔包括动压力、静压力和高度产生的压力均用在管道中流动液体的液柱高度表示,也称压头。2．压头损失实际上各种流体都是有粘性的,考虑了液体粘性的流体称为实际流体。由于有粘性,液体在流动过程中,液滴相互之间以及液体与管道之间就会产生摩擦,导致能量的损耗；当流体流道有起伏变化,也会引起机械能损失。这些能量损失统称为压头损失。如图1.11所示。图1.11有摩擦的流动对于有摩擦的流动,在点1和点2之间总机械能的变化中须加入一个压头损失总和的附加项,即：或者写成W2－W1=－12压头损失分为两类。一类是流体与壁面或流体内部的粘性摩擦产生的压头损失,称为摩擦压降Pf；另一类是流体流过有急剧变化的固体边界时〔例如截面突然扩大或缩小、弯头、阀门等处所出现的压头损失,称为局部压降Pc。<1>摩擦压降计算单相流动的摩擦压降,普遍采用达西公式：式中f——摩擦系数,无因次；L——通道长度,m；De——通道的当量直径,m；——流体的密度,kg/m3；V——流体的流速,m/s。摩擦系数f与流体的粘度、管道的粗糙度等有关。<2>局部压降流体流经局部地区的运动非常复杂,所产生的压降一般只能由实验确定,只有个别情况下,例如截面突然扩大或缩小,才能由理论分析给出结果。如果流体在局部地区的速度变化为零〔进、出口截面相等,那么局部压降就只有形阻压降了。局部压降的计算公式是：式中k为局部阻力系数,由实验确定。典型情况的局部阻力系数可查阅有关手册。根据上面的分析,无论是摩擦压降还是局部压降,其压头损失的形式均可表示为KV2〔V为流速,K为压力损失系数,即与流速的平方成正比。为了补偿该项能量损失,必须在流体回路中建立起一个与压头损失相等的驱动压头P,一般通过泵来产生。1.3.2泵的特性泵用来将一种流体从一处输送至另一处,提供所需要的流量和压力。如图1.12,为了实现这一目的,泵必须产生一定的功,包括将流体从1提升到2的抽水功和把流体从2提升到3所需的的唧送功。1．位置水头和压力计水头如图1.12,位置水头是指1点到3点之间的水位差,它包括抽水水头Ha’〔1点到2点之间的水位差与唧送水头Hr’〔2点到3点之间的水位差之和,即：这是理论上泵所做的功,因为没有考虑以下因素：回路内的压头损失；抽水时可能有空气进入；抽水管内流体的速度建立过程。由此引出了实际水头或压力计水头的概念。压力计水头就是进口压力计和出口压力计指示的水头之和：Ht＝Ha＋Hr压力计水头是在运行期间测得的压头,也称扬程,它反映了泵实际做的功,因此大于位置水头。图1.12位置水头和压力计水头2．离心泵的特性曲线离心泵是电厂使用最多的一种泵,它的工作原理是利用叶轮旋转产生的离心力做功把能量传递给流体。<1>泵的特性曲线对于常用的离心泵〔相对于旋转方向叶片向后倾斜,工作时的理论压力—流量曲线如图1.13中①所示,在流量上升时压力下降。这里所说的的压力指单位质量流体从泵进口到泵出口的能量增加,即扬程,一般以液柱高度表示。实际的工作特性是在考虑下列情况时获得的：——泵内的压头损失〔与流速平方成正比；——由于冲角不良造成的损失〔在额定流量时为零。这样实际的特性曲线如图1.13中④所示,曲线上每个流量所对应的压力是相应流量下曲线①减去曲线②和③所对应的压力。图1.13泵压力—流量特性曲线<2>管路运行特性曲线它反映了流体在管路中压降与流量的关系,由总的位置水头加上随流量变化的压头损失得到。总位置水头是不变的,压头损失与流速平方成正比,因此管路运行曲线呈抛物线形。<3>泵的工作点一台泵在水力回路内工作,它的工作点〔即稳定运行时的流量和压头参数必然既要满足泵的工作特性,又要满足回路的工作特性,所以该泵的特性曲线与管路运行曲线的交点就是泵的工作点,如图1.14中的M点,相应流量和压力为Q1和H1。图1.14泵的工作点<4>流量的调节第一种方法：通过改变管路的运行曲线〔例如装一个调节阀或节流孔板,从而改变与泵特性曲线的交点,如图1.15。这种调节的优点是成本低,缺点是回路中的压头损失增加,特别是在阀门关小时,有用功率提供的功率。第二种方法：通过改变泵的转速〔例如增设调速器,改变泵的特性曲线,从而改变工作点。这种方法的优点是压头损失不变化,有用功率≈提供的功率,缺点是成本较高。图1.15调节流量的两种方法在核电站中,有的系统同时使用这两种方法调节流量,例如蒸汽发生器给水流量的调节,就是在调节给水阀的同时也调节给水泵的转速。<5>泵的联接若干台泵可以通过串联或并联构成泵组以满足实际需要,其特性曲线见图1.16。串联的目的是提高同样流量下的唧送压力,如凝结水泵和给水泵等都是串联泵；并联的目的是在同样的唧送压头下增加流量,如给水泵、RRA泵等都是并联的。图1.16泵的串联与并联<6>泵的功率泵在运行时使流体建立压头和流量,即对流体做了功,其水力功率〔即有用功率为：式中Qv——体积流量,m3/s；——液体密度,kg/m3；h——压力计水头,m。泵的机械功率是泵轴上提供的功率,也称轴功率。它是选择泵的驱动电机或汽机的依据。图1.17泵的功率—流量曲线<7>泵的效率由于泵内存在水力损失〔泵内部流道中的摩擦和涡流、流量损失〔液体回流和机械损失〔部件摩擦损耗,所以轴功率不可能全部转变为水力功率,泵效率定义为：泵效率开始随流量的增加呈上升趋势,但由于摩擦损失和冲角损失等原因,经过一个最大值后下降,如图1.18所示。通常选取效率最高点附近作为泵的使用范围。如果偏离额定流量太远,不但降低效率,而且还会发出很大噪音,甚至造成泵的损坏。图1.18泵的效率—流量特性曲线3．泵的汽蚀当泵内某处的压力低于相应液体温度的饱和压力Ps时,部分液体开始汽化,形成汽泡。汽泡随液体进入泵的高压区,由于该处压力较高,汽泡迅即凝结,周围的液体以极高的速度向汽泡原来所占空间冲去,于是局部地区产生高频、高冲击力的水击,可能将叶轮表面打成蜂窝状,这种现象叫汽蚀。如果汽蚀持续发展,汽泡大量产生,就会影响正常流动,噪音和振动剧增,泵的压力、流量和效率均下降,并且缩短泵的寿命。因此泵在运行时应严格防止发生汽蚀。通常用汽蚀余量〔或称净吸入压头NPSH作为判断水泵是否发生汽蚀的物理量。<1>可用汽蚀余量NPSHav液体进入泵之前所剩余的并能有效地利用来防止汽蚀的压头叫可用汽蚀余量,简称NPSHav。它仅与泵入口处压力P、液体温度对应的饱和压力Ps以及泵进口截面上流体速度V有关：NPSHav代表泵进口处单位质量液体所具有的超过汽化压力的富余能量。流体的压力越低,温度越高,则NPSHav就越小,汽蚀危险性增加。<2>必需汽蚀余量NPSHre它与水泵本身设计有关,是衡量水泵抗汽蚀性能好坏的一个物理量,由水泵生产厂提供。当水泵进口处流体的NPSHav降低到正好等于NPSHre时,叶轮内将发生汽蚀。水泵内不发生汽蚀的必要条件是：NPSHavNPSHre在核电站系统中,给水泵和凝结水泵进口的水都是接近饱和状态的,为了获得必要的可用汽蚀余量NPSHav,把这些泵与其上游设备〔除氧器或凝汽器安装相距一定的高度,以便利用相连管道中液柱高度增加水泵进口压力。1.3.3自然循环水力回路内水的流动是依靠泵提供的驱动压头来补偿水流动过程中的压头损失的,即P动力=P阻力。在水泵故障或失电情况下,为保持水以一定流速流动,在设计上可采用水流动的自然循环,例如当主泵断电时,依靠自然循环带出堆芯产生的热量〔衰变热。1．自然循环的建立自然循环是在闭合回路内依靠热段〔向上流和冷段〔向下流中流体的密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。下面以核电站一回路为例说明自然循环的机理。为了便于理解,将反应堆和蒸汽发生器分别简化成加热点源和冷却点源,回路中管道系统如图1.19所示。热源与冷源之间的高度差为Z,热段〔反应堆出口至蒸汽发生器进口冷却剂的密度为h,冷段〔蒸汽发生器出口至反应堆进口冷却剂的密度为c。图1.19一回路自然循环示意图驱动压头为：上升段的总压降为：式中,是上升段〔整个热段长度的摩擦压降,是上升段所有的局部压降之和。所以,上升段有效压头为：下降段的总压降为：式中,是下降段的摩擦压降,是下降段所有局部压降之和〔包括水泵停转时冷却剂流过水泵时的摩擦阻力和局部阻力。由于这些压降值均与循环流量W有关,因此不同的流量下可以有不同的Pe和Pdw值,画出Pe—W曲线和Pdw—W曲线,两条曲线的交点就是所求的稳态工况下的自然循环流量。实际情况下,反应堆不是点热源,蒸汽发生器也不是点冷源,因此冷却剂在反应堆和蒸汽发生器内流过时也有各种压降,驱动压头计算并非如此简单,计算整个自然循环流量是非常繁琐的迭代过程。建立自然循环注意的问题由上面的介绍可知,自然循环的建立是依靠驱动压头克服了回路内上升段和下降段的压降而产生的。如果驱动压头不足以克服上述压降,自然循环就要停止。其原因可能是由于上升段和下降段的磨擦压降和局部压降太大,因此需要设法减小这些压降,例如采用稍大些管径的管子,尽量减少产生各种局部压降的阻力件等；也可能是由于驱动压头太小,即由于上升段〔热段和下降段〔冷段之间的密度差不够大所造成的,或反应堆和蒸汽发生器之间位置差不够所造成的。在核电站中,如果蒸汽发生器二次侧冷却能力过强,反而会使一回路的自然循环能力减小以致中断。这是由于核电站的蒸汽发生器传热管是倒U形管,在蒸汽发生器二次侧冷却能力过强时,会使一次侧的冷却剂在倒U形管内的上升段很快降温,因而使U形管内的上升段和下降段中冷却剂的平均密度差不大,驱动压头降低很多,使自然循环流速降低,其结果会使反应堆容器顶盖下部出现汽泡,使自然循环中断。另外,自然循环必须是在一个流体连续流动的回路〔或容器中进行,如果中间被汽体隔离,就不能形成自然循环。例如堆芯中若产生大量蒸汽并积存在反应堆容器的上腔室,使热段出水接管裸露出水面,不能形成一个流通回路,自然循环就会中断；或者在蒸汽发生器倒U形管顶部积存了蒸汽,驱动压头又不足以使倒U形管段中的水冲过去赶走积存的汽体,自然循环也要中断。当反应堆上腔室或蒸汽发生器倒U形管顶部积存汽体使自然循环中断后,如果反应堆容器中有较大的汽空间,则热段管道和倒U形管上升段中的水靠自重返回反应堆容器。此后,堆芯的蒸汽到达蒸汽发生器的倒U形管进行冷凝,凝结的水又返回堆芯,如此循环可以把热量传导给二次侧。这种循环传热方式称为回流冷凝。当自然循环回路中出现汽体时,如要恢复自然循环,可设法使一回路升压,这样汽腔中的蒸汽就会凝结,凝结后的空间靠稳压器内的水填充,或靠补给水填充。1.4热力循环1.4.1热力状态参数在热力学研究中,我们常常要分析工质所处的状态,即某一瞬间工质所呈现的宏观物理状况。它可以用状态参数来描述。标志工质所处状态的宏观物理量称为工质的热力状态参数,简称状态参数。对应于物体的每一状态,各项状态参数都具有确定的数值,因此我们根据任何一个状态参数的变化,都可以断定物体的状态发生了变化。在工程热力学中常见的状态参数有压力、比容、温度、内能、焓、熵。一般只需知道上述两个独立参数就可确定工质的状态,即其它一切参数也就确定了。对于前三个参数,大家比较熟悉,下面简单介绍内能、焓和熵。1．内能内能是热力系内部自身所具有的能量。它包括分子运动的动能和由于分子之间的吸引力和排斥力所形成的位能,热力系本身宏观运动的能量和外场作用的能量都不计入内能之中。由于温度反映了物质分子运动的强弱,因此内能是温度的函数。内能用U表示,单位为J。2．焓焓的定义为：H=U+pV式中H——焓,J；U——内能,J；p——压力,Pa；V——体积,m3。焓的物理意义可从定义式说明。pV是工质流入热力系〔如汽轮机汽缸时外界对工质做的功,这部分功转变成工质的能而进入热力系,也称为工质的压能。因此,焓是工质的内能和压能之和,可看作为随工质转移的能量。只有当工质流入流出一具有压力的空间时,pV才有意义,否则就可不必考虑。在不做功的纯加热过程中〔如蒸汽发生器,工质吸收的热量等于工质焓的增值；在做功的绝热过程中〔如汽缸,工质做的功等于焓降。1千克工质具有的焓称比焓,记为h,单位为J/kg。3．熵我们知道,在传热过程中,温度T是传热的推动力,只要工质与外界有微小的温差就能传热。而相应地有另一状态参数,它的改变标志有无传热,这个参数就称为"熵",以符号S表示。在可逆过程中,传热量Q可表示为：dQ=TdS或由此可得熵的数学定义式：式中S的单位是J/K,T是热力学温度,单位为K。以T为纵坐标、S为横坐标,组成T–S图〔或称温熵图,可以描述工质的状态变化过程。如图1.20,图上每一点表示一个平衡态,而曲线下的面积〔图中12s2s11等于,即表示1-2过程中工质与外界所交换的热量。可见使用T–S图可以形象地将热量表示出来。图1.20T–S图根据熵的定义式,若dS0,则dQ0,说明过程中工质的熵增加,表示外界对工质加热,过程曲线向右延伸；若dS0,则dQ0,说明过程中工质的熵减少,表示工质向外界放热,过程曲线向左延伸；若dS=0,则dQ=0,表示工质与外界无热量传递,即绝热过程。4．水蒸气的T-S图水蒸气的T–S图如图1.21所示。图中有两条界限曲线——饱和水线和饱和蒸汽线,它们将坐标平面划分成三个区域：欠热水区、湿蒸汽区和过热蒸汽区,并表示了水的五种状态：欠热水、饱和水、湿饱和蒸汽、干饱和蒸汽和过热蒸汽。饱和水线和饱和蒸汽线汇合于临界点c,其温度和压力分别记为Tc和pc。饱和水线上干度〔含汽率x=0,饱和蒸汽线上x=1,在这两条线之间分布了若干等干度线。对于定压加热过程,可以用曲线1-2-3-4表示。其中1-2段表示欠热水加热到饱和水的过程,它非常靠近饱和水线；2-3段表示汽化过程,是一条水平等温线；3-4表示蒸汽过热过程。压力提高,对应的饱和温度也提高,蒸汽定压加热线向上移动,如1-2’-3’-4’和1-2’’-3’’-4’’所示。在湿蒸汽区,它们是相互平行的水平线。在欠热水区,各压力下的加热曲线几乎重合,这是因为水的可压缩性非常小,从低压到高压其温度几乎不上升。图1.21水蒸气的T–S图1.4.2卡诺循环热能从热力学的观点来看,一切蒸汽动力装置都是由吸热、膨胀、放热、压缩等过程组成的热力循环。卡诺循环就是一种理想的热力循环。卡诺循环由两个定温过程及两个绝热过程组成。如图1.22所示,工质在等温TH下自热源吸入热量Q1,在可逆绝热膨胀过程2-3中,工质温度自TH降至TC,然后,工质在等温TC下向冷源放出热量Ｑ2。最后经可逆的绝热压缩过程4-1,工质温度由TC升高到TH,从而完成一个可逆循环1-2-3-4。图1.22卡诺循环对于一切热功转换过程,热效率定义如下：对于理想循环,,可以导出卡诺循环的热效率公式如下：卡诺循环在历史上首先奠定了热力学第二定律的基础。它表明,从热源获得的热量,只有一部分可以转换为机械功,而另一部分热量放给了冷源。从卡诺循环的分析可以得到如下重要的结论：<1>卡诺循环的热效率是实际热力循环的热效率可以接近的极限值,从而可以度量实际热力循环的热力学完善程度；<2>提高热力循环的热效率的方向是尽可能提高工质吸热时的温度,以及尽可能使工质膨胀至较低的温度,在接近自然环境温度下对外放热；<3>对于任意复杂循环,可利用对应的广义卡诺循环来分析,即以平均吸热温度和平均放热温度代替TH和TC,两者具有相同的热效率。对水蒸气而言,要实现工质的定温加热和定温放热过程,是比较容易的,因为在饱和水的定压汽化与饱和蒸汽的定压凝结过程中温度都保持不变,如前所述。但是,在绝热膨胀末期,蒸汽湿度很高,对动力机不利；另外,在低温放热终了时,蒸汽未完全凝结,汽水混合物的比容很大,湿蒸汽压缩有困难,且耗功太多。由于这些原因,尽管卡诺循环在热力学理论方面具有重大的意义,但是迄今为止,在工程上还没有制造出完全按卡诺循环工作的热力发动机。1.4.3朗肯循环实际蒸汽动力装置的热功转换过程都是以朗肯循环为基础的。理想朗肯循环是一种无过热、无再热、无回热的简单循环,它是研究各种复杂蒸汽动力装置的基本循环。饱和蒸汽的朗肯循环与卡诺循环的不同之处在于它排放蒸汽是完全凝结成水的,然后绝热压缩,再定压加热至饱和水,如图1.23所示。显然,水的压缩要比汽水混合物容易得多,只需用结构较小的水泵进行压缩。图1.23朗肯循环朗肯循环的热效率为：从图中可以明显地看出,朗肯循环的效率要低于卡诺循环的效率。为了提高循环热效率,实际蒸汽动力装置的热功转换过程采用的是加以改进的朗肯循环,增加了过热、再热和回热等措施。1．过热循环过热循环与朗肯循环的不同之处在于水汽化后紧接着去过热器进行加热,使其变为过热蒸汽〔点1a后再去汽轮机膨胀作功,如图1.24所示。图1.24过热循环该循环可以看成是朗肯循环5-1-2-3-4与循环1-1a-2a-2的叠加,显然其效率大于朗肯循环,因为附加循环的平均吸热温度更高。但是压水堆核电站不宜使用过热蒸汽,这主要受热源温度的限制,因为一回路平均温度为310℃,要得到过热蒸汽就意味着要降低蒸汽的压力,这将使得热力循环热源平均温度降低。2．再热循环再热循环指蒸汽在汽轮机中膨胀作功到一定压力后,又全部回到锅炉或再热器中进行第二次加热,然后再回到汽轮机继续膨胀作功,直至终点,如图1.25所示。图1.25再热循环该循环可以看作是无再热的朗肯循环5-1-a-3-4-5与再热过程构成的附加循环2-1’-2’-a所组成的循环。采用蒸汽中间再热是否能提高整个再热循环的热效率,取决于附加循环的平均吸热温度是否高于基本循环的相应值。3．回热循环在朗肯循环中,工质从热源获得的热量,大约有60%要向冷源排放,其余的热量才通过热动力装置对外作功,这是动力发电厂热经济性不高的基本原因。减少热量向冷源的排放,是改善热力循环的主要方向,由此出现了回热循环。回热循环与朗肯循环的区别在于设置了给水加热器,对返回锅炉或蒸汽发生器的给水进行加热,见图1.26。加热器的热源是从汽轮机蒸汽膨胀过程中抽出的一部分蒸汽,抽汽汽量占蒸汽总流量的比例为。这部分蒸汽膨胀到O1点被抽出,在给水加热器中被冷凝,状态变为O1’。这样一部分蒸汽把它的汽化潜热传给了给水而不是放给了冷却水,部分消除了朗肯循环在较低温度下吸热的不利影响,使循环热效率得以提高。图1.26回热循环采用回热循环总是可以提高热效率的,其原因可以从两方面来理解：<1>从热量利用方面看,减少了向凝汽器的放热损失；<2>从加热方面看,回热加热时加热器温差比热源直接加热时小,因而不可逆损失减小了。发电厂的实践表明,采用加热循环可使热经济性提高约10~15%。循环热效率计算本节给出一个计算热力循环热效率的例子。图1.27是过热蒸汽汽轮机动力装置的流程示意图,其热力循环的温熵图见图1.28。这里假设所有过程均为可逆过程。给水泵将水的压力提高到Pa,并送入锅炉,水泵消耗于每千克给水的功为Lp。水在水泵中的绝热压缩过程在T–S图上表示为a’a线。图1.27热力发电厂示意图图1.28热力循环T-S图在锅炉〔或蒸汽发生器中,水在等压下被加热到沸腾〔ab线、蒸发〔bc线,此后进入过热器,在那里蒸汽温度升高到t0〔cd线,其焓为h0〔kJ/kg。由于整个过程都是在等压下进行的,所以每千克蒸汽所吸收的热量q1全部用于提高蒸汽的焓,即：式中h0——过热器出口蒸汽的焓；ha——进入锅炉时给水的焓。蒸汽在汽轮机中膨胀所做的功为Lt,如果汽轮机工作时没有损失,并与外界不发生热交换,则膨胀过程沿绝热线〔等熵线进行,如图1.31上的de线。汽轮机排汽进入凝汽器,在等压Pc下把热量放给冷却水,自身凝结成水,凝结水的焓为,然后再由给水泵送到锅炉中。这样,水和水蒸汽在热力装置中就完成了一个循环。每千克蒸汽在凝汽器中放出的热量q2为：式中hct为汽轮机排汽的焓。从每千克蒸汽中所能得到的功Ｌ可以用热量差来表示：式中Lt——1千克蒸汽在汽轮机内所产生的功；Lp——压缩1千克水在水泵中所消耗的功。循环热效率t为：如果不计水泵的功,即认为,则：式中h0=h0hct为汽轮机理想绝热焓降。以上为理想装置中的过程,即汽轮机内没有损失,没有热交换。因此,这样算出的循环热效率是在一定的蒸汽初参数和凝汽器压力下,装置所能达到的最大效率。1.5核电站总体介绍1.5.1核能的转换与传输图1.29表示压水堆核电站的原理流程。在核电站中,反应堆的作用是进行核裂变,将核能转化为热能。水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能,成为高温高压的水,然后沿管道进入蒸汽发生器的U型管内,将热量传给U型管外侧的汽轮机工质〔水,使其变为饱和蒸汽。被冷却后的冷却剂再由主泵打回到反应堆内重新加热,如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,这个循环回路称为一回路,也称核蒸汽供应系统。一回路的压力由稳压器控制。由于一回路的主要设备是核反应堆,通常把一回路及其辅助系统和厂房统称为核岛〔NI。图1.29核电站原理流程图汽轮机工质在蒸汽发生器中被加热成蒸汽后进入汽轮机膨胀作功,将蒸汽焓降放出的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。汽轮机转子与发电机转子两轴刚性相连,因此汽轮机直接带动发电机发电,把机械能转换为电能。作完功后的蒸汽〔乏汽被排入冷凝器,由循环冷却水〔如海水进行冷却,凝结成水,然后由凝结水泵送入加热器预加热,再由给水泵将其输入蒸汽发生器,从而完成了汽轮机工质的封闭循环,我们称此回路为二回路。二回路系统与常规火电厂蒸汽动力回路大致相同,故把它及其辅助系统及厂房统称为常规岛〔CI。综上所述,核能发电包括核能→热能→机械能→电能的能量转换全过程。其中后两种能量转换过程与常规火力发电厂内的工艺过程基本相同,只是在设备的技术参数上略有不同。核反应堆从功能上相当于火电厂的锅炉系统,但由于它是强放射源,流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性,一般不宜直接送入汽轮机,否则会造成汽轮发电机组操作维修上的困难,所以压水堆核电站比普通电厂多了一套动力回路。1.5.2压水堆核电站系统构成1.核岛系统一回路主系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成。反应堆外壳是一个耐高压容器,通常称为压力容器或压力壳,其内安装着由许多核燃料组件构成的堆芯。一回路主系统由3个环路对称地并联在压力容器接管上构成,每个环路有一台主泵和一台蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压器,以维持一回路运行压力。此外,还有一些安全和辅助系统,这些系统按照它们的功能大体上可以分为三类：<1>专设安全系统——在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入,阻止事故的进一步扩大,保护反应堆的安全,同时防止放射性物质向大气环境扩散。包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统。<2>核辅助系统——保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆,包括化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统等。<3>三废处理系统——回收和处理放射性废物以保护和监视环境,包括废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。2.常规岛系统常规岛系统可划分为汽轮机回路、循环冷却水系统和电气系统三大部分。<1>汽轮机回路汽轮机回路主要设备有汽轮机、汽水分离再热器、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵和高压加热器等。这个循环回路的流程原理与火力发电厂基本相同,只是由核岛部分的蒸汽发生器代替了火电厂的蒸汽锅炉。蒸汽发生器的出口蒸汽进入汽轮机带动发电机发电以后排入冷凝器,在冷凝器中被循环冷却水冷凝成凝结水。凝结水由凝结水泵经低压加热器加热后送入除氧器中进行除氧,再由给水泵经高压加热器加热后送入蒸汽发生器作为给水产生蒸汽重复使用。由于蒸汽发生器传热管把一、二回路的水隔离开,这个汽水循环回路中的水和蒸汽是不带放射性的。高、低压加热器的加热热源分别由汽轮机的高压缸和低压缸中间级抽汽提供。由于核电站汽轮机的进口蒸汽为饱和蒸汽,高压缸的排气含有较多的水份,为防止或降低湿蒸汽对汽轮机叶片的冲蚀作用,在高压缸和低压缸之间设置了汽水分离再热器,以使高压缸排气中水份分离掉并加热,使进入低压缸的蒸汽变为过热蒸汽。为了在汽轮机大负荷瞬变或汽轮机紧急跳闸时反应堆能维持适当负荷,获得冷却,另外设置了蒸汽旁路系统,主蒸汽可由主蒸汽联箱直接通往冷凝器和除氧器。<2>循环冷却水系统亦称三回路,其主要功用是向冷凝器供给冷却水,确保汽轮机冷凝器的有效冷却。它是个开放式回路,循环水从海中抽取,流经冷凝器管路之后,循环水又流回海里。对于内陆核电站,循环冷却水可以是封闭循环,通过冷却塔向大气排放热量。<3>电气系统电气系统包括发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器等。发电机出线电压经主变压器升压后与主电网相连。在正常运行时整个厂用设备的配电设备由发电机的出线经过厂用变压器降压供电,当发电机停机时则由主电网经过主变压器反向供电。若此时主电网失电,则由另一外部电网经过辅助变电器向厂内供电。当上述电源均故障不可用时,则由备用的柴油发电机组向厂内应急设备供电,以保障核电站设备的安全。1.5.3厂房布置大亚湾核电站厂址布置了2台核电机组,以及与各核电机组有关的辅助厂房、附属厂房及公用建筑物,分为核岛、常规岛和电厂配套设施三部分。1.核岛主要厂房<1>反应堆厂房反应堆厂房又称安全壳,是一个带有准球形穹顶的圆柱形预应力钢筋混凝土结构,地面上高度约60m,直径约37m,壁厚近1m,内衬厚约6mm不锈钢板,可承受约5bar.a的内压。其内主要有反应堆和其他一回路主要设备〔主泵、蒸汽发生器、稳压器等以及部分专设安全系统和核辅助系统设备。<2>燃料厂房该厂房是一个平顶方形混凝土结构,其内主要有乏燃料水池,用以贮放堆芯中卸出的乏燃料。厂房背面紧邻换料水箱,贮有反应堆换料操作所需的含硼水。<3>核辅助厂房它夹在两台机组的反应堆厂房之间,为两机组共用。厂房呈矩形,主要布置核辅助系统〔如化学容积控制系统、硼和水补给系统等、废物处理系统及部分专设安全系统设备。<4>电气厂房位于反应堆厂房和汽轮机厂房之间,其内布置有主控室和各种仪表控制系统及供配电设备。另外,蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房,使核岛和常规岛联系起来构成为一个整体。此外,核岛还包括柴油发电机厂房、连接厂房、辅助给水贮存箱等。2.常规岛主要厂房常规岛厂房主要由汽机厂房和辅助间以及联合泵站所组成。汽机厂房容纳二回路及其辅助系统的主要设备,如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等。毗邻的建筑物还有通风间、润滑油传送间、变压器区等。联合泵站位于循环冷却水的取水口处,其内主要设置循环水泵和旋转滤网,为汽轮机组的冷凝器提供冷却水源。3.电厂配套设施〔BOP此类设施数目较多,它们既不属于核岛也不属于常规岛,甚至也不一定同核岛、常规岛系统有什么直接联系,但要保证核电站的安全运行它们又是必不可少的。这些设施包括检修车间、现场实验室、废物辅助厂房、除盐水生产车间、主开关站