课程名称：反应堆热工水力学.doc
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课程名称：
反应堆热工水力学（讲义）
主讲教师：
俞冀阳
开课单位：
工程物理系
课程基本情况：
限选课，高年级本科生，课内32学时，2学分
要求先修课程：
反应堆物理，传热学，工程热力学，流体力学
参考教材：
核反应堆热工分析，于平安等著
参考书：
1.L.S.Tong,J.Weisman著，袁乃驹等译，压水反应堆热工分析，原子
能出版社，1983.
2.M.M.El-Wakil,NuclearHeatTransport,InternationalTextbook
Company,1972.
教学日历（地点:
新水300）
日期（星期）
时间
授课内容
作业
99/09/13（周一）
15:
00~16:
35
§1.1~§2.1
2-1,2-2
99/09/16（周四）
7:
40~9:
15
§2.2~§2.3
99/09/20（周一）
15:
00~16:
35
§3.1~§3.2.2
3-1,3-2,3-3,3-4
3-5,3-6,3-7
99/09/23（周四）
7:
40~9:
15
§3.2.3~§3.4.1
99/09/27（周一）
15:
00~16:
35
§3.4.2~§3.5
3-8,3-9,3-10
3-11,3-12
99/09/30（周四）
7:
40~9:
15
§3.6
99/10/04（周一）
15:
00~16:
35
§4.1~§4.1.4
4-1
4-2,4-3,4-4
99/10/07（周四）
7:
40~9:
15
§4.1.5~§4.2.1
99/10/11（周一）
15:
00~16:
35
§4.2.2~§4.2.6
4-5,4-6
4-7
99/10/14（周四）
7:
40~9:
15
§4.3~4.5
99/10/18（周一）
15:
00~16:
35
§5.1~§5.2
5-1,5-2
5-3,5-4
99/10/21（周四）
7:
40~9:
15
§5.2
99/10/25（周一）
15:
00~16:
35
§5.3
5-5,5-6
5-7
99/10/28（周四）
7:
40~9:
15
§5.4~§5.6
99/11/01（周一）
15:
00~16:
35
§6.1~§6.3
99/11/04（周四）
7:
40~9:
15
§6.4~§6.6
教学大纲
教学目的和要求
反应堆热工水力学在核反应堆工程中起着十分重要的作用，它是研究核反应堆及其回路系统中的冷却剂流动特性、热量传输特性和燃料元件传热的一门工程性较强的课程。
本课程包括反应堆稳态工况下的传热计算和水力计算，反应堆稳态设计原理和反应堆热工瞬态设计简介。
本课程是反应堆工程专业方向的一门专业主干课程。
开设该课程的目的在于着重掌握反应堆工程领域热工水力学的基本分析方法，运用先修课程流体力学、传热学、工程热力学和反应堆物理中学到的基本概念、基本公式和基本结论，以核反应堆堆芯为主要分析对象，达到既了解反应堆稳态工况下的工作情况以及在瞬态工况下的变化特点，又能训练和培养独立分析问题的技能和能力。
根据本门课程的特点和具体情况，拟从轻水堆单通道设计模型出发，引导学生各抒己见，选择释热元件在高、中、低不同热流密度情况下，堆元件的温度场做出计算机程序分析，并组织好交流，以培养学生的创新意识和互相合作，协同作战的能力。
课程内容、进度和学时分配
第一章绪论（1学时）
第二章堆芯材料选择和热物性（3学时）
第三章堆热源及稳态传热计算（8学时）
第四章稳态工况下的水力计算（8学时）
第五章反应堆稳态热工设计原理（8学时）
第六章反应堆瞬态热工分析简介（4学时）
教学和考核方法
以课堂教学和课上交流为主要的教学方式，课外要求学生用MathCAD独立编程计算，完成元件温度场的分析计算。
课程结束后，递交独立编制的程序和分析报告，章总成绩的30%，平时作业成绩占10%，期末笔试成绩占60%。
课程名称：
反应堆热工水力学（讲义）主讲教师：
俞冀阳 1
教学大纲 2
教学目的和要求 2
课程内容、进度和学时分配 2
教学和考核方法 2
第一章绪论 6
§1.1引言 6
§1.1.1课程内容和特点 6
§1.1.2学习方法 6
§1.1.3分析对象 6
§1.1.4反应堆热工水力设计的目的和任务 6
§1.1.5作业要求 7
§1.2基本概念，公式和结论复习 7
§1.2.1宏观截面和微观截面 7
§1.2.2傅里叶导热基本定律 8
§1.2.3对流换热牛顿冷却公式 8
§1.2.4相似准则 8
§1.2.5流体力学基本方程组 9
第二章堆芯材料选择和热物性 10
§2.1核燃料--UO2 10
§2.1.1核燃料：
可裂变材料与可转换材料 10
§2.1.2固体燃料与液体燃料 10
§2.1.3核燃料UO2 10
§2.2包壳材料--锆合金 13
§2.2.1包壳的作用 13
§2.2.2包壳材料的选择 13
§2.2.3Zr-4合金和Zr-2合金 13
§2.3冷却剂和慢化剂--H2O 14
§2.3.1水的物性 15
§2.3.2水物性查表计算 15
§2.3.3水物性补充说明 16
第三章堆热源及稳态传热计算 17
§3.1堆热源及其分布 17
§3.1.1压水堆裂变能分布 17
§3.1.2反应堆热功率 18
§3.1.3均匀堆释热率分布 20
§3.1.4功率展平 22
§3.2导热过程 23
§3.2.1定常热导率的棒状燃料元件导热计算 23
请同学们从傅里叶导热定律出发，推导上式。
24
§3.2.2积分热导率 24
§3.2.3变热导率的棒状元件导热计算简介 24
§3.3间隙导热和包壳导热 25
§3.3.1间隙导热 25
§3.3.2包壳导热 26
§3.4对流传热 26
§3.4.1自然对流传热 27
§3.4.2强迫对流传热 28
§3.4.3沸腾传热 30
§3.5堆内输热过程 33
§3.6燃料元件传热计算 33
§3.6.1冷却剂温度分布 34
§3.6.2包壳外表面温度 34
§3.6.3包壳内表面温度 35
§3.6.4燃料芯块表面温度 35
§3.6.5燃料芯块中心温度 35
第四章稳态工况下的水力计算 36
§4.1单相冷却剂的流动压降 36
§4.1.1流体力学基本知识 36
§4.1.2流动压降计算的目的和任务 36
§4.1.3提升压降 37
§4.1.4摩擦压降 37
§4.1.5加速压降 39
§4.1.6局部压降 40
§4.2汽水两相流动及其压降 41
§4.2.1沸腾段长度和流型 41
§4.2.2含汽量 42
§4.2.3空泡份额 43
§4.2.4滑速比 46
§4.2.5压降计算 46
§4.2.6一回路的流动压降 49
§4.3自然循环计算 50
§4.4通道断裂时的临界流 50
§4.5流动不稳定性 52
第五章反应堆稳态热工设计原理 54
§5.1反应堆热工设计准则 54
§5.2热管因子及热点因子 54
§5.3临界热流量和最小DNBR 59
W-3公式解剖 62
压力的影响 62
平衡态含汽量的影响 62
水力直径的影响 63
质量流量的影响 63
§5.4单通道分析模型 66
单通道模型的步骤和方法 66
需要通过科研实验解决的问题 68
例题剖析 69
§5.5子通道分析模型 69
§5.6反应堆热工参数的选择 70
参数选择与电能成本之间的关系 70
蒸汽发生器的工作条件 71
一、 二回路之间热工参数的关系 71
第六章反应堆瞬态热工分析简介 72
§6.1瞬态过程中反应堆功率计算 72
§6.2瞬态工况燃料元件温度场计算 73
§6.3基本方程组 73
§6.4反应堆的安全问题 74
§6.5反应堆失流事故 76
§6.6冷却剂丧失事故 76
第一章绪论
§1.1引言
§1.1.1课程内容和特点
综合性强
反应堆物理、传热学、工程热力学和流体力学等课程的综合运用
工程性强
是一门密切结合工程实际的学科，许多热工常数或者经验关系式的选取，都需要以工程实际为基础。
教材只作参考，以课堂讲授内容为主
一方面是因为教材是针对64学时的课程编写的，另一方面是因为教材编写较早，有的新内容没有得到反映。
§1.1.2学习方法
要重视对基本概念的掌握和理解
要有较强的自学能力
要有较强的查阅文献和阅读文献的能力
要培养严谨、勤奋、求实、创新的科学作风
§1.1.3分析对象
核反应堆与原子弹的区别。
如何实现可控？
压水堆、沸水堆、重水堆、研究堆、动力堆、生产堆
运行参数（秦山电厂）
压力：
15.2MPa
一回路进口温度：
288.8oC
一回路出口温度：
315.2oC
§1.1.4反应堆热工水力设计的目的和任务
反应堆热工水力分析通常分为稳态分析和瞬态分析，稳态分析主要用于反应堆热工设计，瞬态分析主要用于反应堆瞬态过程和事故分析以及安全审查。
稳态分析的结果也是瞬态分析的初始条件。
反应堆热工水力分析的基本任务是保证在正常运行期间把裂变能传到热力系统进行能量转换，在停堆后把衰变热传出来。
反应堆热工水力分析的另一个任务是确定电厂的设计准则，并对核物理设计、机械设计、测量仪表和控制系统等的设计提出设计要求。
主要限制反应堆功率输出的是冷却剂的输热能力，因此各方面的设计出现矛盾是要通过热工设计来协调。
反应堆内的热工水力过程是极其复杂的，为了分析这些过程，往往需要对它的物理过程建立一系列的计算分析模型，编制计算机程序进行分析求解。
§1.1.5作业要求
可以用MathCAD来完成作业,通过网络取和交作业，yujiy@
独立完成作业。
考试之前务必完成所有的作业。
鼓励对计算结果进行各种分析。
§1.2基本概念，公式和结论复习
§1.2.1宏观截面和微观截面
假定有一单向均匀平行中子束,其强度为I（n/m2），垂直打在一薄靶上，靶片内核子密度为N，靶后的中子束强度为I’，则DI=I-I’就是与靶核发生作用的中子数，实验证明：
DI=-DNIDx，这样定义的
s=-DI/NIDx235U的微观截面计算
就是微观截面，是平均一个中子与一个靶核发生作用的几率大小的一种度量，通常用靶（b）作为单位，
1b=10-28m2
定义S=Ns为宏观截面，是单位体积内所有靶核的微观截面的总和，是一个中子与一立方米内的原子核发生核反应的平均几率大小的一种度量
手册通常给出的是能量为0.0253ev的中子的截面数据，对于其它能量的热中子，有：
若考虑非1/v修正因子，则：
对于235U，s（0.0235）=583.5b
§1.2.2傅里叶导热基本定律
k称为导热系数，或热导率，有时也称导温系数。
导热系数是物质的热物性参数，不同的物质其值的变化范围很大。
k的单位是W/moC
傅里叶导热定律指出：
在单位时间内通过单位面积的热量，正比于温度的梯度，其方向与温度梯度相反。
§1.2.3对流换热牛顿冷却公式
其中：
q热流密度W/m2，h换热系数W/m2oK，Dt为温差K。
流体流过固体壁面的换热热流量与壁面与主流之间的温差成正比，热流方向由高温指向低温。
上式并不能真正解决对流换热问题，这是因为换热系数不是
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