En>1keV。
（3）按核燃料状态分。
固体燃料堆；液体燃料堆
（4）按慢化剂和冷却剂种类分.轻水堆（H2O）（压水堆、沸水堆）；重水堆（D2O）；石墨气冷堆；钠冷快中子堆。
动力核反应堆组成及功能
（1）堆芯——实现链式裂变反应堆区域。
包括：
核燃料元件、慢化剂、冷却剂、控制元件、中子源等。
（2）反应堆控制系统——保证反应堆能安全地实现启动、停堆、功率调节。
包括：
控制棒及其驱动系统等。
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。
包括压力容器、主泵等。
（4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。
（5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。
如汽轮机。
（6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。
包括：
余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。
（7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。
）
第3节压水堆
系统压力：
15～16Mpa
冷却剂入口温度：
300℃，出口温度：
330℃
冷却剂流量：
62000t/h
燃料装量：
90t（电功率1000MWe）
最大燃料温度：
1780℃
UO2燃料富集度：
2.0～4.0%
转化比：
0.5
第4节沸水堆
系统压力：
7Mpa
冷却剂入口温度：
260～270℃，出口温度：
280℃
冷却剂流量：
47000t/h
燃料装量：
140t（电功率1000MWe）
最大燃料温度：
1830℃
UO2燃料富集度：
2.0～3.0%
转化比：
0.5
沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大；
压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当；
采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造；
采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严重性；
放射性物质直接接触汽轮机、冷凝器等设备，对发电机组要求高，污染范围较大，设计、运行和维修不便。
第5节重水堆
系统压力：
10Mpa
冷却剂入口温度：
260℃，出口温度：
300℃
冷却剂流量：
24000t/h
燃料装量：
80t（电功率500MWe）
最大燃料温度：
1500℃
UO2燃料富集度：
0.7%（天然铀）
转化比：
0.8
重水堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离工厂；
燃料经济性好，转换比较高，可充分利用天然铀；
堆体积大，且需要大量重水，投资较高，发电成本比轻水堆电站高；
为减少重水泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密封要求高，制造较复杂；
卸料燃耗较浅，卸料量是同功率压水堆的3倍，结构材料消耗量和后处理工作量大；
可实现不停堆换料，容量因子较高；
由于燃料富集度低，出现严重事故的后果比其它堆型轻。
第6节石墨气冷堆
系统压力：
4～5Mpa
冷却剂入口温度：
330℃，出口温度：
750℃
冷却剂流量：
5000t/h
燃料装量：
39t（电功率1000MWe）
最大燃料温度：
1400℃
UO2燃料富集度：
10～90%
转化比：
0.7～0.8
高温气冷堆核电厂的特点（与压水堆相比）：
石墨既作慢化剂，又作燃料元件的结构材料，堆芯金属结构材料少，中子俘获少，转换比较高；
使用氦气作冷却剂，不会产生次生辐射；
冷却剂出口温度高，电站热效率高；
使用球形燃料，可实现不停堆换料，容量因子较高；
对一限制快中子堆发展的问题：
核燃料必须有较高的富集度（当量富集度达15％～35％），而且初装量也很大。
在快中子反应堆大规模商业推广前，必须建造一定数量的先进转换堆或热中子堆以便为快堆积累工业钚。
堆芯内没有慢化剂，体积小，功率密度高。
因此要求采用传热性能好而慢化性能差的冷却剂，气冷却在技术上较复杂，还需进行大量研究试验。
燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。
由于快中子辐照注量率也比热中子堆大几十倍，因此对材料的要求也较苛刻。
快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，所以快中子堆的控制比较困难。
回路材料耐热性要求高，技术比较复杂。
第二章热工学基础知识
第1节核反应堆热工概述
1、反应堆热工在核工程领域的地位：
反应堆热工学是研究如何将反应堆内核燃料释热安全地输出堆外的学科。
反应堆热工水力学是研究在反应堆及其回路系统中冷却剂的流动特性和热量传输特性、燃料元件传热特性的学科。
研究对象：
燃料元件传热特性、冷却剂流动特性、热量传输特性
应用领域：
反应堆设计、反应堆运行
2.反应堆热工设计的特点（与常规热工相比）
要考虑放射性对冷却剂、固体材料的导热、结构性能的影响。
材料设计要考虑中子吸收、慢化性能和辐照效应。
反应堆功率密度很高，某一构件内部温差大、热应力大，燃料元件的表面热负荷很大，要考虑临界热负荷的安全裕度。
3.反应堆热工设计的作用
热工设计在整个反应堆设计过程中，常常起主导作用和桥梁作用。
必须设计出一个良好的堆芯输热系统。
燃料元件的释热率最终要受到冷却条件和材料性能的限制。
一个完善的堆型方案能否实现，反应堆的安全性、经济性究竟如何协调，也都要在反应堆热工设计中体现出来。
热工设计要对控制系统、安全保护系统的设计提出要求，要为安全保护系统提供安全整定值等等。
4.反应堆热工水力分析
（1）反应堆热工水力分析的任务
保证反应堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃料元件内产生的裂变能传送到核电厂的热力系统，进行能量转换；
在停堆以后也能把衰变热传送出来，保证反应堆安全；
在事故工况下，缓解事故的后果；
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相关设计要求。
（2）反应堆热工水力分析的内容
对堆芯及整个热传输系统进行的热工计算分析——选择电站总体参数
稳态分析——对额定功率下反应堆稳定运行的分析——可以在初步设计阶段对各种方案进行比较，协调各种矛盾，并且确定反应堆的结构参数和运行参数
瞬态分析——研究启动、功率调节、停堆和各种事故工况下的瞬态过程——可以确定反应堆在各种事故工况下的安全性，提出所需要的各种安全保护系统和工程安全设施及其动作的整定值和动作时间，制定合理的运行规程，并对反应堆的稳态设计提出修正方案
（3）反应堆热工水力分析的过程
现象分析；模化分析；定量分析；实验验证；程序评价
第2节热工基础的研究对象、内容和方法
1.研究对象
热能和机械能之间的转换有什么共同规律？
如何实现热能和机械能之间的转换？
如何提高热机的热效率？
2.热工基础内容
热力学——热能间接利用所涉及的热能和机械能之间的转换。
热力学第一、第二定律
传热学——热能直接利用中涉及的研究热量传递规律的学科。
3种传热方式及其基本规律
3.研究方法
热力学——宏观、唯象的研究方法；可引用微观的气体分子论和统计热力学
传热学——解析法——建立物理模型、数学模型→数学分析求解
数值计算法——计算机近似求解（非线性方程）
试验研究法——实验测定→建立实验方程→分析求解
第3节热力学基础知识
1、热力系、热力状态及状态参数
（1）热力系统：
热力现象中一定范围的研究对象
工质：
实现能量相互转换的媒介物质。
热力状态：
热力系统在某一瞬间所呈现的宏观物理状况。
（2）基本状态参数——可直接或容易用仪器测定
比体积（v）单位：
m3/kg
压力（p）单位：
Pa
温度（T）单位：
K，℃
（3）其它状态参数
热力学能（内能）（U）单位：
J
工质微观粒子所具有的能量。
在分子尺度上它包括分子运动所具有的内动能和分子间由于相互作用力所具有的内位能。
U=U（T,V）
焓（H）H=U+pV单位：
J
开口系中，焓是流入（或流出）系统的工质所携带的取决于热力学状态的总能量。
闭口系中，焓是复合的状态参数。
熵（S）单位：
J/K
表示任何一种能量在空间中分布的混乱（均匀）程度，能量分布得越混乱（均匀），熵就越大。
3.热力过程
（1）热力过程：
热力系从一个状态向另一个状态变化时所经历的全部状态的总和。
（2）可逆过程：
如果系统完成某一热力工程后，再沿原来路径逆向进行时，能使系统和外界都返回原来状态而不留下任何变化，这一过程称为可逆过程；否则，称为不可逆过程。
（3）系统对外做功时取正值，外界对系统做功时取负值；系统吸热时热量取正值，放热时取负值。
4.热力学第一定律
（1）定律表述：
热可以转变为功，功也可以转变为热；一定量的热消失时，必然伴随产生相应量的功；消耗一定的功时，必然出现与之对应量的热。
热能可以转变为机械能，机械能可以转变为热能，它们的传递和转换过程中，总量保持不变。
（2）热力学第一定律表达式
（3）闭口系能量方程
（4）稳定流动系统的能量方程
5.热力学第二定律
（1）定律表述
克劳修斯——不可能把热量从低温物体传向高温物体而不引起其它变化。
开尔文——不可能从单一热源取热使之完全变为功而不引起其它变化。
综合——热力过程具有方向性，一个非自发过程的进行必须付出某种代价作为补偿。
（2）熵增原理
孤立系的熵只能增加，不能减少，极限的情况（可逆过程）可保持不变。
（3）能量的品质
电能、机械能品质较高；热能品质较低；
热能的温度愈高其品质愈高。
（4）能量贬值原理
在孤立系统的能量传递与转化过程中，能量的数量保持不变，但能量的品质却只能下降，不能升高，极限条件下可保持不变。
6.热力循环
（1）理想循环：
指忽略工作循环中的所有不可逆因素后仍能近似地反映该类循环的基本特征的理想可逆循环。
（2）卡诺循环
卡诺循环是由两个定温过程及两个绝热过程组成的理想循环。
工质在同温度的T1下，自高温热泥吸入热量Q1，在可逆绝热膨胀过程中，工质温度自T1降低到T2。
然后，工质在温度T2下向同温度的低温热源放出热量Q2。
最后，经可逆的绝热压缩过程，工质温度由T2升高到T1，完成一个可逆循环。
卡诺循环的热效率公式：
从卡诺循环的分析可以得到3条重要结论：
卡诺循环确定了实际热力循环的热效率可以接近的极限数值，从而可以度量实际热力循环的热力学完善程度。
卡诺循环对如何提高热力循环的热效率指出了方向：
尽可能提高工质吸热时的温度以及使工质膨胀至尽可能低的温度，在接近自然环境温度下对外放热。
对于任意复杂循环，提出了广义（等价）卡诺循环的概念，即以平均吸热温度T1及平均放热温度T2来代替T1及T2的概念，两者具有相同的热效率。
3）朗肯循环
迄今为止，在工程上还没有造成完全按卡诺循环工作的热力发动机。
用饱和蒸汽作为工质时，原理上是可能实现卡诺循环的。
核电厂大多数使用饱和蒸汽，但仍不采用卡诺循环。
主要原因之一是在绝热膨胀末期，蒸汽湿度很高，使汽轮极不能安全运行，同时不可逆损失增大。
其次是在低温放热终了时，蒸汽—水混合物的比体积很大，湿蒸汽压缩会给泵的设计与制造带来难以克服的困难。
鉴于上述原因，采用饱和蒸汽的蒸汽动力装置不能实现卡诺循环。
实际蒸汽动力装置的热功转换过程，是在朗肯循环加以改进的基础上完成的。
理想朗肯循环是研究各种复杂的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主要不同之处在于排放的蒸汽是完全凝结成水。
水的升压要比汽水混合物容易得多，因而简化了设备。
朗肯循环的热效率低于理论上卡诺循环的热效率。
第4节传热学基础知识
1、热量传递的基本方式
（1）热传导（导热）:
物体内部存在温度差或两个不同温度的物体接触时，在物体各部分之间不发生相对位移的情况下，依靠物质微粒（分子、原子或自由电子）的热运动而产生的热量传递现象。
（2）热对流：
流体中，温度不同的各部分之间发生相对位移时所引起的热量传递现象。
对流换热：
流体流过固体壁面时发生的对流和导热联合作用的热量热量传递过程。
（3）热辐射：
物体通过电磁波来传递热能的方式。
热射线：
波长λ=0.1～100μm的电磁波，包括可见光、部分紫外线和红外线。
2.导热的基本定律
（1）温度场和温度梯度
温度场：
在某一瞬时，物体内各点的温度分布。
等温面（等温线）：
在同一瞬时，物体内温度相同的各点所连成的面（或线）。
温度梯度：
沿等温面法线方向上的温度增量与法向距离比值的极限。
（2）傅立叶定律——导热基本定律
单位时间内通过单位面积的热量（即热流密度q）正比于该处的温度梯度。
（3）热导率（导热系数）
与物质的种类、温度、密度和湿度等因素有关。
（4）导热微分方程
导入微元体的总热流量+微元体内热源的生成热-导出微元体的总热流量=微元体热力学能的增量
3.对流换热
（1）流动边界层和热边界层
流动边界层：
粘性流体流过固体壁面时，流体速度随与壁面接近而减小，最终被滞止。
流速剧烈变化的薄层成为流动边界层δf。
热边界层：
流体与固体壁面进行对流换热时，流体温度随与壁面接近而升高（壁面向流体传热），最终与壁面温度相同。
流体中温剧烈变化的薄层称为热边界层δt。
（2）对流换热微分方程
（3）表面传热系数h
（4）有相变时的对流换热
凝结换热：
膜状凝结、珠状凝结
沸腾换热：
按加热环境分：
大容器沸腾、管内强制对流沸腾；
按流体温度分：
过冷沸腾（欠热沸腾）、饱和沸腾；
按传热面上的传热机理分:
泡核沸腾（核态沸腾）、过渡沸腾、膜态沸腾
5.流体无量纲物性特征参数
（1）普朗特数（Pr）
表明流动边界层和热边界层的关系（～δf/δt），反映流体物理性质对对流传热过程的影响。
；式中：
ν——流体运动粘度，单位：
m2·s-1；a——流体热扩散系数（率），单位：
m2·s-1；ρ——流体密度，单位：
kg·m-3；c——流体比热容，单位：
J·kg-1·K-1；
λ——流体热导率（导热系数），单位：
W·m-1·K-1；η——流体动力粘度，单位：
Pa·s。
（2）努塞尔数（Nu）
表示对流换热强烈程度；
表示流体层流底层的导热阻力与对流传热阻力的比。
式中：
h——对流换热表面传热系数，单位：
W·m-2·K-1；l——换热面的几何特征长度，单位：
m；λ——流体热导率（导热系数），单位：
W·m-1·K-1。
（3）雷诺数（Re）
反映流体强制流动时，惯性力和粘性力的相对大小；
Re大，表明惯性力相对较大，粘性力对流动的约束不显著，流动趋于紊乱；
Re小，表明粘性力对流动约束显著，流动比较平稳。
式中：
ρ——流体密度，单位：
kg·m-3；vf——流体特征速度，单位：
m·s-1；l——换热面的几何特征长度（如圆管直径），单位：
m；ν——流体运动粘度，单位：
m2·s-1；
η——流体动力粘度，单位：
Pa·s。
4）格拉晓夫数（Gr）
表征自然对流状态下浮升力与粘性力的比值；
当格拉晓夫数相当大，约Gr>109 时，自然对流边界层就会失去稳定而从层流状态转变为紊流状态。
式中：
g——重力加速度，单位：
m·s-2；β——流体的容积膨胀系数，单位：
K-1；l——换热面的几何特征长度（如圆管直径），单位：
m；ν——流体运动粘度，单位：
m2·s-1；
Δt——流体与壁面温差，单位：
K。
第三章反应堆热源及其分布
第1节裂变能的分配和转化
1、堆芯内热源的空间分布
（1）裂变能放出形式
2）堆芯内热源总体分布：
式中：
qv——堆芯内单位体积的释热率，W·m-3，J·m-3·s-1;Ef——单次裂变释放的有效裂变能，一般取200MeV；N235——堆芯单位体积内235U原子核数量，m-3；σf——235U的微观裂变截面，m2；φ——堆芯内中子通量密度，m-2·s-1;Ft——能量单位换算系数，1MeV=1.602×10-13J;
式中：
qv，max——堆芯中心点单位体积的释热率，W·m-3;
R——圆柱堆半径；H——圆柱堆高度。
2.燃料芯块的释热
式中：
FU——芯块释热占堆芯全部释热的份额，一般取97.4%;
φ——芯块内中子通量密度，m-2·s-1。
3.结构部件和慢化剂的释热
（1）堆芯结构材料内的释热
释热原因：
吸收燃料放出的γ射线
释热位置：
燃料包壳、定位格架、控制棒导向管
式中：
qV——均匀化处理后堆芯r处的体积释热率；ρ——目标结构材料的密度；ρ——堆芯内所有材料（包括冷却剂、慢化剂）的平均密度。
（2）控制棒内的释热
释热原因：
吸收燃料放出的γ射线；控制棒材料和中子发生吸收反应。
吸收γ射线的释热：
；式中：
qV——均匀化处理后堆芯r处的体积释热率；ρ——控制棒的密度；ρ——堆芯内所有材料（包括冷却剂、慢化剂）的平均密度。
发生（n,α）反应的释热：
；式中：
N——控制棒材料的原子核密度，m-3；Eα——（n,α）反应释放的能量，MeV；发生（n,γ）反应的释
；式中：
μa（r,E）——r处控制棒材料对能量为E的γ光子的能量吸收系数，m-1；φγ（r,E）——控制棒内r处，能量为E的γ光子的注量率，m-2·s-1；
Eγ——γ光子的能量，MeV。
（3）慢化剂内的释热
释热原因：
吸收燃料放出的γ射线；对裂变中子的慢化。
；式中：
ρm——慢化剂的密度；φf——快中子通量密度；ΔE——中子每次散射时的平均能量损失。
（4）堆芯外结构部件的释热
释热原因：
吸收燃料放出的γ射线；与泄漏的中子发生核反应
第2节停堆后的释热
停堆后的释热主要包括两部分：
剩余裂变功率——缓发中子引起的裂变产生
衰变功率——裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变产生
停堆后释热功率大小与停堆前功率值和停堆前运行时间有关，它还是时间的函数。
1.剩余裂变功率
（1）停堆引入的负反应性小
；式中：
φ（t）——停堆后t时刻中子通量密度；β——缓发中子总份额；λ——单群缓发中子的衰变常数，约为0.08s-1；Λ——每代中子时间，数量级为10-3s；ρ——引入的反应性，ρ<β；
（2）停堆引入的负反应性较大
；式中：
A0、A1、……A6为待定常数；λi——第i群缓发中子的衰变常数；
（3）剩余裂变功率
对于以恒定功率长期持续运行的轻水反应堆，以235U作燃料，当引入的负反应性大于4%时，剩余裂变功率为
式中：
P（t）——停堆后t时刻的功率；P（0）——停堆时的功率（稳定运行功率）。
对重水堆有：
2.衰变功率
（1）裂变产物衰变功率
如果使用235U作燃料的反应堆在停堆前以功率P（0）连续运行了t0秒，则停堆后t时刻的衰变功
率为：
；式中：
A、a值与停堆后时间有关。
（2）中子俘获产物的衰变功率
在天然铀或低浓缩铀作为燃料的反应堆内，238U吸收中子后产生的239U和由它衰变成的239Np所放出的β、γ辐射是中子俘获产物衰变功率的主要来源，这些贡献可分别按下式计算：
如果使用235U作燃料的为
式中：
P239U（t0,t）——反应堆在停堆前以功率P（0）连续运行了t0秒，则停堆后t时刻239U的衰变功率；P239Np（t0,t）——239Np的衰变功率；c——转换比，压水堆c≈0.5~0.6；σa,235U——235U的有效微观裂变截面；σf,235U——235U的有效微观裂变截面；σa,235U/σf,235U≈1.2。
第3节反应堆内结构材料
堆芯内结构材料应能在保证反应堆安全的同时满足反应堆经济性的要求。
从安全角度出发，由于材料的使用条件极其苛刻，就要求材料具有较高的抗动载荷能力（例如热应力、强振动、高辐射等）。
在实际工程中，选择堆芯材料要考虑的因素很多，诸如强度、塑性、工艺性、热应力、交变应力作用下的抗疲劳性、辐照稳定性、腐蚀稳定性、导热性、各种材料之间的相容性以及对中子的吸收截面等。
堆芯内结构材料包括：
（1）燃料元件用材料（可以分为燃料芯块材料、燃料包壳材料、燃料组件和部件材料、导向管材料等）
（2）慢化剂（3）冷却剂（4）反射层（5）控制材料（包括热中子吸收材料及控制棒材料、控制棒包壳材料、控制棒构件、液体控制材料等）（6）屏蔽材料（7）反应堆容器材料
1.核燃料
（1）可用作核燃料的易裂变核素：
233U、235U、239Pu、241Pu。
适合作小型核武器和氢弹引爆材料的裂变核素：
242Am、245Cm、247Cm、249Cf、251Cf。
（2）选择核燃料时首先要考虑的是对中子的裂变截面，裂变截面越大越好；其次要考虑的是燃料密度，通常希望燃料密度要大一些；此外、还应考虑，组成燃料元件的物质是否容易获得，加工制造和后处理是否困难，以及耐腐蚀、耐高温、耐辐照的性能如何等等。
综合考虑这些因素，目前的商用核电厂大多数采用化合物形式的陶瓷体燃料，用得最广的是UO2。
2.包壳材料
（1）包壳的作用
防止燃料芯块受到冷却剂的化学腐蚀，防止燃料芯块的机械冲刷，减少裂变气体向外释放，保留裂变碎片。
（2）包壳材料的选择
中子吸收截面要小，热导率要大，抗腐蚀性能、抗辐照性能、加工性能和机械性能好。
目前，在压水堆中广泛应用的是锆合金包壳，快堆用不锈钢和镍基合金，高温气冷准则采用石墨作为包壳材料。
3.冷却剂和慢化剂
（1）冷却剂的选择:
必须是流体；载热性能好；中子吸收截面小；与结构材料的相容性好；辐照稳定性和热稳定性好；成本低。
（2）慢化剂的选择:
中子慢化能力好；中子吸收截面尽可能小；和其它材料相容性好，辐照稳定性，成本低，易于获得。
第四章反应堆堆芯的传热过程
堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、元件壁面与冷却剂之间的对流放热和冷却剂将热量输送到堆外的输热等三个过程。
第1节燃料元件的径向导热
燃料元件的径向导热过程：
燃料芯块内产生的热传导至芯块表面→芯块表面与包壳内壁间气体层（间隙）导热→包壳壁中的导热。
第五章反应堆流体动力学
核反应堆内，热量输出的速率以及作用在堆芯和堆内构件上的作用力与系统的流动特性有很大关系。
因此，在反应堆热工设计中，不仅要了解堆内热量的产生和传输，而且还必须研究堆内冷却剂流动的流体动力学问题。
流体动力学计算必须考虑稳态和动态运行特性。
包括堆内各冷却剂通道流动压降的计算，以便确定各通道的流量和主循环泵所需的功率。
尽量使堆芯内冷却剂的流量分布与释热分布相匹配，提高堆的输热能力；合理地确定一回路管道和设备部件的尺寸，提高核电厂的经济性。
此外，还必须配合传热计算，确定反应堆的自然循环能力。
在两相流动情况厂还需研究流动的稳定性，寻求改善和消除流动不稳定性的方法。
第1节单相流的压降
设在通道截面z1处冷却剂的压力为p1，平均流速为v1，密度为ρ1；在通道截面z2处冷却剂的压力为p2，平均流速为v2，密度为ρ2。
通道的横截面积为A，则在微分流体段dz上的作用力有：
下端面压力p，上端面的压力为p+dp，重力pg＝mg和由流动阻力引起的,相当于作用在面积A上的摩擦压降dpF。
若流经dz所需的时间为dt，则该微分流体段的运动方程为：
，上式整理并积分得：
升级会员 