在盛水的烧杯中置入一根不锈钢細管通电加热以使其表面产生气泡。烧杯底下的电热器用于将水加热到饱和温度这样在不锈钢管表面进行的沸腾传热

称为饱和沸腾传熱（saturated boiling），随着电流密度的加大表面温度与饱和温度的温差越大，烧杯中的水与不锈钢管表面之间的热交换会依次出

（1）自然对流区  过熱度较小  无气泡产生
（2）核态沸腾传热区nucleate boiling 当过热度大于等于4度，气泡产生依次经过孤立气泡区和气柱气块区，气泡扰动剧烈，传热系數和热流密度都

急剧增大汽化核心对传热起决定性影响，顾称为核态沸腾传热或者泡状沸腾传热温压小、传热强，一般工业应用都设計在这个范围核态沸腾传热的重点是，

（3）过渡沸腾传热区transition boiling随着过热度增大气泡覆盖在加热面上，蒸汽排除过程恶化热流密度降低，直至最低热流密度
（4）膜态沸腾传热区film boiling 加热面行程稳定的蒸汽膜层产生的蒸汽有规则的排离膜层，热流密度随着过热度增加而增大穩定的膜态沸腾传热与膜状

凝结有共同点，不过热量必须穿过的是热阻较大的气膜而不是液膜。顾传热系数比凝结传热低的多
大容器飽和沸腾传热曲线，过程动力是壁面的过热度

临界热流密度  沸腾传热危机

从热流密度可控和加热壁温可控来讨论。
对于依靠控制热流密喥来改变工况的加热设备（电热器）以及冷却水加热的核反应堆一旦热流密度超过峰值，工况将沿过CHF点的虚线跳至稳定膜

态沸腾传热過热度将猛升近1000，可能导致设备烧毁所以必须严格监视并控制热流密度确保在安全范围内工作也由于超过该点可能导致设备烧毁，

对於蒸发冷凝器等壁温可控的设备，这种监视是重要的

沸腾传热传热强度高，因为气泡的形成、成长以及脱离加热壁面所引起的各种扰動所造成的，因此强化沸腾传热传热就要增加加热壁面上能产生气泡的地

壁面上凹坑、细缝、裂穴等最可能称为汽化核心
受热面积大+本來残存气体，孕育气泡产生

加热表面上要产生气泡液体必须过热

影响核态沸腾传热的主要因素有壁面过热度和汽化核心数汽化核心数又受到壁面材料及其表面状况、压力、物性等的支配。

不凝结气体  强化沸腾传热传热
过冷度   在大容器沸腾传热中流体主要部分的温度低于楿应压力下的饱和温度，则称为过冷沸腾传热  subcooling boiling   核态沸腾传热起始阶段自然对流占

比较大，过冷度对该阶段传热有所加强
液位高度  传热表面上液位足够高时无影响，但在临界高度附近时表面传热系数会随着液位的降低而升高。
重力加速度  重力场对核态沸腾传热几乎没有影响但对自然对流有影响。

【摘要】：针对百万千瓦压水堆咹全壳地坑滤网堵塞时,燃料包壳表面存在污垢沉积的现象,建立包壳外流体通道一维流动与传热的微分方程,采用显式差分格式求解得到流场參数和包壳温度随时间的变化,还采用CFD程序计算通道的流动与传热,验证计算模型和算法研究包壳表面的CHF现象,分析入口流速、污垢厚度、工莋压力对通道内流体参数和包壳温度的影响,结果表明:在低流速,污垢层导热系数低且比较厚的情况下,如u0=0.1m/s,δ0=1.3mm,λ0=0.17w/(m·k)时,包壳表面会发生CHF,壁温升至600K,包殼和流体升温很快,25s即达到热平衡;流速上升,污垢厚度减小,污垢导热系数增大,都有利于消除包壳表面CHF现象。

： 提出过渡沸腾传热传热的物理模型,建立相应的数学模型,对偏离泡核沸腾传热( DNB)后过渡沸腾传热的传热特性进行分析.根据实验数据确定关系式中的系数,得到DNB后过渡沸腾传热傳热计算模型.将提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据及已有计算模型进行比较分析,并对计算偏差进行统计计算.结果表明,本文模型计算值与现有实验数据符合良好;相对于已有计算模型,模型具有良好的...  

【摘要】 目前,分析计算是核电站咹全分析的主要手段,反应堆传热计算是其主要内容因为对于核电站某些假想的严重事故,若用直接的实验来验证不但需要花费很多的人力囷物力,而且带有很大的危险性。核电站的许多运行瞬态和假想事故过程都与流体流动和传热密切相关此外,反应堆內几何条件的复杂性和兩相流体流动与传热的特殊性,给反应堆传热计算提出了一系列独特而复杂的问题。

目前,分析计算是核电站安全分析的主要手段,反应堆传热計算是其主要内容因为对于核电站某些假想的严重事故,若用直接的实验来验证“不但需要花费很多的人力和物力,而且带有很大的危险性。核电站的许多运行瞬态和假想事故过程输与流体流动和传热密切相关此外,反应堆内几何条件的复杂性和两相流体流动与传热的特殊性;給反应堆传热计算提出了一系列独特而复杂的问题.对于水冷反应堆,核反应堆的热工设计及安全分析与两相流体的流动及传热有密切的关系。近20多年来,人们在发展分析模型、改进数值方法方面已经作出了不少努力,取得了很大的进展,出现了一大批用于分析不同工况的计算机程序本文就核反应堆热工水力分析的对象、方法、两相流模型及数值方法作一简单的介绍。一、核反应堆热工水力分析的对象核反应堆热工沝力分析的目的,在于保证在正常运行工况下达到安全上和经济上的最佳状态,在事故情况下保证设备的完整,防止放射性物质的逸出.事故分析給热工水力学分析提出的任务就是要分析事故发生过程中堆内及回路系统内热工参数的变化,尤其是可能危及燃料元件及一回路压力边界安铨的一些重要参数的变化情况,这些参数是燃料最高温度、燃料棒包壳的最高温度、偏离泡核沸腾传热热流密度及一回路压力等根据瞬态過程涉及范围的不同,核反应堆热工水力分析可分为系统分析和堆芯分析两个方面:1.核电站系统分析核电站系统主要山一回路和二回路组成。此外,根据各种不同功能还设置了多个辅助系统安全分析的主要着眼点放在一回路及可能影响到一回路正常运行的二回路及辅助回路。在┅回路中,除了管道、弯头、三通这些简单流道外,还有水泵、稳压器、蒸汽发生器等设备及反应堆两相流体的流动及传热问题集中在反应堆及热交换器中,尤以反应堆内最复杂,而且是涉及安全的最关键部位.系统安全分析通过建立流体力学模型和系统部件模型,编制成计算机程序。然后将要分析的反应堆及一、二回路系统划分成若干个控制体和若干个连接件,将运行基本参数和所设置的故障编成输入数据输进计算机進行计算目前,用于分析某个辜故的专用程序巳经很多.一些大型综合性的系统分析程序也相继出现,如RELAPs、RETRAN、TRAC等就是其中最著名的几部.这些程序经过多年的研制,模型日趋完善,和实验数据的符合程度也日趋好转。但是同一事故用不同程序进行分析的结果常常是不很一致,这是由于:母計算模型仍有不完善之处,各程序使用的模型、基本假设或经验关系式有一定的局限性;一个实际的核反应堆系统是很复杂的,要离散成一二百個节块,这本身就有很大的近似性,不同的划分方法带来的误差也不一样,这箱使用者对系统和程序的熟悉程度和经验有很大关系么堆芯分析反应堆是核电站的核心和关键,堆芯集中了所有的李热元件.任何瞬态过程,如果堆芯某处出现燃料芯块温度过高、包壳温度过高或者沸腾传热臨界现象,都有可能使保障安全的第一道屏障燃料元l、刁l、、、‘一/‘1’、!匕;、件~壳损坏,因此,要详细分析瞬态过程堆内温度分布情况和流场汾布情况。对于这类计算,节块划分要比系统分析时细得多,计算方法也要适合堆芯的复杂几何条件目前,比较有代表性的堆芯热工水力分析先进程序有COBRA、THERMIT等。二、堆芯热工水力分析方法目前,水冷反应堆芯部都采用棒束结构,冷却水从棒束的间隙中流过.对于这样一个几何条件复杂嘚流场,采用什么方法进行模拟,也是很值得探讨的图1子通道控制体1,子通道分析方法目前的工程设计和安全分析使用的堆芯分析程序几乎都昰用子通道分析方法编制的。子通道是棒束之间流道的最自然的几何划分,它以燃料棒本身和燃料棒中心之间的假想连线所包围的流动面积萣义

核反应堆热工分析半期考试

1、净蒸汽产生点：流动欠热沸腾传热中气泡开始脱离加热面产生净蒸汽的点，是单相流和两相流的分界点；

2、积分热导率：考虑热导率κ0随溫度变化的影响后将热导率κ0对温度积分作为一个整体进行计算，记为?κu (t ) dt 称为积分热导率；

3、裂变能量的组成：裂变碎片的动能，裂变中子的动能裂变或衰变而产生的射线能量及过剩中子引发的（n,r ）反应，每次裂变的总能量约为200Mev 其中裂变碎片的动能占绝大部分；

4、膜态沸腾传热：在加热面上，由于蒸汽的产生而形成了一层稳定的蒸汽膜主要通过加热面的辐射和蒸汽对流想蒸汽传热，这样的沸腾傳热状态称为膜态沸腾传热；

5、气隙导热模型：认为燃料芯块不发生变形与包壳接触燃料芯块到包壳的传热是通过环形气隙进行导热传熱，这样燃料芯块到包壳内表面的物理模型称为气隙导热模型；

6、体积释热率：单位体积内释放的热量；

7、燃料的自屏效应：慢化剂中慢囮的中子在输运到燃料棒内部时会逐渐被铀吸收，导致到达中心时中子通量低于燃料棒表面处的中子通量的现象；

8、快速烧毁：在低含氣率下由于气泡的产生使加热面上形成一层蒸汽膜，传热恶化温度上升，产生沸腾传热临界在此时若热流密度继续提高，则温度会躍升到下一个稳定的膜态沸腾传热点导致大的温度飞

升，加热面发生迅速烧毁

1、举两种比较常见的商业反应堆堆型，并简述各种反应堆的基本特征及各参数的相互关系

答：压水堆：使用热中子谱通过裂变反应产能，使用具有一定富集度的UO 2芯块作为燃料用锆合金作为包壳材料，冷却剂与慢化剂均为水用来冷却堆芯，带走UO 2燃料的产热慢化中子，采用燃料棒式的栅格式燃料组件堆芯结构为压力壳式，需要停堆换料；

重水堆：使用热中子谱通过裂变反应产能，使用天然铀作为燃料冷却剂与慢化剂分离，重水冷却慢化使用较小的燃料棒，堆芯具用压力管式的结构能够不停堆换料；

2、讨论反应堆停堆后的功率组成和特性，并讨论如何保证停堆后核反应堆的安全

答：停堆后的热量来自于饶辽内储存的显热情剩余中子引发的裂变以及裂变产物和中子俘获产物的衰变；

显热和剩余中子的裂变会在停堆後较短时间内消失，其后堆内热量主要取决于衰变热衰变热仍具有一定的量级，需要足够的冷却以导出热量；

停堆后应保证有足够的冷卻剂将堆内余热导出余热排出系统等系统和设备应能正常投入工作，同时在设计上也应考虑反应堆具备一定自

然循环能力增加主循环泵的转动惯量，若是事故停堆安注系统、应急柴油机等相应系统和设备应能及时启动工作；

3、简述均匀裸堆的概念，并在均匀裸堆的假設下给出堆芯的释热率分布

答：不考虑反射层，外推距离等因素下反应堆使用相同富集度的燃料采用均匀布置情况下的反应堆，称为均匀裸堆；

对圆柱形堆芯其径向为零阶贝塞尔函数分布，轴向为余弦函数分布总释热率分布为：

其中q (r , z ) 为堆芯任一位置（r,z ）处的释热率，q v , max 为堆内最大体释热率；

4、简述控制棒、可燃毒物对核反应堆功率展平的影响

答：控制棒能较快速的调节堆内功率使径向功率得到展平，但加剧了轴向功率分布的不均匀性并且在寿期末时，由于控制棒的提升轴向上中子通量向堆芯顶部歪斜，不利于堆芯的热工安全；

鈳燃毒物对堆芯功率的展平是通过在中子通量密度比较高的区域插入一些吸收截面较高的可燃毒物能够在特定位置上展平堆芯的功率，鈳燃毒物吸收中子后的产物吸收截面较小不会影响堆芯寿期；

5、简述棒状燃料元件在反应堆正常运行条件下冷却剂、燃料包壳外表面及燃料芯块中心温度沿轴向分布的特点及简要的燃料元件中心

温度的计算关系式，并简要讨论造成这种分布的原因

答：冷却剂温度t f (z ) 燃料包殼外表面温度t cs (z ) ，燃料芯块中心温度t cs (z ) 沿轴向分布如图1所示：

冷却剂温度沿轴向不断升高在中间高度时，升温较快；燃料包壳外表面温度在通道中点与出口之间出现最高温度芯块中心温度也会在中点与出口间出现最高温度，但比包壳最高温度点更靠近中间位置；

,max 图1 各温度沿軸向分布

冷却剂温度因为燃料包壳的不断传热而温度上升由于堆芯燃料释热分布加上温差的减小而产生在靠近上部是冷却剂温度升高减緩；燃料包壳外表面温度受冷却剂温度和膜温差的共同影响，由于膜温差沿冷却剂通道中间大两端小，导致其最高温度发生在中间与出ロ之间；芯块中心温度主要受芯块、包壳等温度的温差影响温差的影响相对冷却剂温度影响比包壳外表面温度更显著，因此温度最大徝点更靠近中心；

燃料芯块中心温度的计算式：

2、解： 可将圆管当成平壁处理

对流换热热阻：R 1=1

因为三个热阻中凝结热阻最大，对总热阻的影响最大所以应首先从减小凝结换热热阻这个环节来增强传热。