第一章 绪论
一、热工分析的意义及主要内容
核反应堆是利用原子核可控链式裂变产生能量的装置，是核能应用的重要实现途径. 从 1942年世界上第一座核反应堆建成，到现在全球已有 30多个国家利用核能发电. 核能应用的过程中昀重要的是安全性，要求核反应堆在整个寿期内能长期稳定运行，并能适应启动、停堆等功率变化，此外在确保核反应堆安全的基础上，要尽可能提高核反应堆的经济性，如减少燃料转载量、提高热电转换效率等 .
核反应堆的安全性是靠核反应堆物理、热工、结构、材料、化学、控制等多种学科的合理设计来共同保证的，其中热工水力起着主导和桥梁作用. 核反应堆热工分析的内容主要包括分析燃料元件内的温度分布、冷却剂的流动和传热特性，预测在各种运行工况下核反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况下压力、温度、流量等参数随时间的变化过程等 . 该过程往往十分复杂，单靠理论分析无法弄清楚，需要开展必要的热工水力实验，为核反应堆工程设计和验证提供支撑 .
二、压水堆
(一)压水堆概况
压水堆是我国利用核能的主要方式，以轻水作为冷却剂和慢化剂，一回路工作压力一般在 15.5MPa左右，冷却剂在流过堆芯时一般不出现饱和核态沸腾，堆出口冷却剂有 15～20℃的欠热度. 堆芯置于一个圆筒形压力容器内 . 燃料元件呈棒状，直径约 10mm，长 3～4m，用锆合金管做包壳，内装二氧化铀芯块，若干根燃料棒排列成正方形的栅格，组成一个燃料组件，如图 1-1-1所示. 早期每个组件中棒栅排列数目多为 14×14，后来新设计的压水堆多改用 15×15或 17×17的排列，同时棒径稍变细，以降低燃料棒的中心温度. 燃料组件靠上、下管座和中间的数个定位格架使燃料棒定位，定位格架沿高度每 0.4～0.5m一个，定位格架上装有混流片，以增强冷却剂的横向交混，改善传热 . 在燃料组件中，有些元件的位置用空心管(通常 25根)来代替，它们与上、下管座和定位格架固定连接，形成组件的骨架，而燃料棒则插在定位格架中，靠弹簧片压紧，靠两端的管座定位. 有些组件的空心管用作控制棒的导向管、堆内中子通量探测管，或用来安放可燃毒物及中子源等. 控制棒组件采用棒束型结构，用银-铟-镉合金作为控制棒的吸收体，外包不锈钢包壳 . 每个组件中的控制棒通过上部的指状连接头组成一束，在控制棒驱动机构的作用下同时作上下移动 .
图 1-1-1燃料组件示意图
燃料组件按照一定的布置排列在一起，并用上、下栅格板固定起来，组成一个堆芯，堆芯的横截面近似于圆形，整个堆芯安放在一个圆筒形的吊篮内，吊篮悬挂在压力容器筒体和上封头连接的法兰接合面处，吊篮下端的侧面通过径向的支承结构与压力壳的筒体相连，以防堆芯横向振动. 在堆芯与压力容器之间的环形空间中安装热屏，用以减弱来自堆芯的中子流和 γ射线，降低压力容器筒体的中子辐照积分通量，防止材料脆化，从而延长其使用寿命 .
压水堆以水作为冷却剂和慢化剂，通过两个循环回路将堆芯产生的热量输出，其循环示意图如图 1-1-2所示. 反应堆压力容器上的冷却剂进、出口接管都布置在堆芯顶部标高以上，其目的是保证当管道破裂引起冷却剂流失时，压力容器内仍能保留一部分冷却剂来冷却堆芯. 冷却剂从进口接管经堆芯周围的环形通道流到堆芯下腔室，然后转而向上流过堆芯，带走堆芯内产生的热量. 冷却剂从出口接管流向蒸汽发生器，将热量传递给其二次侧的流体. 从蒸汽发生器出来的冷却剂通过冷却剂泵(简称主泵)升压后送回反应堆，同时二次侧的流体被加热至蒸汽，经过干燥等处理后，进入汽轮机，推动叶片做功，实现反应堆能量输出. 一座反应堆的冷却剂循环回路(简称环路)有二到四个，分别与压力容器相连 .
图 1-1-2压水堆循环示意图
为了提高整个电站的循环热效率，需要提高二回路蒸汽的温度和压力，从而必须尽可能提供一回路(即冷却剂循环回路)冷却剂的温度 . 压水堆是靠提高压力的办法来提高冷却剂可达到的温度上限，通常要求堆芯出口冷却剂温度要保持在 15～20℃的欠热度 . 压水堆的运行压力通常都设计为 15.5MPa左右. 压力再提高，对提高冷却剂温度的收益不大，而回路系统的造价却要大大提高 .
反应堆冷却剂的压力是靠稳压器来建立和维持的 . 稳压器如图 1-1-3所示，是一个立式圆筒形高压容器，上部为蒸汽空间，下部为水空间，通过其下部的一根波动管连接在一条冷却剂循环回路的热管道上，即堆芯的出口管道上. 当冷却剂发生膨胀或收缩时，冷却剂可以通过波动管自由地从循环回路流入稳压器，或从稳压器返流回循环回路. 在蒸汽空间的顶部和水空间的底部分别安装有喷雾器和电加热器，用于改变水的饱和温度和饱和压力，起到维持和调节压力的作用. 稳压器的蒸汽空间可以维持对压力波动起缓冲作用，稳压器内存储的水可以补偿回路系统内冷却剂因温度变化而引起的体积变化 .
整个反应堆和一回路系统安置在一个大的混凝土安全壳内，万一冷却剂从一回路系统泄漏，它可以把放射性物质包容在安全壳以内，不会对周围环境造成污染 . 压水堆安全壳的形状多为具有拱形顶盖的圆筒形建筑，如图 1-1-4所示.
图 1-1-3稳压器示意图图 1-1-4压力容器示意图
(二)压水堆中基本热工问题
1．反应堆热量传递
自然界中，热量传递的基本方式有热传导、热对流、热辐射三种，在压水堆中，反应堆裂变产生的大部分能量，以热量的形式沉积在燃料棒内，要将该能量导出，主要用到热传导和热对流两种方式 .
热传导主要发生在固体和不流动的气体中，如热量从燃料棒传递到包壳表面、从蒸汽发生器管壁一侧传到另一侧等 . 热对流主要发生在流固表面，如冷却剂流过燃料棒表面、冷却剂流过蒸汽发生器表面等，当对流发生在由风机、水泵等外加驱动力驱动时，称之为强迫对流换热 .
2．单相流动传热
对单相流动传热进行分析，是设计者判断反应堆能否正常运行的重要途径 . 单相流动传热分析研究的主要内容在于流体的压降和传热性能，前者直接决定泵的循环功率，后者决定反应堆中的热量能否被有效带出 .
正常工况下，冷却剂主要以单相对流换热的方式带走堆芯热量 . 为提高蒸汽发生器传热效率，希望一回路温度尽可能高，但要防止冷却剂全部沸腾引起传热恶化，故一回路工作在高压环境下. 在冷却剂循环过程中，摩擦压降、局部压降等因素会引起压力损失，要保证反应堆稳定有序地运行，就需要驱动泵对冷却剂做功，对压力进行补充，驱动泵对冷却剂的压力补充等于冷却剂在回路中的压降损失，保证反应堆稳定地运行 .
同时，在反应堆运行中，要避免燃料包壳、芯块等材料温度高于熔点，但这些部位的温度难以测量，所以进行反应堆设计时，就需要通过对冷却剂的换热性能进行分析，使用傅里叶导热公式、牛顿冷却公式等反推燃料包壳、芯块温度，并判断其是否合理 .
3．两相流动传热
在一些特殊情况(如泡核沸腾)或事故工况下，压水堆中就会产生两相流 . 一方面，两相流产生过程中相变吸热与流动扰动有利于强化反应堆传热；另一方面，气相的传热性能远不及液相，高含汽情况会发生传热恶化. 两种效应的综合作用会明显改变冷却剂的传热性能和流动特性，伴随相变所生成的气泡还会减弱冷却剂(兼作慢化剂)的慢化能力 . 因此，研究两相流对水冷反应堆系统的设计和运行，以及弄清反应堆的稳态和瞬态特性是非常重要的 . 熟悉和掌握两相流的变化规律和计算方法，可以使反应堆系统具有良好的热工和流体动力学特性 .
4．临界热流密度
流动沸腾的传热模式与质量流速、流体性质、系统几何特性、热流密度及其分布特征等因素有关，图 1-1-5(a)给出流动沸腾在较低热流密度均匀加热管内竖直向上流动传热的流动和传热分区. 在环状流动中，液膜中断或蒸干导致壁温跃升的现象称为(烧干)沸腾临界 .
图 1-1-5(b)给出高热流密度均匀加热管内流动和传热分区的情况 . 在泡核沸腾中，壁面生成的气泡来不及扩散到主流中而形成汽膜，导致壁温跃升的现象称为偏离泡核沸腾临界 .
5．自然循环
自然循环是指在闭合回路段依靠热段(上行段)和冷段(下行段)中的流体密度差所产生的驱动压头产生的循环. 对反应堆系统来说，当冷却剂在堆芯被加热后，由于热胀冷缩，其密度减小，高位的蒸汽发生器一次侧流体密度比较大，在密度差的作用下，产生自然循环驱动力，在驱动力作用下，堆芯冷却剂向上流动，携带堆芯产生的热量进入蒸汽发生器，通过与外界进行热量交换，又流回堆芯，形成循环.
图 1-1-5流动沸腾传热区域示意图
自然循环在密度差产生的驱动力作用下形成，只要反应堆堆芯结构和管道设计得足够合理，就能驱动冷却剂在回路中循环，在不需要外界提供动力的条件下，带出堆内产生的热量. 自然循环可用于反应堆正常工况或事故工况下，大大提高反应堆运行的可靠性和安全性 .
6．临界流
任一流动系统的放空速率取决于从出口(或破口)处流出的速率 . 当流体自系统中流出的速率不再受到下游压力下降的影响时，这种流动就叫临界流. 流体中压力变化产生的影响以声速传播. 当形成临界流时，出口流体的速度(也叫作临界流速)等于该处温度和压力下的声速，下游的扰动，恰好不能传播到上游，即恰好不对上游产生影响. 在反应堆系统中，临界流常发生在通道断裂的破口处，破口处的临界流量决定了冷却剂丧失的速度和一回路卸压的速度，其大小不仅直接影响到堆芯的冷却能力，而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间，故临界流的研究对反应堆的安全性十分重要 .
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