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工程传热中的一些问题 热动0902班 尹亚平 学号 1003090321 摘要 核电事业在我国正蒸蒸日上，到2015年争取建成总功率4000余万千瓦核电站。发展中核反应堆首先遇到的问题是工程传热问题，也就是人们常说的如何把核反应堆的热量，安全有合理的带出来。工程传热学又是涉及工程材料学、结构力学、流体力学等学科，如何把上述学科联系起来，是一个问题。 关键字：核反应堆 传热学 流体力学 一 简述核反应堆现状 压水堆的转换比可以从0.5提高到0.9。人类利用风力、水利、煤和石油作为能源，已经有几个世纪了。在20世纪30年代末，人们发现了一种新能源——原子能。经过人类科学家数十年来的不懈努力，现在人类已经掌握了数种核反应堆。现例举如下： 1. 压水堆 压水堆通称是加压型反应堆，它将反应堆系统冷却剂回路加压，防止在堆芯中沸腾。同时将堆芯中核裂变产生的能量带到热交换器中，使二回路中的水变为蒸汽，驱动汽轮机而发电。压水堆具有功率密度高，比功率高，结构紧凑，运行安全的特点。 2. 先进压水堆 在先进压水堆上美国和德国考虑了如何降低水与燃料比，形成中子普遍硬的稠密栅，可能小型先进压水堆燃料元件排列会变成三角形排列，水和燃料比从2下降到0.5，中子普移到超热区，Pu的生成率提高，这样先进 3. 石墨慢化压力式废水型反应堆 这类反应堆，是用轻水冷却，在垂直压力管上部沸腾而产生蒸汽。反应堆采用两回路，每个回路有840根装燃料的压力管，两台汽鼓式汽水分离器，并有四台循环水泵。汽水分离器可直接向两台500MW电功率的汽轮机组供汽。 4. 沸水堆 从1959年美国Dresden沸水堆核电站建成，至今已有40余年，这表明该堆型是经济、可靠和安全的。该堆（BWR-1）采用双循环回路，约有一半的蒸汽由直接沸腾产生，以7.0MPa压力进入汽轮机高压缸。经过近几十年的发展科学家们已经研究出第六代的BWR-6该堆的性能更加完备。 5. 高温气冷堆 高温气冷堆是以石墨作慢化剂，氦气作冷却剂，氦气将堆芯热量带出，流入蒸汽发生器；蒸汽发生器内含有螺旋形的传热管，设有传热器、蒸发器和省热器，给水由蒸汽发生器的底部的给水管流入发生器，经省热器提高给水温度，再流入蒸发器，然后流入顶部的过热器，形成过热蒸汽，使汽轮发电机组产生动力，同时他能提高蒸汽参数，可使常规汽轮发电机组产生动力而又供热。 6. 重水慢化反应堆 这种反应堆是以重水代替轻水作慢化剂，可用天然铀作为燃料，不需要浓缩铀。 7. 快中子增殖反应堆 快中子增殖反应堆是由可转换核素（铀-238）增值易裂变物质（如钚-239），同时还可以产生动力。 8.聚变反应堆 轻核在聚合时释放能量，其聚变反应是D-D、D-T、D-3He反应。目前聚变反应堆正在进一步的探索研究当中。 二 核反应堆释热 1. 从核反应堆中释出热量的重要性 一个核反应堆必须满足几何形状和材料纯度的要求，然后才能达到临界。任何一个到达临界的反应堆，就能不用冷却二在很低功率下运行，或者在高功率下运行极短时间，在中等大小的低功率研究堆稳定运行时，必须冷却，但是对于这种情况最方便而又最经济的载热剂和燃料元件形状通常就已经足够了。 显著发展中的较高温度下工作的材料，将会提高热效率或简化设计，但是，对于许多合适的运行条件和设计，现有可利用的材料就已足够了，还要记着，中子注量率仅仅受到可安全释出的热功率的限制，核动力反应堆设计不止一次地把释热列为首要问题。 2. 核反应堆中稳定热功率的分布 在核反应堆中所产生的热量是直接或间接地起源于热裂变所放出的能量。一个235U平均裂变能大致如下表分布： 在热中子反应堆中近似的平均热分布ＭｅＶ／每个235U原子 瞬发裂变能： 裂变碎片的动能 快中子动能 瞬发γ能 裂变产物放射性衰变： β γ 中子（不吸收的） 同中子的非裂变反应： γ＋β 在反应堆和屏蔽中总吸收能 一次截热剂总回收能 占总可用热量的５０％ 短 １６８＊ － － ７ － － － １７５ １７５ ９１ 中等 － ５ － － － － － ５ ５ ３ 长 － － ５ － ６ － ７ ６ １２± ６ １６８ ５ ５ ７ ６ １１ ７/２０９ １９８ １９２ ２３５Ｕ和２３９Ｐｕ的平均裂变热能的分布相仿。在不同燃料、慢化剂、元件盒、载热剂结构材料和屏蔽中的射线射程，要根据各自核反应的可能性、它们的微粒或射线能量以及近似截面或衰减因数加以估计。实际上这是做不到的。为了发热计算，假定α、β和裂变产物微粒具有零射程。对于γ和中子射线则要就该能量和该材料进行详细计算。 3. 均匀装载的稳态热功率计算 若裂变中子能量分布特性是以知的，则燃料元件的Ｈ通常根据要求的总热功率和相对中子注量率分布按比例计算，而不采用实际的φ值。因为在方程：中由于