工程傳熱中的一些問題

1、工程傳熱中的一些問題 熱動0902班 尹亞平 學號 1003090321摘要 核電事業(yè)在我國正蒸蒸日上，到2015年爭取建成總功率4000余萬千瓦核電站。發(fā)展中核反應堆首先遇到的問題是工程傳熱問題，也就是人們常說的如何把核反應堆的熱量，安全有合理的帶出來。工程傳熱學又是涉及工程材料學、結(jié)構(gòu)力學、流體力學等學科，如何把上述學科聯(lián)系起來，是一個問題。關鍵字：核反應堆 傳熱學 流體力學一 簡述核反應堆現(xiàn)狀壓水堆的轉(zhuǎn)換比可以從0.5提高到0.9。人類利用風力、水利、煤和石油作為能源，已經(jīng)有幾個世紀了。在20世紀30年代末，人們發(fā)現(xiàn)了一種新能源原子能。經(jīng)過人類科學家數(shù)十年來的不懈努力，現(xiàn)在人類已經(jīng)掌握了

2、數(shù)種核反應堆?，F(xiàn)例舉如下：1. 壓水堆壓水堆通稱是加壓型反應堆，它將反應堆系統(tǒng)冷卻劑回路加壓，防止在堆芯中沸騰。同時將堆芯中核裂變產(chǎn)生的能量帶到熱交換器中，使二回路中的水變?yōu)檎羝?，?qū)動汽輪機而發(fā)電。壓水堆具有功率密度高，比功率高，結(jié)構(gòu)緊湊，運行安全的特點。2. 先進壓水堆在先進壓水堆上美國和德國考慮了如何降低水與燃料比，形成中子普遍硬的稠密柵，可能小型先進壓水堆燃料元件排列會變成三角形排列，水和燃料比從2下降到0.5，中子普移到超熱區(qū)，Pu的生成率提高，這樣先進3. 石墨慢化壓力式廢水型反應堆 這類反應堆，是用輕水冷卻，在垂直壓力管上部沸騰而產(chǎn)生蒸汽。反應堆采用兩回路，每個回路有840根裝燃料

3、的壓力管，兩臺汽鼓式汽水分離器，并有四臺循環(huán)水泵。汽水分離器可直接向兩臺500MW電功率的汽輪機組供汽。4. 沸水堆從1959年美國Dresden沸水堆核電站建成，至今已有40余年，這表明該堆型是經(jīng)濟、可靠和安全的。該堆（BWR-1）采用雙循環(huán)回路，約有一半的蒸汽由直接沸騰產(chǎn)生，以7.0MPa壓力進入汽輪機高壓缸。經(jīng)過近幾十年的發(fā)展科學家們已經(jīng)研究出第六代的BWR-6該堆的性能更加完備。5. 高溫氣冷堆高溫氣冷堆是以石墨作慢化劑，氦氣作冷卻劑，氦氣將堆芯熱量帶出，流入蒸汽發(fā)生器；蒸汽發(fā)生器內(nèi)含有螺旋形的傳熱管，設有傳熱器、蒸發(fā)器和省熱器，給水由蒸汽發(fā)生器的底部的給水管流入發(fā)生器，經(jīng)省熱器提高給

4、水溫度，再流入蒸發(fā)器，然后流入頂部的過熱器，形成過熱蒸汽，使汽輪發(fā)電機組產(chǎn)生動力，同時他能提高蒸汽參數(shù)，可使常規(guī)汽輪發(fā)電機組產(chǎn)生動力而又供熱。6. 重水慢化反應堆這種反應堆是以重水代替輕水作慢化劑，可用天然鈾作為燃料，不需要濃縮鈾。7. 快中子增殖反應堆快中子增殖反應堆是由可轉(zhuǎn)換核素（鈾-238）增值易裂變物質(zhì)（如钚-239），同時還可以產(chǎn)生動力。8.聚變反應堆輕核在聚合時釋放能量，其聚變反應是D-D、D-T、D-3He反應。目前聚變反應堆正在進一步的探索研究當中。二 核反應堆釋熱1. 從核反應堆中釋出熱量的重要性一個核反應堆必須滿足幾何形狀和材料純度的要求，然后才能達到臨界。任何一個到達臨界

5、的反應堆，就能不用冷卻二在很低功率下運行，或者在高功率下運行極短時間，在中等大小的低功率研究堆穩(wěn)定運行時，必須冷卻，但是對于這種情況最方便而又最經(jīng)濟的載熱劑和燃料元件形狀通常就已經(jīng)足夠了。顯著發(fā)展中的較高溫度下工作的材料，將會提高熱效率或簡化設計，但是，對于許多合適的運行條件和設計，現(xiàn)有可利用的材料就已足夠了，還要記著，中子注量率僅僅受到可安全釋出的熱功率的限制，核動力反應堆設計不止一次地把釋熱列為首要問題。2. 核反應堆中穩(wěn)定熱功率的分布在核反應堆中所產(chǎn)生的熱量是直接或間接地起源于熱裂變所放出的能量。一個235U平均裂變能大致如下表分布：在熱中子反應堆中近似的平均熱分布每個235U原子瞬發(fā)裂

6、變能： 裂變碎片的動能 快中子動能 瞬發(fā)能裂變產(chǎn)物放射性衰變： 中子（不吸收的）同中子的非裂變反應： 在反應堆和屏蔽中總吸收能一次截熱劑總回收能占總可用熱量的短中等長/和的平均裂變熱能的分布相仿。在不同燃料、慢化劑、元件盒、載熱劑結(jié)構(gòu)材料和屏蔽中的射線射程，要根據(jù)各自核反應的可能性、它們的微粒或射線能量以及近似截面或衰減因數(shù)加以估計。實際上這是做不到的。為了發(fā)熱計算，假定、和裂變產(chǎn)物微粒具有零射程。對于和中子射線則要就該能量和該材料進行詳細計算。3. 均勻裝載的穩(wěn)態(tài)熱功率計算若裂變中子能量分布特性是以知的，則燃料元件的通常根據(jù)要求的總熱功率和相對中子注量率分布按比例計算，而不采用實際的值。因為

7、在方程：中由于比較小的貢獻而引起熱功率分布的差別可以略去不計。最簡單情況是中子注量率均勻分布，小的射層反應堆，如游泳池式反應堆（其中水反射層由于慢化快中子二成為熱中子源）就十分符合接近這種情況。在這類反應堆中，燃料元件是薄的，任何一個地方的實際上等于總熱功率除以有效的燃料元件體積。4. 熱傳導方程傅里葉定律給出，通過固體介質(zhì)中平面的穩(wěn)定熱流或瞬時熱流為：（）式中：是垂直于的。采用負號是為了使為正，因為是沿熱流量方向的（溫度降低的方向）度量。方程（）也是用作熱傳導系數(shù)的定義方程。若在上是不均勻的，則局部熱速度為：（沿著整個積分上式，就可以求的總的。熱力性質(zhì)表已經(jīng)綜合了在十分寬廣的溫度和壓力范圍內(nèi)

8、氣體的導熱系數(shù)，比熱、熱焓和許多其他物理性質(zhì)的數(shù)據(jù)。導熱系數(shù)要對于較高或較低溫度進行外推或內(nèi)插時，薩勒等方程是令人滿意的，因此做作出對的直線圖線。凱斯還采用一個修正的薩勒等方程（）流體流過固體表面就帶走核反應堆產(chǎn)生的熱量。在通過熱流的一個中間面的任一位置上，在固體表面溫度跟液流的“主體”混合器溫度間必須存在溫度差。任一位置上“熱速度”對于之比，就叫做“局部膜傳熱系數(shù)” 。因此（）若固體為熱源則用“”號，但對很少一些溫度梯度中，方程（）中的或可以是負的。三 流體流動在大多數(shù)核反應堆中，發(fā)出的熱量是借流體通過反應堆流動輸出的。由此要求設計出最佳降壓和選擇所需泵的正確容量。同時，在反應堆中通常采用許

9、多并聯(lián)的工藝管，這樣在其間適當?shù)胤峙漭d熱劑就完全有必要了。詳盡地研究所有可能的工況變化時載熱劑流動的影響，以保證正常運行時的經(jīng)濟性、可靠性和長壽命，并且保證在任何事故情況下危險性最小。由此可見，反應堆流體力學問題牽涉到流體流動的許多方面。在短通道中的層流流動當流體流動為突然的降壓（例如噴咀處）所加速時，降壓及由此引起的增加在整個液流上是均勻的。因此，若速度增加較初速度來的高，則終將得到一個實際上均勻的末速度。通常采用這個方法來獲得均勻速度區(qū)，例如風洞的喉部就是如此。由此可見：與長管相關聯(lián)的喇叭形噴咀，若略去進口速度和其中的摩阻，則將產(chǎn)生壓降。在管子末端動能是倍的；這樣，由于速度分布發(fā)生變化，平

10、的變成拋物線形的，就使沿著管長產(chǎn)生附加壓降。此外，接近進口處由于在壁面上速度梯度較陡，其摩阻要比正常摩阻來的大。在圓管和平板通道的情況下，已經(jīng)受平均速度偷核算過這兩種效應。四 兩相流傳熱和壓降最近幾年以來兩相流動在石油精煉、高壓鍋爐和核反應堆上都有廣泛的應用；由于蒸汽鍋爐中在管子內(nèi)的水受熱變成汽水混合物上升，因此在計算鍋爐汽水循環(huán)中必須考慮兩相流動問題。在和鍋爐亦同樣存在該問題。早期的水-水反應堆并不出現(xiàn)兩相流動的問題，直到壓水堆應用于動力目的；為了更有效地利用核分裂所釋放的熱能，容許表面沸騰，亦即在燃料元件表面產(chǎn)生氣泡，此氣泡在表面脫離后在液體中冷凝而消失，實際上在回路中并無蒸汽產(chǎn)生。由于壓

11、水堆芯水力設計不佳，流量分布不均勻，使有的燃料元件通道特別熱，在核反應堆功率波動時，由于冷卻劑溫度的波動引起回路內(nèi)壓力波動，使水的沸點變化，在某些水力特性不好的通道下，產(chǎn)生大量沸騰。由于壓水堆在事故情況下，如泵動力突然中斷，冷卻水暫停流動。而安全棒還未落下的滯后時間內(nèi)，燃料元件通道中會有大量沸騰出現(xiàn)，甚至會燒壞燃料元件。這些都涉及兩相流動的問題。沸水堆的出現(xiàn)是促使兩相流動研究的主要因素。早在1952年美國國立阿貢實驗室建立了“沸水實驗堆（BORAX）”，那時對沸水的實驗非常缺乏，美國于1954年在開始設計實驗性沸水動力堆（EBWR）時，能夠用于計算的文獻僅是一些計算蒸汽容積分數(shù)和對功率關系的參

12、考資料。在那個時間將誒，美國阿貢實驗室的工作是直接向著模擬沸水堆堆芯的幾何形狀在沸騰下加以驗證，開始時第一個實驗室用一個與試驗性沸水動力堆相似的燃料元件浸于水箱中，通以電流加熱，在大氣壓下測定其功率與生成的蒸汽量的關系，此后就在各種不同的壓力下。在強制和自然循環(huán)下測定沸騰的工況，并研究了汽水混合物的密度、汽水和水的相對速度以及兩相摩阻，同時比較了理論分析的差別。五 熱應力分析和機械設計熱應力是由于下列原因產(chǎn)生的：結(jié)構(gòu)元件或連續(xù)介質(zhì)對因為溫差或溫度梯度造成的膨脹或收縮的抗力；沿著構(gòu)件或連續(xù)體的邊界限制該邊界由于均勻或不均勻加熱或冷卻而造成的自由位移抗力。因而熱應力需要或者是產(chǎn)生跟系統(tǒng)連續(xù)性條件不

13、相容的不均勻體積變化的溫度梯度，或者是由固定邊界或支持反力邊界產(chǎn)生的系統(tǒng)總自由膨脹或收縮的抗力，這兩種情況往往是同時存在的。因此熱應力的來源不是外力而是內(nèi)力或“抗力”。由此可見熱應力是“變形應力”。應力-應變的時間和溫度敏感性在熱應力的時間和溫度波動中得到了反映。因而這些應力的設計強度是由所引入的關于材料的應力-應變-應變速率關系的各項假設決定的。核反應堆承受應力材料的選擇應以核要求和機械要求兩者為準繩，機械要求是：考慮預期的反應堆使用壽命，像在運行溫度下所能得到的那么高的斷裂強度和那么低的蠕變率的情況下，熱應力相當?shù)?。在由于溫度變化或發(fā)生熱率的內(nèi)熱源所造成的部分約束的情況下，彈性應力值正比于或，所以比值表示材料選擇的定性圖像，它指出由給定溫度差或給定發(fā)熱率產(chǎn)生的熱應力的大小。系數(shù)、和，因而也就是和都是對溫度敏感的。由于所有有關系數(shù)的溫度敏感性，因此熱應力水平不僅要取決于溫差或發(fā)熱率，而且將受到運行溫度絕對值很大的影響。六 總結(jié)通過這次課外的研究性學習活動，不僅