08核1-王庆华-20084395-第2次作业.doc
《08核1-王庆华-20084395-第2次作业.doc》由会员分享，可在线阅读，更多相关《08核1-王庆华-20084395-第2次作业.doc（9页珍藏版）》请在冰点文库上搜索。
3.1
热量从堆内输出要依次经历导热、对流换热和输热这三个过程。
各个具体表达式如下：
⑴燃料元件的导热是指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量，从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面。
稳态导热：
——泊松方程
⑵对流换热过程是燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，对流交换所传递的热量可用牛顿冷却定律求得。
其中：
这里是在位置处的冷却剂温度（℃），是在位置处的包壳外表面的温度（℃），h为对流换热系数（W/m2·℃），F为传热表面积（m2）,为膜温差（℃）。
其中的求取：
强迫对流换热：
较小膜温差时用公式
较大膜温差时用公式
自然对流换热
⑶输热过程指的是，当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外。
冷却剂从堆芯进口到位置处地输热量为：
3.3
沸腾临界的特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。
⑴快速烧毁的机理：
最大热流密度点（发生CHF的点）C点的工况，即为过冷或低含汽量下的沸腾临界，由于受热面上逸出的汽泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成了一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升。
所产生的这一物理现象就称为沸腾临界。
⑵慢速烧毁的机理：
在高含气量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。
发生沸腾临界时，加热面温度虽然上升，但环状流工况具有快速流动的蒸汽核心，一般不会使金属材料立即烧毁。
这种沸腾临界又称慢速烧毁。
压水堆在正常工况下，首先应该防止的是快速烧毁，这是因为压水堆中冷却剂基本处于过冷区或低含气量区，快速烧毁多发生在压水堆的堆芯通道中。
而慢速烧毁则多发生在沸水堆的堆芯通道中，这是因为沸水堆中冷却剂的含量高且处于饱和状态的缘故。
压水堆在事故工况下，应该首先考虑快速烧毁，在高含气量下发生沸腾临界时，加热面温度虽然上升，但由于环状流工况具有快速流动的蒸汽核心，因而它具有较大的换热系数，所以高含气量下这种沸腾临界壁温升高的速率比低含气量下临界沸腾的要慢，一般不会使金属材料立即烧毁。
3.10
对固体燃料来说，除了能产生核裂变外，还必须满足：
3.13
3.14
辐照对二氧化铀燃料的影响：
⑴辐照对二氧化铀热物性及力学特性的影响
⑵二氧化铀燃料的密实化和结构变化
3.16
⑴间隙导热：
水冷动力堆燃料元件的包壳内表面与燃料芯块表面之间往往留有一定的间隙，其间充满低分子量地气体，若把冷态下的气隙看做是一个薄的同心圆环，并忽略对流和辐射传热作用，则通过该间隙的传热主要是导热。
间隙导热可用：
气隙导热模型和接触导热模型进行计算
⑵
气隙导热模型的缺点是：
难以确定热态下间隙中裂变气体的含量和间隙尺寸的大小。
间隙导热的方法还是不成熟。
⑶
对于新的燃料元件或燃耗很浅的燃料元件，可以认为包壳与芯块没有接触，采用气隙导热模型比较适合。
当燃耗很深，包壳与芯块已发生接触，应采用接触导热模型。
3-3
解：
已知：
=8.8mm,=9mm,=10mm,=4.2e4W/m,=2.7e4W/（m2·℃）,=2.1W/（m2·℃）,=0.23W/（m2·℃）,=20W/（m2·℃）,=2600mm,
=1200kg/h,=4.81kJ/（kg·℃），=245℃，=267℃。
当=650mm
3-4
由于燃料元件的包壳很薄，因吸收射线、射线等产生的热量与从芯块传递给包壳的热量相比可以忽略不计。
因此可以把平板形包壳作为无内热源的导热处理。
由傅里叶定律给出：
对上式积分可得平板形包壳内外表面之间的温差为：
①由题目已知：
=1.5mm，=5.53e5（W/m2）,包壳材料为1Cr18Ni9Ti,在t=300℃时，=18.83W/（m·℃），
得到℃
②若包壳改为，则=12.70W/（m·℃），
得到℃
3-6
由题意可知：
满功率时，热点处包壳与芯块刚好接触，接触压力为零，所以气隙与燃料芯块之间的导热采用接触导热模型：
已知：
=9.53mm,=10.35mm,=10.45mm,=1.395e6W/m2→=4.58e4W/m，=2.1W/（m2·℃）,由=342℃，查得=22.894W/（m2·℃）。
℃
℃
在的热点处：
℃
3-7
这属于水纵向流过平行棒束时的换热问题：
对于正方形栅格：
，
对于水，根据压力，℃，得到其物性参数如下：
W/（m·℃），m2/s,
m
W/（m2·℃）
得到：
℃
附加题：
AP1000：
，，
得到：
，
M310：
，
得到：
升级会员 