注册核安全工程师综合知识第2章-资料下载页

　　

【正文】 。 对流是指流体各部分之间发生相对位移，从而把热量从一处带到另一处的热传递现象。对流仅能发生在流体中，而且必然伴随有载热现象。工程上常遇到的不是单纯的对流方式，而是流体流过另一固体表面时对流和导热联合起作用的热量传递，称为对流换热 。 流体流过固体表面，当流体和固体温度不同时，它们之间必然会发生热量传递。紧贴固体表壁处总有一薄层流体作层流流动，其中垂直于壁面的方向上仅有分子能量的传递，即只存在导热，而层流薄层以外的区域，热量的传递主要依靠对流 。 《 核安全综合知识 》 2．对流和对流换热 对流换热的基本计算式为牛顿冷却公式： 其中， F为与流体接触的壁面面积， m2； Tw是固体的壁面温度； Tb是流体的平均温度； h是对流换热系数，单位为 W/（ m2℃ ） 求解对流换热问题，关键是求出对流换热系数 h，而它与许多因素有关，一般只能通过实验得出各种特定条件下适用的计算表达式 wb()q h F T T《 核安全综合知识 》 2．对流和对流换热 影响对流换热的因素有五个方面： （ 1） 流体流动的原因 : 强迫 、 自然 （ 2） 流体的流态：层流 、 紊流 （ 3） 流体有无相变发生：沸腾 、 凝结 、 两相流 （ 4） 流体的物理性质：流体工质 （ 5） 换热面的几何因素：尺寸 、 形状 、 换热表面 《 核安全综合知识 》 3. 热辐射 一切物体都有辐射粒子 （ 光子 ） 的能力 ， 辐射粒子具有的能量称为辐射能 。 物体通过电磁波来传递能量的方式称为辐射 。 物体会因各种原因发出辐射能 ， 其中因热的原因而发出辐射能的现象就是热辐射 。 自然界中各个物体都不停地向空间发出热辐射 ， 同时又不断地吸收其他物体发出的热辐射 。 辐射与吸收过程的综合结果就造成了以辐射方式进行的物体间的热量传递 ， 这就是辐射换热 。 热辐射可以在真空中传播 ， 而导热和对流换热这两种热传递方式只能在有物质存在的条件下才能实现 。 另一个特点是辐射换热不仅产生能量的转移 ， 而且还伴随着能量形式的转化 ， 即发射时从热能转换成辐射能 ， 而被吸收时又从辐射能转换为热能 。 《 核安全综合知识 》 3. 热辐射 一种称做绝对黑体 （ 简称黑体 ） 的理想物体在同温度的物体中具有最大的辐射本领和吸收本领 。 黑体在单位时间内向所有方向辐射出的热量称为辐射能力 E， 它可按下式计算： 其中， F为物体的辐射表面积， m2； σ0为黑体辐射常数，其值为 108 W/(m2K 4)； T为表面的热力学温度， K。 实际物体的辐射能力小于同温度下黑体的值，上式修改为： ε称为该物体的发射率 ， 与物体的种类及表面状态有关 ， 其值总是小于 1 。  在压水堆稳态工况下 ， 堆内的温度不是很高 ， 辐射换热量相对于导热和对流小得多 ， 一般可以忽略不计 。 但在事故工况下 ， 堆内可达到相当高的温度 ， 就要考虑热辐射的作用了 。 40E FT40E FT《 核安全综合知识 》 三、单相流体的对流换热 在核动力厂的许多系统中，如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发生器或凝汽器的传热管内，水与壁面之间的传热都是单相流体的强迫对流换热。 《 核安全综合知识 》 四、沸腾传热 1. 沸腾传热概述 沸腾传热通常是最有效的传热机理，在压水堆中它存在于蒸汽发生器、稳压器的电加热器表面等传热设备之中。 压水堆正常运行时，在设计上允许包壳表面的温度超过冷却剂饱和温度，即允许包壳表面局部沸腾，这样的局部沸腾不一定导致冷却剂体积沸腾，包壳表面有小气泡形成，但它一离开表面就很快消失。这种沸腾称为欠热沸腾。在反应堆冷却剂系统出现破口而突然卸压时，堆芯中会出现复杂的沸腾工况。 沸腾可以分为池式沸腾和流动沸腾。池式沸腾就是流体在一个大容积的容器内被加热实现的沸腾。流动沸腾是液体流过传热面时产生的沸腾。在沸水堆的堆芯和蒸汽发生器传热管二次侧出现的都是流动沸腾，稳压器中则是池式沸腾。 《 核安全综合知识 》 2. 池式沸腾 对于池式沸腾， Nukiyama早在 1934年就对其进行了实验研究，得到了图 211上所示的沸腾曲线 。 《 核安全综合知识 》 3. 流动沸腾 流动沸腾与池式沸腾的区别在于流体是在流动过程中被加热的，流体的流动可以是自然循环，也可以是靠泵驱动的强迫循环。见图 212 《 核安全综合知识 》 五、沸腾危机 由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降，导致传热壁面湿度骤然升高的现象称为沸腾危机，发生沸腾危机时的热流密度称为临界热流密度。 两种沸腾危机 : (1)偏离泡核沸腾（ DNB），其机理是泡核沸腾在热流密度足够大时突然转变成膜态沸腾，它发生在含汽率很低或者欠热的液体中； (2) 干涸（ Dryout），其机理是环状流的液膜由于不断蒸发而破裂甚至蒸干，传热面由于失去液膜覆盖而传热性能变差，这种沸腾危机发生在含汽率很高的环状两相流中。 在堆芯中传热恶化的危险主要来自偏离泡核沸腾，但在一回路大破口失水事故中的堆芯裸露阶段，也有可能出现干涸。 《 核安全综合知识 》 由于下列两种原因，堆芯中发生偏离泡核沸腾的后果比发生干涸时严重很多： （ 1） 发生偏离泡核沸腾的必要条件是热流密度特别大，因而一旦传热能力下降时，传热面上热量的积聚和温度的升高将是非常迅猛的。而干涸的出现主要决定于流量和含汽率，通常热流密度并不很高。 （ 2） 在从泡核沸腾转变成膜态沸腾时，传热系数降低的幅度很大，这就更加剧了传热面（例如包壳）温度的上升。而干涸发生后，蒸汽的流速通常很高，而且其中还夹带着液滴，所以发生干涸时传热系数降低的幅度较小。 《 核安全综合知识 》 六、临界热流密度和偏离泡核沸腾比 燃料元件表面如果出现了偏离泡核沸腾工况，包壳温度上升很快，这时锆合金的机械特性、化学特性都急剧恶化，致使燃料元件发生破损，所以有时把这种工况称做“烧毁”。发生偏离泡核沸腾时热流密度的成为临界热流密度记作 qDNB。 qDNB的大小主要受下列因素影响： （ 1） 质量流速。流速大，流体的扰动强，加热面上难以形成稳定的汽膜，因而使 qDNB增大； （ 2） 通道进口处水的欠热度。欠热度越大 qDNB越大； （ 3） 工作压力。压力增加会使饱和温度上升，因而两相流中的含汽率减小，这使 qDNB增加； （ 4） 发生 DNB处冷却剂的焓。冷却剂的焓越大，越易产生气泡，故 qDNB越小； （ 5） 加热表面的粗糙度。粗糙度大，流体搅动加强，使气泡容易脱离壁面， qDNB有所增大。 《 核安全综合知识 》 六、临界热流密度和偏离泡核沸腾比 qDNB的数值可以用相关公式进行计算，所用的公式是从大量的试验结果综合出来的，是半经验公式。 为了保证反应堆的安全，在设计中要求燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。 为定量表达这个要求，引入了偏离泡核沸腾比这个概念，简称 DNBR。 DNBR指通过计算得到的燃料元件某点的临界热流密度与该点运行中实际的热流密度的比值，即： ()()()D N BqzD N B R zqz《 核安全综合知识 》 六、临界热流密度和偏离泡核沸腾比  DNBR（ z）值沿冷却剂通道是变化的，图 214示出了热流密度沿轴向呈余弦分布时 DNBR沿轴向的分布。显然，某一点 DNBR越大，则该点越不易发生偏离泡核沸腾。曲线上最小值称为最小 DNBR，记作 DNBRmin或 MDNBR。