核反应堆稳态工况的水力计算.pptx

√4.1稳态工况下水力计算的任务

√4.2流体力学的一些基本知识

√4.3单相冷却剂的流动压降计算

√4.4汽—水两相流动及其压降计算

流量计算

流量分配

通道断裂时的临界流

流动不稳定性;4.5流量计算;一、封闭回路中的流动压降;对于闭合回路来说，系统中所产生的加速压降之和为零。即

=0。这上式就变成;二、强制循环流量;泵的选择与回路压降;三、自然循环流量;三、自然循环流量;确定自然循环流量的方法是：驱动压头等于阻力压头

假定释热功率不变，则流量增大，导致出口温度下降，出口冷却剂的密度上升，驱动压头下降，而阻力压降随着流量上升而增大。;一般来说，设计自然循环反应维装置时，应首先根据设计的要求选择活性区的平均温度，而后通过装置的结构设计、装置的布置以及采用一些其他的技术措施，使流量满足安全准则的要求。对强制循环反应堆，也需要确定它的自然循环的能力。

当压水堆发生断电事故时，主循环泵停止运转。即使已快速停堆，但由于还有剩余中子功率和衰变热，燃料元件会继续释出热量。若反应堆具有较大的自然循环能力，就可以把堆内的热量导出，防止事故发生。因此，主冷却剂系统的自然循环能力是评价反应堆安全性的一项指标。对于核动力船来说，具有较大的自然循环能力更为重要，它表明在主循环泵停止运转的工况下船具有低速航行的能力。据报道，美国的三叉戟核潜艇用的就是自然循环冷却的压水堆。;自然循环流量的确定;4.6流量分配;4.6流量分配;并联闭式通道的概念;堆芯冷却剂流量不均匀分配;在确定并联通道的流量分配时，需要知道以下的一些边界条件：;2.下腔室的压力分布，即各并联通道入口处的压力p11，p12，p1i…p1n。一般入口压力分布是通过水力模拟实验测得，或根据经验数据给出，作为设计的已知条件。;3．各通道沿轴向的温度、含汽量的分布。若通道壁是绝热的，只需给出流体入口温度，如通道壁是加热或冷却的，则需要根据热平衡方程用叠代方法求得。;质量守恒方程：

动量守恒方程：;若要提高计算精确度，需要把整个通道沿铀向分成若干个距离足够小的步长。从通道入口开始，先假定一组??足质量守恒方程的流量分配数据，然后应用动量守恒方程、能量守恒方程以及已知的各通道进口压力、进口焓，计算冷却剂通过第1个步长的出口压力和出口焓。在计算第一步长的压降时所用的冷却剂的热物性，按堆芯入口温度确定。接着把第一步长的出口压力、出口始作为第二步长的入口参数，计算第二步长的出口压力、出口治，在计算第二步长压降时所用的冷却剂热物性可按第一步长的出口温度确

定．这样沿通道轴向逐个步长计算下去直到通道出口。若计算所得的各通道出口压力不符合给定边界条件（即各个压力相等），必须重新修改所假定的通道入口流量分配数据，按上述介绍的方法再进行迭代计算，直至各通道出口压力满足所给定的边界条件为止。这时所得的各通道流量和冷却剂沿轴向的焓分布即为所求。;4.7通道断裂时的临界流;如果上游压力P0保持不变，并假定流体的温度和比容都是定值。当外部背压Pb下降到低于容器流体压力时

(曲线1），流体便从通道内流出，并在通道内自p0至通道出口压力Pex之间建立一个压力梯度，这时Pex等于Pb。当Pb进一步降低时，Pex也随之下降，并等于变化后的Pb，出口流速进一步增大（曲线2）；这个关系一直保持到某一个值，在该Pb值下通道出口处流速等于该处温度和压力下的声速时为止（曲线3）；此后，Pb进一步降低，出口截面处流速不会再增大，Pex不会再降低（曲线4，5），这时的流动加临界流。;临界流模型;研究临界流的重要性;对于单相流，确定发生临界流的两个等价条件是：

流速等于截面压力和温度下的声速,

截面上游流动不受下游压力的影响。

在压水堆中，由于系统压力很高，过冷水的临界流速高达1000~1500m/s，一般破口处流速很少达到这个值。一般来说，当一回路通道发生断裂是，破口处由于高压水迅速泄压而急剧蒸发，在流速还未达到单相液体中的声速之前，通道内就已变成两相流了。这也是为什么一般不研究单相液的临界流的原因。;分析临界流的基本方法是等熵流动的能量守恒方程。;研究两相临界流的困难在于：两相间存在质量、动量和能量的交换，含汽量也会不断变化，继而出现不同的流型。

研究方法：借助于各种简化后的模型，由于不同的模型有不同的适用条件，因此通常把两相临界流分为：

长通道中的临界流（L/D12）短通道中的临界流（0L/D12）流过孔板的临界流（L/D=0）;长通道中的临界流

（L/D12）;福斯克（Fauske）模型：从动量方程出发，临界流量为：;临界压力比随长度直径比变化的实验数据;莫迪（Moody）模型：从能量方程出发

特点：不需知道破口处的压力和含汽量，只需知道上游的滞止压力和滞止焓。;对于L/D1