【正文】 。 ?對流是指流體各部分之間發(fā)生相對位移，從而把熱量從一處帶到另一處的熱傳遞現(xiàn)象。對流僅能發(fā)生在流體中，而且必然伴隨有載熱現(xiàn)象。工程上常遇到的不是單純的對流方式，而是流體流過另一固體表面時對流和導(dǎo)熱聯(lián)合起作用的熱量傳遞，稱為對流換熱 。 ?流體流過固體表面，當(dāng)流體和固體溫度不同時，它們之間必然會發(fā)生熱量傳遞。緊貼固體表壁處總有一薄層流體作層流流動，其中垂直于壁面的方向上僅有分子能量的傳遞，即只存在導(dǎo)熱，而層流薄層以外的區(qū)域，熱量的傳遞主要依靠對流 。 《 核安全綜合知識 》 2．對流和對流換熱 ?對流換熱的基本計算式為牛頓冷卻公式： 其中， F為與流體接觸的壁面面積， m2； Tw是固體的壁面溫度； Tb是流體的平均溫度； h是對流換熱系數(shù)，單位為 W/（ m2℃ ） ?求解對流換熱問題，關(guān)鍵是求出對流換熱系數(shù) h，而它與許多因素有關(guān)，一般只能通過實驗得出各種特定條件下適用的計算表達式 wb()q h F T T??《 核安全綜合知識 》 2．對流和對流換熱 ?影響對流換熱的因素有五個方面： （ 1） 流體流動的原因 : 強迫 、 自然 （ 2） 流體的流態(tài)：層流 、 紊流 （ 3） 流體有無相變發(fā)生：沸騰 、 凝結(jié) 、 兩相流 （ 4） 流體的物理性質(zhì)：流體工質(zhì) （ 5） 換熱面的幾何因素：尺寸 、 形狀 、 換熱表面 《 核安全綜合知識 》 3. 熱輻射 ?一切物體都有輻射粒子 （ 光子 ） 的能力 ， 輻射粒子具有的能量稱為輻射能 。 物體通過電磁波來傳遞能量的方式稱為輻射 。 物體會因各種原因發(fā)出輻射能 ， 其中因熱的原因而發(fā)出輻射能的現(xiàn)象就是熱輻射 。 ?自然界中各個物體都不停地向空間發(fā)出熱輻射 ， 同時又不斷地吸收其他物體發(fā)出的熱輻射 。 輻射與吸收過程的綜合結(jié)果就造成了以輻射方式進行的物體間的熱量傳遞 ， 這就是輻射換熱 。 ?熱輻射可以在真空中傳播 ， 而導(dǎo)熱和對流換熱這兩種熱傳遞方式只能在有物質(zhì)存在的條件下才能實現(xiàn) 。 另一個特點是輻射換熱不僅產(chǎn)生能量的轉(zhuǎn)移 ， 而且還伴隨著能量形式的轉(zhuǎn)化 ， 即發(fā)射時從熱能轉(zhuǎn)換成輻射能 ， 而被吸收時又從輻射能轉(zhuǎn)換為熱能 。 《 核安全綜合知識 》 3. 熱輻射 ?一種稱做絕對黑體 （ 簡稱黑體 ） 的理想物體在同溫度的物體中具有最大的輻射本領(lǐng)和吸收本領(lǐng) 。 ?黑體在單位時間內(nèi)向所有方向輻射出的熱量稱為輻射能力 E， 它可按下式計算： 其中， F為物體的輻射表面積， m2； σ0為黑體輻射常數(shù)，其值為 108 W/(m2K 4)； T為表面的熱力學(xué)溫度， K。 ?實際物體的輻射能力小于同溫度下黑體的值，上式修改為： ε稱為該物體的發(fā)射率 ， 與物體的種類及表面狀態(tài)有關(guān) ， 其值總是小于 1 。 ? 在壓水堆穩(wěn)態(tài)工況下 ， 堆內(nèi)的溫度不是很高 ， 輻射換熱量相對于導(dǎo)熱和對流小得多 ， 一般可以忽略不計 。 但在事故工況下 ， 堆內(nèi)可達到相當(dāng)高的溫度 ， 就要考慮熱輻射的作用了 。 40E FT??40E FT???《 核安全綜合知識 》 三、單相流體的對流換熱 ?在核動力廠的許多系統(tǒng)中，如反應(yīng)堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽發(fā)生器或凝汽器的傳熱管內(nèi)，水與壁面之間的傳熱都是單相流體的強迫對流換熱。 《 核安全綜合知識 》 四、沸騰傳熱 1. 沸騰傳熱概述 ?沸騰傳熱通常是最有效的傳熱機理，在壓水堆中它存在于蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器的電加熱器表面等傳熱設(shè)備之中。 ?壓水堆正常運行時，在設(shè)計上允許包殼表面的溫度超過冷卻劑飽和溫度，即允許包殼表面局部沸騰，這樣的局部沸騰不一定導(dǎo)致冷卻劑體積沸騰，包殼表面有小氣泡形成，但它一離開表面就很快消失。這種沸騰稱為欠熱沸騰。在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)出現(xiàn)破口而突然卸壓時，堆芯中會出現(xiàn)復(fù)雜的沸騰工況。 ?沸騰可以分為池式沸騰和流動沸騰。池式沸騰就是流體在一個大容積的容器內(nèi)被加熱實現(xiàn)的沸騰。流動沸騰是液體流過傳熱面時產(chǎn)生的沸騰。在沸水堆的堆芯和蒸汽發(fā)生器傳熱管二次側(cè)出現(xiàn)的都是流動沸騰，穩(wěn)壓器中則是池式沸騰。 《 核安全綜合知識 》 2. 池式沸騰 ?對于池式沸騰， Nukiyama早在 1934年就對其進行了實驗研究，得到了圖 211上所示的沸騰曲線 。 《 核安全綜合知識 》 3. 流動沸騰 ?流動沸騰與池式沸騰的區(qū)別在于流體是在流動過程中被加熱的，流體的流動可以是自然循環(huán)，也可以是靠泵驅(qū)動的強迫循環(huán)。見圖 212 《 核安全綜合知識 》 五、沸騰危機 ?由于沸騰機理的變化引起傳熱系數(shù)陡降，導(dǎo)致傳熱壁面濕度驟然升高的現(xiàn)象稱為沸騰危機，發(fā)生沸騰危機時的熱流密度稱為臨界熱流密度。 ?兩種沸騰危機 : (1)偏離泡核沸騰（ DNB），其機理是泡核沸騰在熱流密度足夠大時突然轉(zhuǎn)變成膜態(tài)沸騰，它發(fā)生在含汽率很低或者欠熱的液體中； (2) 干涸（ Dryout），其機理是環(huán)狀流的液膜由于不斷蒸發(fā)而破裂甚至蒸干，傳熱面由于失去液膜覆蓋而傳熱性能變差，這種沸騰危機發(fā)生在含汽率很高的環(huán)狀兩相流中。 ?在堆芯中傳熱惡化的危險主要來自偏離泡核沸騰，但在一回路大破口失水事故中的堆芯裸露階段，也有可能出現(xiàn)干涸。 《 核安全綜合知識 》 ?由于下列兩種原因，堆芯中發(fā)生偏離泡核沸騰的后果比發(fā)生干涸時嚴重很多： （ 1） 發(fā)生偏離泡核沸騰的必要條件是熱流密度特別大，因而一旦傳熱能力下降時，傳熱面上熱量的積聚和溫度的升高將是非常迅猛的。而干涸的出現(xiàn)主要決定于流量和含汽率，通常熱流密度并不很高。 （ 2） 在從泡核沸騰轉(zhuǎn)變成膜態(tài)沸騰時，傳熱系數(shù)降低的幅度很大，這就更加劇了傳熱面（例如包殼）溫度的上升。而干涸發(fā)生后，蒸汽的流速通常很高，而且其中還夾帶著液滴，所以發(fā)生干涸時傳熱系數(shù)降低的幅度較小。 《 核安全綜合知識 》 六、臨界熱流密度和偏離泡核沸騰比 ?燃料元件表面如果出現(xiàn)了偏離泡核沸騰工況，包殼溫度上升很快，這時鋯合金的機械特性、化學(xué)特性都急劇惡化，致使燃料元件發(fā)生破損，所以有時把這種工況稱做“燒毀”。發(fā)生偏離泡核沸騰時熱流密度的成為臨界熱流密度記作 qDNB。 ?qDNB的大小主要受下列因素影響： （ 1） 質(zhì)量流速。流速大，流體的擾動強，加熱面上難以形成穩(wěn)定的汽膜，因而使 qDNB增大； （ 2） 通道進口處水的欠熱度。欠熱度越大 qDNB越大； （ 3） 工作壓力。壓力增加會使飽和溫度上升，因而兩相流中的含汽率減小，這使 qDNB增加； （ 4） 發(fā)生 DNB處冷卻劑的焓。冷卻劑的焓越大，越易產(chǎn)生氣泡，故 qDNB越?。? （ 5） 加熱表面的粗糙度。粗糙度大，流體攪動加強，使氣泡容易脫離壁面， qDNB有所增大。 《 核安全綜合知識 》 六、臨界熱流密度和偏離泡核沸騰比 ?qDNB的數(shù)值可以用相關(guān)公式進行計算，所用的公式是從大量的試驗結(jié)果綜合出來的，是半經(jīng)驗公式。 ?為了保證反應(yīng)堆的安全，在設(shè)計中要求燃料元件表面的最大熱流密度小于臨界熱流密度。 ?為定量表達這個要求，引入了偏離泡核沸騰比這個概念，簡稱 DNBR。 DNBR指通過計算得到的燃料元件某點的臨界熱流密度與該點運行中實際的熱流密度的比值，即： ()()()D N BqzD N B R zqz?《 核安全綜合知識 》 六、臨界熱流密度和偏離泡核沸騰比 ? DNBR（ z）值沿冷卻劑通道是變化的，圖 214示出了熱流密度沿軸向呈余弦分布時 DNBR沿軸向的分布。顯然，某一點 DNBR越大，則該點越不易發(fā)生偏離泡核沸騰。曲線上最小值稱為最小 DNBR，記作 DNBRmin或 MDNBR。