第二章核电站简介

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1、精选优质文档-倾情为你奉上 本文由vol_cc贡献 ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。 第二章 压水堆核电站热力系统 1 2.1 核电站简介 核电厂系统简图 2 核电优势 核电厂是高能量、少耗料的电厂。核燃料的能量密度非 核电厂是高能量、少耗料的电厂。 常高，以铀-235为例，1kg铀-235裂变产生热量约相当于 为例， 裂变产生热量约相当于2700吨 常高，以铀 为例 铀 裂变产生热量约相当于 吨 标准煤燃料释放的热量。 标准煤燃料释放的热量。 核电厂也是特殊核燃料生产厂。核燃料在反应堆内燃烧 核电厂也是特殊核燃料生产厂。 过程中还能使一部分

2、铀238或钍 转化为新的可裂变燃料，经 或钍232转化为新的可裂变燃料 转化为新的可裂变燃料， 过程中还能使一部分铀 或钍 加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、 加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、钍 矿藏可获得充分利用。 矿藏可获得充分利用。 大多数国家核电成本低于火电。 大多数国家核电成本低于火电。 电厂每度电的成本 建造投资费 燃料循环费 火电厂 火电 火电 运行维修费 不相上下 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约 %3 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约1550%。 4 世界核电厂分布图 截止2002年 截止2002年1月，全世界

3、运行的核电站有438 个，总发电 全世界运行的核电站有438 量为353 还有32核电站正在建设中 核电站正在建设中。 量为353 GW(e) 。还有32核电站正在建设中。 我国从2002年装机 万KW到2020年要发展到 我国从 年装机200万 到 年要发展到4000万KW 万 年装机 年要发展到 5 国际能源贮备 资源 石油 天然气 煤 核能 核电是安全可靠并且清洁的。 核电是安全可靠并且清洁的。 核电厂严格按国际安全规范设计建造； 核电厂严格按国际安全规范设计建造； 运行时严格控制三废排放； 运行时严格控制三废排放； 对放射性排放经严格处理。即使从放射性排放来 对放射性排放经严格处理。

4、看，核电厂对环境的污染也比火电厂小 6 可使用年限 37 60 200 250 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 SO2 CO2 煤 天然气 石油 核能 SO2千吨/年 千吨/ 70 0 30 0 CO2千吨/年 千吨/ 6000 3000 5000 0 7 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 NOX 煤 天然气 石油 核能 常见的堆型 幻灯片 9 幻灯片 12 幻灯片 14 幻灯片 16 Ox千吨/年 千吨/ 25 16 14 0 压水堆 沸水堆 重水堆 高温气冷堆 大多数国家的核电站建设 都是以发展压水堆型为主 幻灯片 18 8 压水堆电厂 9 10 幻灯

5、片 8 11 沸水堆核电厂 12 沸水堆核电厂 幻灯片 8 13 重水堆核电厂 14 重水堆电厂（ 重水堆电厂（CANDU） ） 幻灯片 8 15 气冷堆 16 高温钍堆 幻灯片 8 17 压水堆优势 压水堆采用低富集铀作为燃料，铀-235的富集度技术已 压水堆采用低富集铀作为燃料， 的富集度技术已 过关，核燃料的生产技术基本定型； 过关，核燃料的生产技术基本定型； 压水堆以轻水作为冷却剂和慢化剂，成本低廉； 压水堆以轻水作为冷却剂和慢化剂，成本低廉； 压水堆核电站系统设有蒸汽发生器，使带有放射性的一 压水堆核电站系统设有蒸汽发生器， 一回路系统与二回路系统的汽水系统完全隔离， 一回路系统与二

6、回路系统的汽水系统完全隔离，一回路带放 射性的冷却剂不会进入二回路， 射性的冷却剂不会进入二回路，进入汽轮机的蒸汽不带放射 因而二回路运行维护方便； 性，因而二回路运行维护方便； 压水堆内的压力容器的体积较小，便于设备制造； 压水堆内的压力容器的体积较小，便于设备制造； 核反应堆的控制棒传动系统由压力容器的上部引入，设 核反应堆的控制棒传动系统由压力容器的上部引入， 备检修和更换核燃料比较方便。 备检修和更换核燃料比较方便。 我国已经决定采用压水堆技术路线， 我国已经决定采用压水堆技术路线，在设备制造的国产化 方面也围绕这一条技术路线配套。目前已建、 方面也围绕这一条技术路线配套。目前已建、在

7、建及规划中的 18 核电站基本以压水堆型为主。 核电站基本以压水堆型为主。 2.2 压水堆核电站系统组成 19 发电机回路 汽轮机回路 反应堆回路 反应堆回路及其辅助系统和厂房构成核岛 汽轮机回路及其辅助系统和厂房总称常规岛 电厂的其它部分总称配套设施 20 反应堆回路 由压水型反应堆、 由压水型反应堆、蒸汽发生器和主泵及安全和辅助系统等 由压水型反应堆 组成密闭式的高压循环回路。 组成密闭式的高压循环回路。 将反应堆堆芯内核裂变所释放的大量热能导出， 将反应堆堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，传给蒸汽 将反应堆堆芯内核裂变所释放的大量热能导出 发生器二次侧给水产生饱和蒸汽，送入常规岛的汽轮机

8、发电。 发生器二次侧给水产生饱和蒸汽，送入常规岛的汽轮机发电。 压水型反应堆是一个装有核燃料 压水型反应堆是一个装有核燃料 的高压容器，称为压力容器。 的高压容器，称为压力容器。压力容 器内部， 器内部，安装由核燃料组件及控制棒 组成的堆芯。 组成的堆芯。 不同功率压水堆核电站， 不同功率压水堆核电站，反应堆 不同功率压水堆核电站 回路由不同数目环路组成。 回路由不同数目环路组成。每个环路 中各有一台蒸汽发生器和一台主冷却 剂泵，用不锈钢管组成封闭回路， 剂泵，用不锈钢管组成封闭回路，其 中一个环路上，还装有一台稳压器， 中一个环路上，还装有一台稳压器， 用以保持压力回路中的运行压力， 用以保

9、持压力回路中的运行压力，同 时也保证回路超压时的安全。 时也保证回路超压时的安全。 21 大亚湾核电站由三个压力 环路并联组成反应堆回路蒸汽 发生器为55/19型，主泵为立式 发生器为 型 100型单级混流泵。 型单级混流泵。 型单级混流泵 22 安全和辅助系统 按照功能大体上可以分为三类： 按照功能大体上可以分为三类： 以大亚湾核电站为例 牵涉到核安全的安全系统： 牵涉到核安全的安全系统： 安全注入系统、安全壳喷淋系统、 安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳 幻灯片 24 隔离系统。 隔离系统。 幻灯片 25 保证反应堆和压力回路启动、运行和停堆的核辅助系统： 保证反应堆和压力

10、回路启动、运行和停堆的核辅助系统： 化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、 化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、核 岛应急生水系统、蒸汽发生器排污系统、硼回收系统、 岛应急生水系统、蒸汽发生器排污系统、硼回收系统、核取 样系统、核岛排气及疏水系统、核岛冷却水系统； 样系统、核岛排气及疏水系统、核岛冷却水系统；幻灯片 24 回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统： 回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统： 废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。 废液处

11、理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。 幻灯片 26 23 幻灯片 23 幻灯片 26 24 AP600安全 安全 壳喷淋系统 幻灯片 23 25 汽轮机回路 主要由汽轮发电机、凝汽器、凝结水泵、低压加热器、除氧 主要由汽轮发电机、凝汽器、凝结水泵、低压加热器、 器、主给水泵和高压加热器等与核岛部分的蒸汽发生器组成封 闭的汽水循环回路。 闭的汽水循环回路。 幻灯片 24 同火力发电厂使用过热蒸汽相比，蒸汽发生器出口的蒸汽为 同火力发电厂使用过热蒸汽相比， 饱和蒸汽，焓值较低，含有较多的雾状水分， 饱和蒸汽，焓值较低，含有较多的雾状水分，因此核电汽轮机 的体积比火电汽轮机的体积大， 的体积比火

12、电汽轮机的体积大，在本体疏水和蒸汽除湿等方面 都要采取相应地必要措施，以防止冲蚀。 都要采取相应地必要措施，以防止冲蚀。 为提高汽轮发电机组的综合热效率，采用两台并列的容量各 为提高汽轮发电机组的综合热效率， 的汽动给水泵为蒸汽发生器提供给水， 为50%的汽动给水泵为蒸汽发生器提供给水，另有一台容量为 的汽动给水泵为蒸汽发生器提供给水 50%的电动给水泵备用。 的电动给水泵备用。 的电动给水泵备用 每台汽轮机组具有两台循环冷却水泵，分别组成两条独立的 每台汽轮机组具有两台循环冷却水泵， 循环冷却水回路。每条循环冷却水回路提供50%的冷却水量供 循环冷却水回路。每条循环冷却水回路提供 的冷却水量

13、供 发电机组满载运行。 发电机组满载运行。 26 发电机回路 发电机回路主要设备为发电机、励磁机、主变压器、厂用 发电机回路主要设备为发电机、励磁机、主变压器、 变压器、 高压开关站等。 变压器、400/500KV高压开关站等。 高压开关站等 压水堆核电站热力系统 从热力分析角度看，压水堆核电站的热力过程在反应堆回 从热力分析角度看， 路和汽轮机回路完成。其中， 路和汽轮机回路完成。其中，反应堆回路主要是热量的产生 和传递，而在汽轮机回路发生热能与机械能的转换， 和传递，而在汽轮机回路发生热能与机械能的转换，因此典 型的热力分析主要集中在汽轮机回路。 型的热力分析主要集中在汽轮机回路。 本章简

14、要介绍反应堆回路和汽轮机回路主要系统、设备的 本章简要介绍反应堆回路和汽轮机回路主要系统、 结构， 结构，并对反应堆回路中主要的热量传递过程计算方法进行 简单介绍。汽轮机回路热力分析在第三章介绍。 简单介绍。汽轮机回路热力分析在第三章介绍。 27 2.3 反应堆回路 反应堆回路中与热力 过程相关的主要设备有反 应堆、蒸汽发生器、 应堆、蒸汽发生器、稳压 主泵、 器、主泵、冷却剂管道及 保温层。 保温层。 28 反应堆（核锅炉） 反应堆（核锅炉） 核电站利用核燃料发生的受控自持式裂变反应释放的能量 作为热源，反应堆堆芯就是放置核燃料， 作为热源，反应堆堆芯就是放置核燃料，实现持续受控链式 反应，

15、不断释放大量能量场所，相当于常规电厂锅炉。 反应，不断释放大量能量场所，相当于常规电厂锅炉。 核燃料组件 棒束控制组件 压力容器 反应堆内的热量产生与传递 29 燃 料 组 件 30 核燃料组件 核燃料组件由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成。 核燃料组件由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成。 燃料棒 燃料棒 燃料芯块由低加浓度 燃料芯块由低加浓度 二氧化铀粉末经冷压、 二氧化铀粉末经冷压、烧 结成所要求密度， 结成所要求密度，经滚磨 成一定尺寸（直径8.19mm， 成一定尺寸（直径 ， 高度13.5mm）的正圆柱体。 高度 ）的正圆柱体。 为了减少芯块与包壳的相 互作用下的膨胀和肿胀

16、， 互作用下的膨胀和肿胀，减少芯块与包壳 的相互作用，每个芯块的端面呈浅碟形。 的相互作用，每个芯块的端面呈浅碟形。 此外， 此外，还在粉末压制的制块工艺中加入一 些制孔剂， 些制孔剂，便烧结后芯块内部存在一些细 孔，容纳绝大部分裂变气体。二氧化铀燃 容纳绝大部分裂变气体。 料芯块叠置在锆 4合金包壳中 料芯块叠置在锆4合金包壳中，装上端 把燃料封焊在里面，构成燃料棒。 塞，把燃料封焊在里面，构成燃料棒。 31 32 包壳: 包壳: 保证了燃料棒的机械强度; 保证了燃料棒的机械强度; 包容住核燃料及其裂变产物， 包容住核燃料及其裂变产物，构成强放射性的裂变产物 与外界环境之间的第一道屏障。 与

17、外界环境之间的第一道屏障。 燃料棒内有足够的预留空间和间隙: 燃料棒内有足够的预留空间和间隙 容纳燃料释放出的裂变气体; 容纳燃料释放出的裂变气体 允许包壳及燃料的不同热膨胀和燃料肿胀， 允许包壳及燃料的不同热膨胀和燃料肿胀，使包壳和端 塞焊缝都没有超应力的风险; 塞焊缝都没有超应力的风险 间隙内充填一定压力的氦气，以改善间隙内热传导性能。 间隙内充填一定压力的氦气，以改善间隙内热传导性能。 33 核燃料组件 由燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成。 燃料棒、导向管、定位格架和上下管座组成 34 35 36 快堆燃料棒 高温气冷堆燃料 37 导向管与八层格架和上下管 座连接， 座连接，组成基

18、本的燃料组 件结构骨架 正方形排列， 燃料棒呈17*17正方形排列， 燃料棒呈 正方形排列 燃料棒被支撑并夹紧在结构骨 架内， 架内，棒的间距沿组件的全长 保持不变。 保持不变。 个栅元， 每个组件共有289个栅元，设 每个组件共有 个栅元 根据导向管和1根堆内能 有24根据导向管和 根堆内能 根据导向管和 量测量管，其余264个栅元装 量测量管，其余 个栅元装 燃料棒。 燃料棒。 38 堆芯核燃料区 堆芯核燃料区由157个几何上和机械上都完全相同的燃料组 堆芯核燃料区由 个几何上和机械上都完全相同的燃料组 件组成，燃料组件被安置在下栅格板上， 件组成，燃料组件被安置在下栅格板上，外侧用包络堆

19、芯 的堆芯围板定位。 的堆芯围板定位。上栅格板放置在燃料组件顶部的压紧弹 簧上， 簧上，用以防止在事故情况下由于水力不稳定性而使燃料 组件上升。 组件上升。 为了使堆芯释热比较均匀，初始堆芯采用三种不同加浓度 为了使堆芯释热比较均匀， 的燃料分区布置。加浓度最高的燃料装在堆芯的外围， 的燃料分区布置。加浓度最高的燃料装在堆芯的外围，称 为3区，另外两种较低加浓度的燃料以国际象棋棋盘的方式 区 布置在堆芯内区，称为1区和 区和2区 通常每年停堆换料一次， 布置在堆芯内区，称为 区和 区。通常每年停堆换料一次， 更换三分之一堆芯（ 个燃料组件）。将燃耗最深的组件卸 个燃料组件）。 更换三分之一堆芯

20、（52个燃料组件）。将燃耗最深的组件卸 新燃料放入外区， 走，新燃料放入外区，而其 余组件则在堆芯内区按棋盘 方式重新布置， 方式重新布置，使堆芯功率 尽可能均匀。 尽可能均匀。 39 VVER-440/213 - The reactor core 40 棒束控制组件 棒束控制组件 棒束控制组件包括一组24根吸收剂 棒束控制组件包括一组 根吸收剂 和用作吸收剂棒支承结构的星形架； 和用作吸收剂棒支承结构的星形架； 星形架与安置在反应堆容器封头上 的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。 的控制棒驱动机构的传动轴相啮合。 每一棒束控制组件有其本身的驱动 系统， 系统，可单独动作或若干控制组件 编组动作。

21、 编组动作。 在紧急停堆时，每一棒束控制组件 在紧急停堆时， 靠重力快速插入堆芯， 靠重力快速插入堆芯，以防止发生 对电站有害的运行工况。 对电站有害的运行工况。 41 42 压力容器 又称压力壳 压力壳， 又称压力壳，是由两个组件即容器本体以及用双头螺栓联 接的反应堆容器顶盖组成。 接的反应堆容器顶盖组成。反应堆容器是由低合金碳钢部 件组成。 无纵焊缝的单个锻制部件 的单个锻制部件， 件组成。由无纵焊缝的单个锻制部件，用全焊透的环缝连 堆内构件、 以及作为冷却剂、 成一体。堆容器包容堆内构件 堆芯以及作为冷却剂 成一体。堆容器包容堆内构件、堆芯以及作为冷却剂、慢 化剂和反射层的水 化剂和反射

22、层的水。 控制棒 燃料组件 压力容器 43 堆内构件是指装在反应堆压力容 堆内构件是指装在反应堆压力容 器内、除了燃料组件 燃料组件、 器内、除了燃料组件、棒束控制组 可燃毒物组件、中子源组件、 件、可燃毒物组件、中子源组件、 套管塞组件和堆内测量仪表外的其 套管塞组件和堆内测量仪表外的其 它构件，主要有堆芯下部支撑结构 堆芯下部支撑结构、 它构件，主要有堆芯下部支撑结构、 堆芯上部支撑结构、 堆芯上部支撑结构、控制棒束导 向管和压紧弹簧组成 组成。 向管和压紧弹簧组成。 堆内构件的主要功能 （1）为反应堆冷却剂提供流道； ）为反应堆冷却剂提供流道； （2）为压力容器提供屏蔽，使其免 ）为压力

23、容器提供屏蔽， 受或少受堆芯中子辐射的影响； 受或少受堆芯中子辐射的影响； （3）为燃料组件提供支撑和压紧； ）为燃料组件提供支撑和压紧； （4）固定监督用的辐照样品； ）固定监督用的辐照样品； （5）为棒束控制组件和传动轴以及上 ） 下堆内测量装置提供机械导向； 下堆内测量装置提供机械导向； （6）平衡机械载荷和水力载荷； ）平衡机械载荷和水力载荷； （7）确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度。 44 ）确保堆容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度。 压力容器的主要设计参数 设计压力 运行压力 设计温度 筒体内径 容器总高（ 容器总高（含封头及管 座） 容器材料 17

24、.23MPa 15.5MPa 343 3989mm 13208mm 16MND-5 45 反应堆内的热量产生与传递 反应堆内的热量产生与传递 大部分 热能 热力过程 电能 回收能量 核燃料裂变反应释放能量 射线、 射线、 其它 射线、 可回收 射线、 中子、 中子、 中微子。 中微子。 损失 铀235每次裂变释放的 每次裂变释放的 总能量平均约 207MeV 裂变碎片动能约168MeV 裂变碎片动能约 在燃料内 热能 射线8MeV 射线 射线14MeV 可回收 射线 中子5MeV 中子 损失 中微子12MeV 中微子 非裂变中子在被吸收过程中，会产生 非裂变中子在被吸收过程中， 312MeV的

25、俘获射线，也可被回收。 的俘获 的俘获 射线，也可被回收。 每次裂变总的可 回收能（热能） 回收能（热能） 约207MeV，其中 ， 绝大部分产生于 燃料内部 46 堆芯内的裂变产生的热量传递过程。 堆芯内的裂变产生的热量传递过程。 燃料元件 热传导和对流换热 冷却剂 反应堆堆芯外 1）核燃料元件内的热传导 ） 裂变能主要产生于核燃料元件内部，燃料元件的长径比很大， 裂变能主要产生于核燃料元件内部，燃料元件的长径比很大， 因此可以忽略轴向传热，核燃料元件可以看成是带内热源的、 因此可以忽略轴向传热，核燃料元件可以看成是带内热源的、仅 存在径向传热的柱状固体： 存在径向传热的柱状固体： ? ?

26、2T ? 2T ? 2T ? & 1 ? 2 + 2 + 2 ?+ = 0 ? 2T + qv = 0 47 ?x ?y ?z ? Ku ? 推导常物性各向同性材料有内热源的导热微分方程式。 推导常物性各向同性材料有内热源的导热微分方程式 微元体的热平衡式可以表示为下列形式： 解：微元体的热平衡式可以表示为下列形式： （导入微元体的总热流量）+（微元体内热源的生成热） 导入微元体的总热流量） 微元体内热源的生成热） 导出微元体的总热流量） 微元体内能的增量） -（导出微元体的总热流量）=（微元体内能的增量） 根据傅里叶定律 ? ?T ? ?T dx ?dydz ?T + Q x = ? dyd

27、z Q x + dx = ? ?x ? ?x ? ?x ? ?T ? ?T ?T + dy ?dxdz Q y = ? dxdz Q y + dy = ? ? ?y ? ?y ? ?y ? T ? ? ?T ? Q z = ? dxdy Q = ? ? T + dz ?dxdy z + dz ?z z ? z 48 T ?U = c dxdydz ? & ，微元体内热源生成热 = dxdydz & 设单位体积内热源生成热 微元体内热力学能的增量 代入（导入微元体的总热流量） 代入（导入微元体的总热流量）+（微元体内热源的生成热） 微元体内热源的生成热） 导出微元体的总热流量） 微元体内能的增量

28、） -（导出微元体的总热流量）=（微元体内能的增量） 整理 常物性各向同性的材料有内热源的导热微分方程式一般形式 & ? ? 2T ? 2T ? 2T ? ?T = a? 2 + 2 + 2 ? + ? ?x ? ?y ?z ? c ? ? a = /( c ) 稳定状态 0 热扩散率（又称导温系数） ? 2T ? 2T ? 2T ? 2 + 2 + 2 ?y ?z ? ?x & ?+ = 0 ? 1 ? T+ qv = 0 Ku 2 49 Z t0 1 2 ?T+ qv = 0 Ku 圆柱坐标 tu tg tw tf d 2T 1 dT 1 + + qv = 0 2 r dr K u dr

29、边界条件 0 r ru qv 2 T (r ) = T0 ? r 4K u W/(m ?o C) 平均热导率 体积释热率 W/m3 tu t t0 2）燃料芯块与包壳之间间隙的传热 ） 没有内热源的薄层， 没有内热源的薄层，热量通过这个充气的间隙主要是靠导热 作用。 作用。因此可用无内热源导热方程 d 2T 1 dT + =0 2 dr r dr 这个间隙虽然很薄， 这个间隙虽然很薄，但它引起的温度一般可以达到几十甚至几 50 要对间隙热导进行精确的计算是很困难的。 百，要对间隙热导进行精确的计算是很困难的。 假设间隙厚度为 d T 1 dT + =0 2 dr r dr 2 g = rg ?

30、 ru Z t0 tu tg ru r ru + g tw tf rg ? Tu ? Tg = 1n ? ? 2 rK g ? ru ? ql 间隙的热导率 在实际运行的堆中，由于各种复杂因素， 在实际运行的堆中，由于各种复杂因素，用下式计算间隙的温降 燃料芯块外表面温度 通过间隙的热流密度 间隙表面传热系数 ql q Tu ? Tg = = 2ru hg hg 包壳内表面温度 51 通过包壳（圆筒壁）的传热 通过包壳（圆筒壁） 傅里叶定律 通过包壳外表面的总热流量， 通过包壳外表面的总热流量，W qQ = ? K c A dT dr 垂直于导热方向的面积， 垂直于导热方向的面积，m2 圆筒形

31、包壳内外表面之间的温差 包壳外表面温度 包壳外径 包壳内径 线功率， 线功率，W/m rW Tg ? TW = 1n 2 KW L rg qQ ql rW ql dw = 1n = 1n 2 KW rg 2 KW dg 包壳的热导率， （ 包壳的热导率，W/（m） 包壳内表面温度 52 2）堆芯冷却剂通道内的换热 ） 燃料裂变所产生的热量， 燃料裂变所产生的热量，主要 通过元件的包壳传给冷却剂 通过元件的包壳传给冷却剂 对流换热。 对流换热。 牛顿冷却定律 燃料包壳外表面热流密度（ 燃料包壳外表面热流密度（Wm2） Z t0 tu tg tw tf q = h(Tw ? T f ) = h? f 冷却剂主流温度 表面传热系数 燃料包壳外表面温度 燃料包壳外表面温度 T 燃料芯块 包壳 综合1）、 ）， 综合 ）、2），可以计算出堆芯 ）、 ），可以计算出堆芯 内部温度的分布。 内部温度的分布。以棒状燃料元件 为例， 为例，典型的温度分布示意图 冷却剂 r 531专心-专注-专业