核反应堆初步设计课程设计说明书【参考】.doc

“核反应堆初步设计” 课 程 设 计 说 明 书 哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 目 录 目 录 2 第1章 绪 论 1 1.1、课程设计目的和要求 1 1.2、课程设计内容 1 第2章 反应堆稳态热工计算 2 2.1引言 2 2.2应用单通道模型进行反应堆热工设计 3 1、反应堆总热功率计算 3 2、燃料元件的总传热面积的计算 3 3、燃料元件根数及堆芯尺寸的确定 5 4、反应堆有效流量计算 6 5、平均管冷却剂的质量流速的确定 6 6、平均管冷却剂的焓场Hf,m(z)计算 7 7、堆芯平均管的各类压降计算 7 8、热管的有效驱动压头计算 9 9、热管冷却剂的焓场计算 9 2.3燃料元件的传热校核计算 10 2.3.1功率分布函数表达式 10 2.3.2 热管的温度场表达式 11 2.3.3 包壳表面温度分布函数 12 2.3.4 燃料中心温度的分布函数 13 第3章 反应堆稳态工况水力计算 15 3.1引言 15 3.2 一回路内的流动压降和水泵功率 15 3.3反应堆自然循环能力分析 17 第4章 反应堆压力容器设计与部件图绘制 17 4.2 薄壁容器的应力分析和强度设计 18 4.3管道的强度分析 19 第5章 计算程序与计算结果 20 5.1 Matlab程序如下 20 5.2程序计算结果 28 参考文献 33 附录1：反应堆稳态热工计算表 34 附录2 燃料温度校核计算表 38 附录3 反应堆稳态工况水力计算表 41 附录4 反应堆压力容器强度计算表 41 第1章 绪 论 1.1、课程设计目的和要求 1、运用“反应堆热工”课程中所学的知识，并加以巩固、充实和提高。 2、掌握反应堆热工水力设计计算的方法与步骤。 3、具有初步综合考虑反应堆结构设计的能力。 4、培养学生查阅资料，合理选择和分析数据的能力，提高学生的运算、绘图等基本技能。 5、培养学生对工程技术问题的严肃认真和负责态度。 1.2、课程设计内容 本课程设计中主要内容有： 1、完成反应堆的方案设计与论证 2、完成反应堆的稳态热工计算与传热校核 3、完成反应堆稳态水力计算 4、完成压力容器设计 5、完成压力容器制图（0号图纸）、燃料元件制图与栅元图（共用2号图）编写完整的设计说明书。 第2章 反应堆稳态热工计算 2.1引言 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统。反应堆热工设计所要解决的具体问题，就是在堆型和为进行热工设计所必要的条件已定的前提下，通过一系列的热工水力计算和一、二回路热工参数最优选择，确定在额定功率下为满足反应堆安全要求所必要的堆芯燃料元件的总传热面积、燃料元件的几何尺寸、以及冷却剂的流速（或流量）、温度和压力等，使堆芯在热工方面具有较高的技术经济指标。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为反应堆热工设计准则。反应堆在整个运行寿期内，不论是处于稳态工况，还是处于预期的事故工况，它的热工参数都必须满足这个设计准则。反应堆的热工设计准则，不但是热工设计的依据，而且也是安全保护系统设计的原始条件；除此之外，它还是制定运行规程的出发点。堆热工设计准则的内容，不但随堆型而不同，而且是随着科学技术的发展、堆设计与运行经验的积累以及堆用材料性能和加工工艺的改进而变化的。例如早期设计的压水动力堆，是不允许冷却剂发生过冷沸腾的；而近期设计的压水动力堆，则不但允许冷却剂发生过冷沸腾，而且还允许在堆芯最热通道出口处发生饱和沸腾（但堆芯出口处混合后的水温仍低于饱和温度）。因为这样做可以提高堆芯出口处冷却剂的温度，从而可提高核电站的热效率。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有下列几点： 1.燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。通常用DNBR来定量地表示这个限制条件，所谓DNBR是指利用专门的公式根据堆内某处燃料元件周围的冷却剂状态所预计的临界热流量与该处燃料元件表面的实际热流量之比。在整个堆芯内的这个DNBR的最小值称为最小DNBR；为了使燃料元件不易烧毁，在计算的最大热功率下，最小DNBR不应低于某一规定值。如果用来预计临界热流量的公式没有误差，则最小DNBR为1时，即表示燃料元件表面要发生沸腾临界。如果计算公式存在误差，那么最小DNBR就要定得比1大些。 2.燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。目前压水动力堆大多采用二氧化铀作为燃料。二氧化铀的熔点约为2800℃，但经过辐照后，其熔点有所降低。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降低于2650℃左右。在稳态热工设计中，现有的公开文献表明，燃料元件中心最高温度的限制值大多介于2200－24