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第一章 核电站基础知识 第五章 反应堆稳态热工设计原理 5.1 引言 5.2 反应堆热工设计准则 5.3 热管因子和热点因子 5.4 临界热流密度与最小DNBR 5.5 单通道模型反应堆热工设计的一般步骤概况 5.6 子通道模型的反应堆稳态热工设计概述 5.1 引 言 反应堆热工设计的目标 设计一个既安全可靠又经济的输热系统 反应堆热工设计的前提 (1) 根据所设计的堆用途和特殊要求选定堆型,确定所用的核燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料等的种类(2) 反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围(3) 燃料元件的形状、它在堆芯内的布置方式以及栅距允许变化的范围(4) 二回路对一回路冷却剂热工参数的要求(5) 冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况 5.2 反应堆热工设计准则 概念: 在设计反应堆冷却系统时,为了保证反应堆运行安全可靠,针对不同的堆型,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堆的热工设计准则。 内容: 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界 燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度 在稳态额定工况时,要求在计算的最大热力功率情况下,不发生流动不稳定性。 核热管因子与热点因子 工程热管因子及工程热点因子的计算 乘积法 在反应堆发展的早期,由于缺乏经验,为了确保堆的安全,通常就把所有工程偏差看成是非随机性质的,因而在综合计算影响热流量的各工程偏差时,保守地采用了将各个工程偏差值相乘的方法,即所说的乘积法。 混合法 在这种方法中,是把燃料元件和冷却剂通道的加工、安装及运行中产生的误差分成两大类,一类是非随机误差或系统误差(乘积法);另一类是随机误差或偶然误差(按误差分布规律用相应公式计算)。 核热管因子和热点因子: 沿堆芯径向装载不同浓缩度的核燃料 在堆芯周围设置反射层 固体可燃毒物的适当布置以及控制棒分组及棒位的合理确定。 加硼水 工程热管因子和热点因子: 合理控制有关部件的加工及安装误差 精细进行结构设计和堆本体水力模拟实验 改善下腔室冷却剂流量分配 加强相邻燃料元件冷却剂通道间的流体横向交混 5.4 临界热流量与最小DNBR 在压水堆的热工设计中,不但允许堆芯冷却剂发生过冷沸腾,而且还允许在少量冷却剂通道中发生饱和沸腾,其目的在于在一定的系统压力下,提高堆芯出口处的冷却剂温度,从而改善整个核电站的热效率。但是,燃料元件表面与冷却剂间的放热强度并不随汽泡的增加而单调上升,有时可能发生燃料元件表面的沸腾临界,此时燃料元件表面与冷却剂间的传热急剧恶化,导致燃料元件包壳烧毁。因此对于水堆中的沸腾工况进行研究极为重要。 临界热流量的计算 出现沸腾危机时的临界热流密度对水冷堆的设计十分重要。若干年来,国内外作了许多实验研究和理论分析工作,但目前还没能提出一个完整的理论计算公式,因而,进行热工设计时还不得不应用由实验结果整理出来的经验公式。 W-3公式的修正 轴向热流的不均匀分布用一个热流分布不均匀因子Fs来修正。 如果实际的棒束通道中还存在非加热的壁面(即冷壁),则还要用一个冷壁因子Fc加以修正; 堆内燃料组件上有各种形式的定位件及混流片。这个因素的影响可用定位修正因子Fg修正。 影响临界热流量的因素 DNBR与最小DNBR 作业 5-1: 某水堆高3m,热棒轴向热流密度分布为 。座标原点在堆芯中心平面上,求热通道内轴向热点因子。 5-2:已知: 求 =FSN? 作业 5-3: 已知反应堆的棒状元件包壳外径的名义尺寸为 1.5263*10e-2m ,对已加工的一批元件进行检验,给出下列统计分布。试求对应于极限误差的燃料元件棒的直径。 组的序号 组内的平均直径 每组元件的数目 结 束 压力的影响 W-3 公式解剖 平衡态含汽量的影响 质量流量的影响 水力直径的影响 质量流量的影响 在沸腾中发生“烧毁”,主要原因是受热壁上盖有一层汽膜,液体不能补充到受热面上去,由于汽膜的热阻大,故壁温迅速上升而烧毁。 因此,所有影响汽泡生成速度、汽泡体积的大小和密度情况以及汽泡层厚度的各种因素,如流速、沿通道的热通量分布、棒束的几何结构以及系统的压力等,都会对临界热通量有重要的影响。 qDNB是水堆设计的重要参数,因此分析影响qDNB的各种因素,从而找到提高qDNB的各种途径,是一个十分重要的课题。除前面已经讨论的热流分布不均匀、冷壁和定位架等因素外还有: 1.冷却剂质量流速 对过冷沸腾和低含汽量的饱和沸腾,当冷却剂的质量流速增大时,流体的扰动增加,汽泡容易脱离加热面,从而qDNB增大。 ?流速增大到一定数
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