反应堆热工分析课程设计.docVIP

《核反应堆热工分析》

课程设计

学生：杨伟

学号指导教师：陈德奇

专业：核工程与核技术

完成时间:2012年7月5日

重庆大学动力工程学院

二O一二年六月

1设计目的

通过本课程设计，达到以下目的：

深入理解压水堆热工设计准则；

深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用；

掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数；烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max，包壳表面温度tcs及其最高温度tcs,max等；

求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等；

通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具；

掌握压降的计算；

掌握单相及沸腾时的传热计算。

2设计题目

某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水，用UO2作燃料，用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，采用正方形排列。已知参数如表1所示：

表1：

序号

反应堆主要参数

No.3

1

系统压力P

15.5MPa

2

堆芯输出热功率Nt

3016MW

3

冷却剂总流量W

68500t/h

4

反应堆进口温度tfin

292.4℃

5

堆芯高度L

3.66m

6

燃料组件数m

157

7

燃料组件形式n0×n0

17×17

8

每个组件燃料棒数n

264

9

燃料包壳外径dcs

9.5mm

10

燃料包壳内径dci

8.36mm

11

燃料包壳厚度δc

0.57mm

12

燃料芯块直径du

8.19mm

13

燃料棒间距（栅距）s

12.6mm

14

两个组件间的水隙δ

0.8mm

15

2UO芯块密度ρUO2

95%理论密度

16

旁流系数ζ

5%

17

燃料元件发热占总发热的份额Fa

97.40%

18

径向核热管因子FRN

1.35

19

轴向核热管因子FZN

1.5

20

热流量核热点因子FqN=FRN*FZN

2.025

21

热流量工程热点因子FqE

1.03

22

焓升工程热管因子FΔHE（未计入交混因子）

1.142

23

交混因子FΔHmE

0.95

24

焓升核热管因子FΔHN=FRN

1.35

25

堆芯进口局部阻力系数Kin

0.75

26

堆芯出口局部阻力系数Kout

1

27

堆芯定位隔架局部阻力系数Kgr

1.05

将堆芯自下而上分为6个控制体，其轴向归一化功率分布如表2所示：

表2：

堆芯归一化功率分布

自下而上控制休号

1

2

3

4

5

6

Phi.1

0.48

0.98

1.61

1.54

1.01

0.38

3计算过程及结果分析

3.1流体堆芯出口温度(平均管)

Cp按15.5MPa下流体平均温度tf=(tf,out+tf,in)/2查表

假设出口温度为320℃，则tf=（292.4℃+320℃）/2=306.2℃，差得C

℃

由于|320-320.246|0.5℃满足条件

3.2燃料棒表面平均热流密度q

q=Fa?Nt/F总

式中F总

F总=m?n?π?dcs

燃料棒表面最大热流密度q

qmax=q?F

燃料棒平均线功率

ql=q?π?dcs?LL

燃料棒最大线功率q

ql，max=ql

根据以上已知的公式查表可计算得：

F总=m?n?π?dcs?L

q=Fa?Nt/F总=0.974×3016000000/4527.493

qmax=q?F

ql=q?π?dcs?L

ql，max=q

3.3平均管的情况

平均管的流速

V=Wef

Af=m?[(n0?

n0

ρf由压力以及流体的平均温度tf查表得到：ρ

根据以上公式，查表有：

Af=m?[(n0?

=157×[17*17*(0.0126*0.0126-3.14159*0.0095*0.0095/4)+(4*17*0.0126*0.00057/2)]

=4.0256m

ρf=1v=713.0373895

V=Wef

3.4为了简化计算，假定热管内的流体流速Vh和平均管的V相同。（实际上，应按照压降相等来求。热管内流体流速要低一些）。则

同样，热管四根燃料元件间组成的单元通道内的流量

Wh

Ab

所以，根据查表一及以上算出的数据可以得出：

Ab=S2-π4

Wh=W?

3.5热管中的