核反应堆热工分析(课程设计)

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1、课程设计报告(2012--2013年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院学院班级：核电1004班学号：1101440410学生姓名：匡致进指导教师：曹琼设计周数：一周成绩：日期：2013年7月5日课程课程设计报告一、课程设计的目的与要求课程设计的主要目的：培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。课程设计的基本要求：在堆型和为进行热工设计所必需的条件已经确定的前提下，

2、利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计，并对热工设计准则进行验证。二、设计正文已知压水反应堆的热功率；燃料元件包壳外径，包壳内径，芯块直径；燃料组件采用17x17正方形排列，共157组燃料组件；每个组件内有24个控制棒套管和一个中子通量测量管；燃料棒中心间栅距P＝12.6mm,组件间水隙。系统工作压力p＝15.5MPa，冷却剂平均温度，堆芯冷却剂平均温升；冷却剂旁流系数；冷却剂设计总流量71370m3/h；DNBR=2.08;又设燃料元件内释热份额占总释热量的97.4%；堆芯高度取L＝3.66m；并近似认为燃料

3、元件表面最大热流密度、元件表面最高温度和元件中心最高温度都发生在元件半高度处；已知元件包壳的热导率。试用单通道模型求燃料元件中心温度。(大亚湾)解：由题意知堆芯冷却剂有效流量，由于是单通道模型，因此热点位于热管内，取焓升核热管因子F∆HN=1.75，热管轴向归一化功率分布的最大值FZN=1.8，热流密度工程热点因子=1.02，焓升工程热管因子=1.06，热流密度核热点因子FqN=F∆HNFZN=1.75×1.8=3.15，热流密度热点因子Fq=F∆HNFZN=1.75×1.8×1.02=3.213。由P=15

4、.5MPa查课本附录表得，三、各处参数计算1、计算最大热流密度因为压水堆的安全限值首先是燃料元件表面的最小DNBR，其次才是燃料元件的中心温度，故实际的值由热点处的值除以DNBR而得。根据给定的热工参数，参照相近的堆设计中所用的值或堆外实验所得的数据，暂取为2.80MW/m2,并取DNBR的值为2.08，则：。6课程课程设计报告2、确定燃料元件表面平均热流密度q3、求堆芯等效直径=157×T2π/4式中：T为正方形组件每边长m。设燃料组件无盒壁，考虑到装卸料的要求，组件间的水隙取为1.0mm，即相邻组件的燃料

5、棒中心距为T2=(17×12.6×10-3+2×0.5×10-3)2=0.046m2将T2代入式中得=3.043m4、求热管半高处水的焓值h(L2)冷却剂的焓值是温度和压强的函数，假设焓值按冷却剂温度和压强是线性变化的，则tf.in=292.7，p＝15.5Mpa时；查表并计算得hf,in=1300kJ/kg，则得到半高度处的焓值为由工作压力的焓温转换关系得tf（L2）=325.47℃5、热管半高度处的冷却剂流速热管内冷却剂流速（或质量流速）的精确计算可按教科书中介绍的方法求解，也可按热管与平均管压降相等的原

6、则进行迭代求解。作为例子，为简化计算，取热管半高处冷却剂流速近似等于平均管半高处的流速，则式中：为堆芯燃料元件周围的冷却剂总有效流通面积，单位为，为冷却剂平均温度下的密度，单位为。应由两部分组成：一部分是组件内燃料元件棒之间冷却剂的流通面积；另一部6课程课程设计报告分是组件间水隙的横截面积，因为流过这个水隙的冷却剂是冷却燃料组件最外面一排燃料元件的，所以它也属于有效冷却剂的流通面积。因此有式中δ为组件的水隙宽度0.001m。+=3.778m2于是=6、计算热管半高处燃料元件表面与冷却剂间的对流放热系数h其中为

7、当量直径在给定的热工参数下：，Pr=1.05所以Nu（l2）=0.023×Re0.8Pr0.4=0.023=927.45在所给的条件下，水的热导，则7、计算燃料元件表面的最高温度=（）+∆θfL2=∆θfL2,当∆θfL2≤∆θf,jL2∆θf,jL2,当∆θf，jL2<∆θfL26课程课程设计报告∆θf，jL2=+25-=345+25-325.47=21.74℃，由此知得故tcs,max=tfL2+∆θf，jL2=325.47+21.74=347.218、求燃料元件包壳内表面最大温度=+∆θc（L2）包壳厚

8、度=0.00547（1.8+32）+13.8[W/(m·℃)]=0.00547（1.8+32）+13.8=0.00547（1.8+32）+13.8=17.39W/(m·℃)因而故得9、燃料芯块表面最高温度=+∆θg(L2)6课程课程设计报告式中hg是包壳与芯块间的气隙等效传热系数，取hg=5678W/(m2∙℃)=383.64+210.83=594.47℃10、计算燃料芯块的中心最高温度t0,max