压水堆堆芯稳态热工设计说明书

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1、压水堆堆芯稳态热工设计说明书一．课程设计的目的通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析。二．课程设计的任务以100、60万、30万千瓦压水堆为设计对象，要求在热工设计准则的约束下，利用单通道模型进行下列工作：1．确定出核电厂有关热工参数（热功率、堆内冷却剂的工作压力、温度和流量等）2．确定出燃料元件参数（栅格排列方式、栅距、芯块直径、包壳直径、元件数、堆芯直径、堆芯高度等）3．根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算1）计算平均通道冷却剂的质量流密度2）计算平均通道冷却剂的焓场3）

2、计算平均通道的各类压降4）计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度5）计算热管的冷却剂焓场（实际上就是计算确定热点因子和焓升热通道因子）6）计算最小DNBR7）计算燃料元件的温度三．热工设计的作用热工设计在整个反应堆设计过程中，起主导作用和桥梁作用四．热工设计的方法单通道模型：是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。用单通道模型编制的计算机程序在设计时通常采用二根通道：一根为名义通道，它的所有参数均为名义值，另一根为热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。通道之间不考虑质量、能量和动量交换，最多只能考虑热通道中因

3、阻力增大而使其流量再分配和因交混效应而使热通道中冷却剂焓值下降两种机理。五．原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析1、商定有关热工参数反应堆输出的热功率已知：核电厂电功率:900MW电厂效率：压水堆核电厂毛效率（发电效率）0.355~0.385压水堆核电厂净效率（供电效率）（扣除厂用电）0.315~0.345取核电厂总效率0.333（取自《反应堆热工设计手册》编写：周全福）2、确定燃料元件参数燃料元件的传热面积S是燃料内释热量占堆芯总发热量的份额(在大型压水堆设计中通常取应根据实验或参照同类型相近功率的反应堆初步确定燃料元件表面平均热

4、流密度根据大亚湾900MW堆，燃料元件表面平均热流密度取624.0KW/（《核动力装置热力分析》彭敏俊，附录12)3、计算平均通道的质量流速，旁通系数根据以下数据，热工水力参数的名义值和设计中的取值参数名恰希玛核电站大亚湾核电站名义值偏差取值名义值偏差取值冷却剂流量(m3/h)33600∕3220071370∕68520堆芯功率份额(-)1±3%1.031±2%1.02冷却剂平均温度(°C)302±3305310±2.2312.2系统压力(MPa)15.3±0.19615.115.5±0.2115.29旁通流量(%)<3∕54.36.5

5、核焓升因子(-)1.6875*∕1.68751.55*∕1.55工程焓升因子(-)1∕1.041∕1.033*此为技术规格书中的限值旁通系数取6.5%，(《核动力装置热力分析》彭敏俊，附录12)，根据大亚湾的规格取较大冷却剂流量52650h,根据《热工水力设计手册》（周全副）==0.02606，N=157。4、平均通道冷却剂的焓场等效于堆芯有效高度L=3.66m,==4214.4/(157*3.66)=7.334／ｍ入口焓值由冷却剂入口温度查表得到，冷却剂入口温度根据大亚湾堆型取292.4℃，压力为15.5Ｍ。查饱和水蒸气表并且线性插值

6、得到入口焓值算得出口焓值，反查温度为325.98℃冷却剂平均焓值为1402kJ/kg，反查温度为309.9℃。根据309.9℃，15.5MPa查得密度ρ=704.9856kg/；υ=8.461*pa*s平均通道冷却剂焓场分布图如下：堆芯高度Z(m)焓值kJ/kg5、平均通道的压降l提升压降，l加速压降，l摩擦压降，l形阻压降。1)提升压降由平均管冷却剂的焓值和系统的压力查得平均密度ρ=704.9856kg/；平均动力粘度υ=8.461*kg/m*s2)加速压降平均通道冷却剂入口温度292.4℃，15.5MPa,查得=741.6425kg

7、/υ=9.148*kg/m*s平均通道冷却剂出口温度325.98℃，15.5MPa,查得=663.6856kg/kg/m*s3)摩擦压降栅距12.6mm，燃料棒直径9.5mm,堆芯中部但是考虑边缘栅格，当量直径会变大，估算得10.5mm,但是不会大于12.6mm,保守估计取一个较大的当量直径11.9mm。当Re>是湍流区。故判定冷却剂在通道中处于湍流区4）形阻压降由于是等截面直通道故形阻压降为0平均通道的压降：6、计算热管的有效驱动压头kf,h为热管摩擦压降的下腔室修正因子ka,h为热管各形阻压降及加速压降的下腔室修正因子，均已经由第六

8、步求出，由于是等截面直通道为由于下腔室流量分配不均匀而使热通道流量减少的百分数，则；N＝0.2计算：7、计算热管冷却剂的焓场可以得到是平均通道冷却剂流量，因为热管和平均管流通面积相同，所以=/1.03=33