核反应堆热工设计

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1、课程设计报告(2010--2011年度第二学期)名称：核反应堆热工分析题目：单通道模型反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院班级：学号：学生姓名：指导教师：设计周数：2成绩：日期：2011年6月26日一、课程设计的目的与要求该课程设计的主要目的为：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。该课程设计的基本要求为：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，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Nt=2895Mw；燃料元件包壳外

2、径dcs=9.5mm，包壳内径dci=8.36mm，芯块直径du=8.19mm；燃料组件采用17*17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δw=1mm。系统工作压力p=15.5Mpa，冷却剂平均温度tR=310℃，堆芯冷却剂平均温升∆t=34.6℃；冷却剂旁流系数ζ=6.5%；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；并近似认为燃料元件表面最大热流密度、元件表面最高温度和元

3、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kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8[W/(m·℃)]。适用单通道模型求燃料元件中心温度。（大亚湾）求解步骤：由题知Fu=97.4%,Wef=1-6.5%=93.5%。取,F∆HN=1.51，F∆HE=1.07,；FZN=1.54；FqE=1.03Fq=2.39FqN=FqFqE=2.32相应温压下，水的cp=5.816kJ/(kg.C)1、确定燃料元件的实际最大热流密度qmax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qmax值由热点处的qDNB值除以D

4、NBR而得。根据给定的热工参数，参照相近的堆设计中所用的qDNB值或堆外实验所得的qDNB数据，暂取qDNB为2.80MW/m2,并取DNBR的值为2.08，则qmax=qDNB2.08=2.802.08=1.35MW/m22、确定燃料元件表面平均热流密度qq=qmaxFqNFqE=1.352.32×1.03=0.565MW/m2ql=qπdcs=0.565×3.14×0.0095=0.0169MW/mql,max=qlFqNFqE=0.0169×2.32×1.03=0.040MW/m3．求堆芯等效直径DefDef=157×T2π/4式中：T为正方形组件每边长，m。

5、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，即相邻组件的燃料棒中心距为T2=(17×12.6×10-3+2×0.5×10-3)2=0.046m2将T2代入Def式中得Def=3.033m4．求热管半高处水的焓值h(L2)假设冷却剂温度是线性变化的，则tf.in=292.6；h(L2)=hf,in+∆hmax2=1299.8+12NtF∆HEF∆HNWef/3600=1299.8+900×106×1.07×1.512×71370×705×0.935/3600=1355.44KJ/Kg；由工作压力的焓温转换关系得tf（L2）=303.15℃；假设燃料

6、元件的轴向释热率按余弦分布，则：tf（z）=tf.in+∆tf2+ql（0）πLReWcpsinπzLRe；则，求得tf.in=288.3℃，则，

7、tf.in假设-tf.in

8、<5℃；则tf（L2）=303.15℃；由给定假设入口温度求出的另一温度的函数代码为：clear;t=280:10:330;h=[1232.751284.31337.81393.851453.351517.9];p=ployfit(t,h,1);tfin=input('请输入假设入口温度：');h1=ployval(p,tfin)+55.64;p(1,2)=p(1,2)-h1;tfin1=roo

9、ts(p)-17.35.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V=WefAtρf式中：tA为堆芯燃料元件周围的冷却剂总有效流通面积，m2，ρf为冷却剂平均温度下的密度，kg/m3。At应有两部分组成。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：