秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

ID:38926542

大小:151.39 KB

页数:5页

时间:2019-06-21

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计_第1页
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计_第2页
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计_第3页
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计_第4页
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计_第5页
资源描述:

《秦山核电二期工程反应堆热工水力设计》由会员上传分享,免费在线阅读,更多相关内容在行业资料-天天文库

1、第20卷第4期核动力工程Vol.20.No.41999年8月NuclearPowerEngineeringAug.1999秦山核电二期工程反应堆热工水力设计李经纬(中国核动力院设计研究所,成都,610041)摘要简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法,反应堆压力容器内压降和旁流计算,燃料组件热工水力设计,以及堆芯功率控制和DNBR限值分析等内容。同时进行了设计验证,验证结果表明,设计计算结果与水力模结果符合良好。关键词秦山核电二期工程反应堆热工水力设计验证1前言工设计流量(最小流量)。堆芯总旁通流量的设反应堆堆芯热工水力设计总的任务是提供计限值为6.5%

2、。一组与堆芯功率分布相一致的热传输参数,使之满足设计准则并能充分地导出堆芯热量。因3燃料组件热工水力设计此,热工水力设计应确定:3.1临界热流密度(1)反应堆热工水力特性参数;秦山核电二期工程堆芯热工水力设计采用(2)反应堆额定运行点;WRB-1DNB关系式。WRB-1关系式是美国西屋(3)反应堆运行图和保护图;公司根据纽约哥伦比亚大学的实验数据整理发(4)预期瞬态的堆芯热工水力状态。展完成的。秦山核电二期工程使用的燃料组件是AFA2设计限值型AFA-2G燃料组件。为确定AFA型燃料组件的为了满足安全准则,特建立以下反应堆热DNB特性,法国原子能委员会(CEA)利用格勒诺工水力设

3、计限值。布尔OMEGA回路进行了一系列试验。试验结果(1)偏离泡核沸腾(DNB):本堆设计采用证明:WRB-1关系式可以应用于AFA型组件的WRB-1关系式,其DNBR的限值为1.17。设计计算,计算DNB时不需要作任何修改,也(2)燃料温度:未辐照的二氧化铀熔点为不需要对原限值1.17进行修正。2800℃,每燃耗10GW·d/t,UO2熔点下降3.2子通道之间的交混效应32℃。为防止UO2融化,作为超功率保护的依通道之间的交混效应使热通道焓升降低。据,设计中选定的设计燃料棒中心温度不得超在FLICA程序分析中,可以计算通道间湍流动过2590℃。为确保不超过这个限值,保守地规量和

4、湍流焓的交换。湍流粘度系数μT和湍流热定在最大超功率事故(工况Ⅱ)下,堆芯热点处扩散系数KT按以下形式给出:的最大线功率密度必须小于590W/cm。μT=μL[1+MTf(ReT)](1)(3)堆芯流量:堆芯热工水力设计应采用热KT=KL[1+KTf(ReT)](2)1999年3月8日收稿。李经纬:秦山核电二期工程反应堆热工水力设计309式(1)、(2)中,446.1W/cm。f(ReT)=max(0,ReT-3000)(3)3.6堆芯冷却剂流量和焓分布ReT=GLT/μL(4)为进行全堆芯冷却剂流量和焓分布分析,以上各式中,G,μL和LT分别是两个相邻通道将全堆芯进行等效,即将

5、每个组件等效为一个之间质量流速、粘度系数和水力当量直径的平子通道。并依据上节所述的假设条件,计算分均值。KL是作为普朗特数Pr的函数形式输入。析了堆芯各组件冷却剂平均质量流速和焓值随3.3工程因子轴向高度的变化。同时还分析研究了下空腔流工程热通道因子用来考虑燃料棒和燃料组量分配因子δ大小对堆芯流量再分配的影响,件的材料和几何尺寸制造偏差。下面定义两种计算结果见图1所示。EE1类型的工程热通道因子FQ和FΔH:E热流密度工程热通道因子FQ用统计法综合燃料棒芯块直径、密度、富集度及偏心度等制E造公差来确定。在两个标准偏差下,FQ的设计值为1.033。它满足两个95%的要求。E1焓升工

6、程热通道因子FΔH用统计法综合燃料芯块密度和富集度的制造公差来确定。在两E1个标准偏差下,FΔH的设计值为1.021,它满足E1两个95%的要求。FΔH用于计算热通道的焓升。[1]3.4燃料棒弯曲对临界热流密度的影响经对辐照过的燃料组件观察研究后发现,棒弯曲对DNB有影响。燃料棒受辐照后发生弯曲变形,偏离通道名义位置,流道结构形式发图1热组件相对质量流速沿轴向高度的变化生变化,从而导致DNB点的传热状况更为恶化。根据棒弯曲作为燃耗函数的经验模型,在4反应堆水力学设计最大区燃耗(33GW·d/t)上,满流量时事故分析4.1反应堆压降的DNBR亏损因子为4.2%。用WRB-1关系式考

7、堆芯和压力容器压降是确定反应堆冷却剂虑这一亏损后的DNBR限值是1.22。系统流量的主要因素。为计算该压降值,假定3.5燃料棒温度场流体是不可压缩的单相湍流流动。因为堆芯平秦山核电二期工程堆芯燃料棒温度场分析均空泡份额可以忽略不计,故不考虑两相流动依据以下假设:情况。N(1)轴向功率分布取具有典型峰值(FZ=冷却剂在反应堆内的流动路径为反应堆进1.55)的截尾余弦。口※环形下降段※下腔室※堆芯※上腔室至反(2)径向功率分布采用了一个包络功率分应堆出口。布。该分布中堆中心是热组件,

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文

此文档下载收益归作者所有

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文
温馨提示:
1. 部分包含数学公式或PPT动画的文件,查看预览时可能会显示错乱或异常,文件下载后无此问题,请放心下载。
2. 本文档由用户上传,版权归属用户,天天文库负责整理代发布。如果您对本文档版权有争议请及时联系客服。
3. 下载前请仔细阅读文档内容,确认文档内容符合您的需求后进行下载,若出现内容与标题不符可向本站投诉处理。
4. 下载文档时可能由于网络波动等原因无法下载或下载错误,付费完成后未能成功下载的用户请联系客服处理。