反应堆热工分析课程设计
《核反应堆热工分析》课程设计
学生：杨伟
学号：20094271
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
通过本课程设计，达到以下目的：
(1)深入理解压水堆热工设计准则；
(2)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；
(3)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t cs及其最高温度t cs,max等；
(4)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；
(5)通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具；
(6)掌握压降的计算；
(7)掌握单相及沸腾时的传热计算。
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：
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
3 计算过程及结果分析
3.1流体堆芯出口温度(平均管)
)
1(***..ζ-+
=p t
a in f out f C W N F t t
按15.5MPa 下流体平均温度 =(t
f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg 。
20.246
33.6*
)
05.01(*836.5*685003016000
974.0..=-?+
=in f out f t t
由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件
3.2燃料棒表面平均热流密度
=
W/
式中为堆芯内燃料棒的总传热面积
=
燃料棒表面最大热流密度
=
W/
燃料棒平均线功率
=
=
W/m
燃料棒最大线功率
=W/m
根据以上已知的公式查表可计算得：
==
==/=648832.385 W/
==
===W/m
==W/m
3.3平均管的情况
平均管的流速
式中，堆芯内总流通面积
=[()]
为燃料组件内正方形排列时的每一排（列）的燃料元件数。
由压力以及流体的平均温度查表得到：=
根据以上公式，查表有：
=[()]
=157[17*17*(0.0126*0.0126-3.14159*0.0095*0.0095/4)+(4*17*0.0126*0.000 57/2)]
=4.0256
==713.0373895 Kg/
=
3.4为了简化计算，假定热管内的流体流速和平均管的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
=
=
所以，根据查表一及以上算出的数据可以得出：
==-
===1.42056 t/h
3.5热管中的计算
（1）热管中的流体温度：
(z)
上述公式中，对于每一控制体，只有两个变量比热容和，一般采
用迭代法，可求的对于每一个控制体的出口为温度.而但对于每一个控制
体的高度Z=i*L/6，通道长度为=L/6。
①第一控制体出口温度
=310℃时，平均温度=301.2℃, 在压力P=15.5MPa下，查
《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-5，用插值法可求的值，按上述公式算出口温度如下：
292.4℃+
296.204553216481℃
再将得出的温度值带回公式计算，迭代几次，满足|-|<0.5为止。可
得=296.5096583954℃，=294.4548291977℃，平均温度下
=5.12077915900873 KJ/(Kg. ℃)
同理可求得：
第二控制体，=304.342805319118℃，
第三控制体：=315.958089043401℃
第四控制体：=325.980709114068℃
第五控制体: =332.107290336826℃
第六控制体: =334.334002118654℃
②出口处包壳外壁温度：
=+
=+
式中：h(z)可以用Nu==来求。
所以，h(z)=
式中：Re=
流体的k(z)、和Pr数根据流体的压力和温度由表查得。
如果流体已经达到过冷沸腾，用Jens-Lottes公式：
作为判别式。
当时，用前面的式子
当时，用代替
根据以上公式，由压力15.5MPa和第一控制体流体出口温度=
296.5096583954℃下，查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-4，用插值法可求ｕ=,
查附录Ⅲ-6用插值法可求K(L/6)=,查附录Ⅲ-1，用插值法可求Pr=0.916390731539
由上述公式可求得
所以Re
638895.431832063
由Nu==来求得：
h(z)==
=44347.8869710167
第一控制体出口处包壳外壁温度：
=+
44347.8869710167
）=306.274648709703
同理可求得：
第二控制体，= 324.798495876569℃，
第三控制体：= 347.044421870365℃
第四控制体：= 347.019524456658℃
第五控制体: = 346.796531681631℃
第六控制体: = 341.567022638538℃
③出口处包壳内壁温度:
式中：Zr-4的
先假设出口处包壳内壁温度为400℃，求出平均温度值
，依据公式；，
求出包壳导热系数。
代入公式
=306.274648709703
=318.298245150761
将得出的内壁温度再次代入公式，如此迭代几次，一直到满足|
-|<0.5算出出口处包壳内壁温度得出第一控制体
=318.298245150761℃，包壳导热系数=17.06436 w/(m. ℃)。
同理可求得：
第二控制体，= 355.78551929507℃
第三控制体：= 397.04932317554℃
第四控制体：= 394.879379355877℃
第五控制体: = 378.332915275762℃
第六控制体: = 353.533052753641℃
④出口处UO
的外表面温度：
2
采用接触导热型传热模型，取等效传热系数.采用公式：
的外表面温度：
将已知数据代入上式可以求的第一控制体出口处UO
2
=318.298245150761℃+
=404.465729188671℃
同理可求得：
第二控制体，= 531.764006043318℃
第三控制体：= 686.156837119092℃
第四控制体：= 671.417001388839℃
第五控制体: = 559.69849855712℃
第六控制体:= 421.769608839697℃
的中心温度：
⑤出口处UO
2
用积分热导率求解的公式：
根据第一控制体出口处= 404.465729188671℃，在《核反应堆热工分析》表3-7中，用插值法查取
=26.62140439，根据
求出
，再反过来查取℃。
的中心温度：=℃。
所以求的第一控制体出口处UO
2
同理可求得：
第二控制体，= 1192.928084℃
第三控制体：= 2051.399855℃
第四控制体：= 1956.783425℃
第五控制体: = 1263.452292℃
第六控制体: = 615.6024561℃
3.6热管中的;
采用w-3公式计算，为了简化计算,不考虑热流密度非均匀分布影响。
已知W-3公式如下：
根据压力P=15.5MPa,, 查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-2，用插值法可求当z=L/6=0.61m时，= 296.509658395485℃，= 1318.71945982975J/Kg,进口比焓值=1296.80496050637J/Kg. 查附录Ⅲ
-1,饱和水比焓值=1629.85030094042J/Kg, 汽化潜热
.
质量流量=0.389974488*3600/87.87781575e-6=15975683.34(Kg/m2.h)
平衡态含汽量=(-)/=(1296.80496050637J/Kg
-1629.85030094042J/Kg)/=-0.321959490470355
将上述数据代入W-3公式可得:
6494814.28501949 W/m2
同理可求得：
第二控制体:= 5826367.86074238 W/m2
第三控制体：= 4823186.70632454W/m2
第四控制体：= 3913996.35684406W/m2
第五控制体: = 3332080.43822718W/m2
第六控制体: = 3098682.28547186W/m2
3.7DNBR的计算
根据已经计算得出的数据，第一控制体有：= 648832.385 W/，= 6494814.28501949 W/m2，8,，。所以又第一控制体的临界热流密度比：
=14.9976076667741
同理可求得：
第二控制体， =6.58974052256303
第三控制体：= 3.32050918862467
第四控制体： = 2.81706056922105
第五控制体: = 3.65671060873903
第六控制体: =9.03836636664965
3.8计算热管中的压降
单向流体的摩擦压降
式中
单项流体加速压降
单项流体提升压降
局部压降：出口
进口
定位格架出口
其中，比容按相应的流体压力和温度，由表插得。
对于第一控制体，压力P=15.5MPa,查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-4，用插值法可求
=,=, 查附录Ⅲ-3,
v=0.001363155882m3/Kg,质量流量G=
所以=0.0109030154969852。得出：
=
=7760.38521317303 Pa
同理可求得：
第二控制体，= 7792.14407896677Pa
第三控制体：= 7699.25194407658Pa
第四控制体：= 8014.0872*******Pa
第五控制体: = 8354.82019321861Pa
第六控制体: = 8641.49615763273Pa
所以，总的摩擦压降为：
=7760.38521317303Pa+7792.14407896677Pa+7699.25194407658Pa+7699.2519440 7658Pa+8354.82019321861Pa+8641.49615763273Pa
=48262.1848188906 Pa
对于第一控制体，根据已经计算出的温度和已知的压力得出的数据
, ，得出第一控制体提升压降为：
同理可求得：
第二控制体：= 4336.87966965961Pa
第三控制体：= 4208.16465725791Pa
第四控制体: = 4047.69262765683Pa
第五控制体: = 3910.87454213021Pa
第六控制体，= 3831.88187323161Pa
所以，总的提升压降为：
=4409.45729498975+4336.87966965961Pa+4208.16465725791Pa+
4047.69262765683Pa+3910.87454213021Pa+3831.88187323161Pa =24744.9506649259 Pa
局部压降：
出口
=
=15820.67456774 Pa
进口
=
=10195.2509219446 Pa
定位格架出口
=
=15442.5297934247 Pa
根据以上计算，可以得出总的压降为：
=48262.1848188906Pa+24744.9506649259Pa+15820.67456774Pa+10195.25092194 46 Pa+15442.5297934247Pa=114465.590766926Pa
参考文献：
[1]、教材《核反应堆热工分析》于平安, 朱瑞安, 喻真烷, 等.第三版.上海交
通大学出版社, 2002.
[2]、软件WaterPro70《水蒸气性质计算》
西安交大核反应堆热工分析复习详细
第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 第三章 堆的传热过程 2、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ?κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 3、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 4、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 5、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 6、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 7、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 8、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 9、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 10、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 11、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 12、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 13、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 14、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 15、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 16、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 17、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 18、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 19、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的材料。 20、输热过程：指当冷却剂流过堆芯时，将堆内裂变过程中所释放的热量带出堆外的过程。 21、易裂变核素：可以由任何能量的中子引起裂变的核素，如铀-235、铀-233、钚-239，只有铀-235是天然存在的，占0.714%；可裂变核素：能在快中子的轰击下引起裂变的核素，
反应堆热工基础试题(成理工)
反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中，裂变碎片的动能约占总能量的84％，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换 为热能，少量在慢化剂内释放，通常取97.4％在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括：提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括：泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项？ 答：分析燃料元件内的温度分布；冷却剂的流动和传热特性；预测在各种运行工况下反应堆的热力参数；预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程；分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却？ 答：核反应堆停堆后，虽然堆内自持的裂变反应随即终止，但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变，因此，反应堆停堆后，还必须继续进行冷却，以便排出这些热量，防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言，造成流量分配不均匀的主要原因有哪些？ 答：就压水堆而言，造成流量分配不均匀的原因主要有：进入下腔室的冷却剂流，不可避免地会形成许多大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同；各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样，燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值，各冷却剂通道中的释热量不同，引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同，导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性？在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性，为什么？ 答：流动不稳定性是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大，主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏；流动振荡会干扰控制系统；流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏；流动振荡使系统内的换热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则？ 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点：燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度，燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热，在稳态工况下和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定。
核反应堆热工分析课设
目录 一、设计任务 (1) 二、课程设计要求 (2) 三、计算过程 (2) 四、程序设计框图 (8) 五、代码说明书 (9) 六、热工设计准则和出错矫正 (10) 七、重要的核心程序代码 (11) 八、计算结果及分析 (17)
一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：系统压力 15.8MPa 堆芯输出功率 1820MW 冷却剂总流量 32100t/h 反应堆进口温度287℃ 堆芯高度 3.66m 燃料组件数 121 燃料组件形式17×17 每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.5mm 燃料包壳内径 8.36mm 燃料包壳厚度 0.57mm 燃料芯块直径 8.19mm 燃料棒间距（栅距） 12.6mm 芯块密度 95% 理论密度旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 97.4% 径向核热管因子 1.35 轴向核热管因子 1.528 局部峰核热管因子 1.11 交混因子 0.95 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热管因子 1.085 堆芯入口局部阻力系数 0.75 堆芯出口局部阻力系数 1.0 堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下 表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体） 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向上的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计要求 1．设计时间为两周； 2．独立编制程序计算； 3．迭代误差为0.1%； 4．计算机绘图； 5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁； 6．设计报告中要附源程序。 三、计算过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： （1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 ±15℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦·日/吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200～2450℃之间。 （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
热工控制系统课程设计样本
热工控制系统课程设计 题目燃烧控制系统 专业班级: 能动1307 姓名: 毕腾 学号: 02400402 指导教师: 李建强 时间: .12.30— .01.12
目录 第一部分多容对象动态特性的求取 (1) 1.1、导前区 (1) 1.2、惰性区 (2) 第二部分单回路系统参数整定 (3) 2.1、广义频率特性法参数整定 (3) 2.2、广义频率特性法参数整定 (5) 2.3分析不同主调节器参数对调节过程的影响 (6) 第三部分串级控制系统参数整定....................... (10) 3.1 、蒸汽压力控制和燃料空气比值控制系统 (10) 3.2 、炉膛负压控制系统 (10) 3.3、系统分析 (12) 3.4有扰动仿真 (21) 第四部分四川万盛电厂燃烧控制系统SAMA图分析 (24) 4.1、送风控制系统SAMA图简化 (24) 4.2、燃料控制系统SAMA图简化 (25) 4.3、引风控制系统SAMA图简化 (27) 第五部分设计总结 (28)
第一部分 多容对象动态特性的求取 某主汽温对象不同负荷下导前区和惰性区对象动态如下: 导前区: 136324815.02++-S S 惰性区: 1 110507812459017193431265436538806720276 .123456++++++S S S S S S 对于上述特定负荷下主汽温导前区和惰性区对象传递函数, 能够用两点法求上述主汽温对象的传递函数, 传递函数形式为 w(s)= n TS K )1(+,再利用 Matlab 求取阶跃响应曲线, 然后利用两点法确 定对象传递函数。 1.1 导前区 利用MATLAB 搭建对象传递函数模型如图所示:
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
华扶#力*孑 课程设计报告 （20 13 一2014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______________________ 班级：实践核1101班______________________ 学号：06 _________________________ 学生姓名：M _____________________ 指导教师：王胜飞__________________ 设计周数：Ul _______________________ 成绩：_____________________ 日期：2014 年6月19日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行，并能适应启动、功率调和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确左的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选左堆型，确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范用： （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H： <4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求： （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规立了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则，一般有以下几点：< 1）燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表而不允许发生沸腾临界： （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热： <4）在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳左性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英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。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设讣准则： 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及英最髙温度等； 4、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： 5、掌握压降的计算： 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求： 1.设计时间为一周；
核反应堆热工水力课程设计
一、设计要求 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： 1.燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； 2.燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； 3.必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下 能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； 4.在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 5.在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而 热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 二、设计任务 某压水反应堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列，已知下列参数：系统压力P15.8M P a 堆芯输出热功率N t1820M W 冷却剂总流量W32500t/h 反应堆进口温度t f i n287℃堆芯高度L 3.60m 燃料组件数m121 燃料组件形式n0×n017×17 每个组件燃料棒数n265 燃料包壳外径d c s9.5m m 燃料包壳内径d c i8.6m m 燃料包壳厚度δc0.57m m 燃料芯块直径d u8.19m m 燃料棒间距（栅距）s12.6m m 两个组件间的水隙δ0.8m m UO2芯块密度ρUO2 95%理论密度旁流系数ζ5% 燃料元件发热占总发热份额F a97.4% 径向核热管因子 1.33 轴向核热管因子 1.520 热流量核热点因子= 2.022 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热点因子(未计入交混因子) 1.142 交混因子0.95 焓升核热管因子= 1.085
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 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 班级：实践核1101班 学号：1111440306 学生：佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩：
日期：2014 年 6 月19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了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。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、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； 5、掌握压降的计算；
热工控制系统课程设计56223
热工控制系统课程设计 ----某直流锅炉给水控制系统设计 二○一○年十二月 目录 第一部分多容对象动态特性的求取 (2) 第二部分单回路系统参数整定 (4) 一、广义频率特性法参数整定 (5) 二、临界比例带法确定调节器参数 (6) 三、比例、积分、微分调节器的作用 (9) 第三部分串级控制系统参数整定 (10) 一、主蒸汽温度串级控制系统参数整定 (10) 二、给水串级控制系统参数整定 (13) 三、燃烧控制系统参数整定 (15)
第四部分 某电厂热工系统图分析 ........................................................ 16 参考文献： (19) 第一部分 多容对象动态特性的求取 选取某主汽温对象特定负荷下导前区和惰性区对象动态特性如下： 导前区： 1 40400657 .12++-s s 惰性区： 1 1891542269658718877531306948665277276960851073457948202 .1234567+++++++s s s s s s s 对于上述特定负荷下主汽温导前区和惰性区对象传递函数，可以用两点法求上述主汽温对象的传递
函数，传递函数形式为n Ts K s W )1()(+=，利用Matlab 求取阶跃响应曲线，然后利用两点法确定对象 传递函数。 导前区阶跃响应曲线： 图1-1 由曲线和两点法可得： 657.1=K 637.28,663.0657.14.0)(4.01==?=∞t y 165.61,326.1657.18.0)(8.02==?=∞t y 2092.25.0075.12 121≈=??? ? ??+-=t t t n ，8.2016.22 1≈+≈n t t T 即可根据阶跃响应曲线利用两点法确定其传递函数：2 ) 18.20(657 .1)(+-= s s W 惰性区阶跃响应曲线：
反应堆热工资料
第一章核能发电原理及反应堆概述 第1节核电厂工作基本原理 1.核反应堆 2. 热交换器 3. 蒸气涡轮机 4. 发电机 5. 冷凝器 第2节反应堆的分类 （1）按用途分：实验堆：用于实验研究；生产堆：专门用来生产易裂变物质或聚变物质；动力堆：用作动力源 （2）按引起堆内大部分裂变的中子能量分。热中子堆：En< 1eV；中能中子堆：1eV
（3）回路冷却系统——提供足够的冷却剂流量以带走堆芯的裂变释热，并传递热动力产生系统。包括压力容器、主泵等。 （4屏蔽——吸收、减弱来自堆芯的辐射，保护周围人员和部件。 （5）动力产生系统——将一回路的热能转变为动力。如汽轮机。 （6）辅助系统——保证冷却剂系统及动力系统的正常运行。包括：余热导出系统、冷却剂净化系统、放射性废液处理系统、废气净化系统等。 （7）安全设施——保证事故情况下提供必要的冷却、密闭放射性物质，避免环境污染如安全壳。） 第3节压水堆 系统压力：15～16 Mpa 冷却剂入口温度：300℃，出口温度：330℃ 冷却剂流量：62000 t/h 燃料装量：90 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1780 ℃ UO2燃料富集度：2.0～4.0% 转化比：0.5 第4节沸水堆 系统压力：7 Mpa 冷却剂入口温度：260～270℃，出口温度：280℃ 冷却剂流量：47000 t/h 燃料装量：140 t （电功率1000MWe） 最大燃料温度：1830 ℃ UO2燃料富集度：2.0～3.0% 转化比：0.5 沸水堆核电厂的特点（与压水堆相比）： 比功率密度较低，燃料装载量较大，总投资略大； 压力容器厚度减少、尺寸变大，制造成本相当； 采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，易于加工制造； 采用喷射泵循环系统，功率调节方便，且使压力容器开孔直径减小，降低了失水事故可能性及严
反应堆热工分析课程设计
《核反应堆热工分析》课程设计 学生：杨伟 学号：20094271 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
通过本课程设计，达到以下目的： (1)深入理解压水堆热工设计准则； (2)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； (3)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t cs及其最高温度t cs,max等； (4)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； (5)通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； (6)掌握压降的计算； (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。
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： 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
3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得： = =
《核反应堆热工分析》复习资料大全
第一章绪论（简答） 1. 核反应堆分类： 按中子能谱分快中子堆、热中子堆 按冷却剂分轻水堆(压水堆,沸水堆)、重水堆、气冷堆、钠冷堆 按用途分研究试验堆:研究中子特性、生产堆: 生产易裂变材料、动力堆:发电舰船推进动力2.各种反应堆的基本特征: 3.压水堆优缺点： 4.沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器。第二是工作压力可以降低。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约72个大气压，比压水堆低了一倍。 5.沸水堆的优缺点： 6.重水堆优缺点：优点： ●中子利用率高（主要由于D吸收中子截面远低于H） ●废料中含235U极低，废料易处理 ●可将238U 转换成易裂变材料 238U + n →239Pu 239Pu + n →A+B+n+Q(占能量一半)
缺点： ●重水初装量大，价格昂贵 ●燃耗线（8000～10000兆瓦日／T（铀）为压水堆1/3） ●为减少一回路泄漏（因补D2O昂贵）对一回路设备要求高 7.高温气冷堆的优缺点：优点： ●高温，高效率（750～850℃，热效率40％） ●高转换比，高热耗值（由于堆芯中没有金属结构材料只有核燃料和石墨，而石墨吸收中子截面小。转换比0.85，燃耗10万兆瓦日/T（铀）） ●安全性高（反应堆负温度系数大，堆芯热容量大，温度上升缓慢，采取安全措施裕量大） ●环境污染小（采用氦气作冷却剂，一回路放射性剂量较低，由于热孝率高排出废热少）●有综合利用的广阔前景（如果进一步提高氦气温度～900℃时可直接推动气轮机；～1000℃时可直接推动气轮机热热效率大于50％；～1000－1200℃时可直接用于炼铁、化工及煤的气化） ●高温氦气技术可为将来发展气冷堆和聚变堆创造条件 8.钠冷快堆的优缺点：优点： ●充分利用铀资源 239Pu + n →A+B＋2.6个n 238U + 1.6个n →1.6个239Pu （消耗一个中子使1.6个238U 转换成239Pu ）●堆芯无慢化材料、结构材料，冷却剂用量少 ●液态金属钠沸点为895℃堆出口温度可高于560 ℃ 缺点： ●快中子裂变截面小，需用高浓铀（达～33％） ●对冷却剂要求苛刻，既要传热好又不能慢化中子，Na是首选材料，Na是活泼金属，遇水会发生剧烈化学反应，因此需要加隔水回路 9.各种堆型的特点、典型运行参数 第二章堆芯材料选择和热物性（简答） 1.固体核燃料的5点性能要求：教材14页 2.常见的核燃料：金属铀和铀合金、陶瓷燃料、弥散体燃料 3.选择包壳材料，必须综合考虑的7个因素：包壳材料的选择 ?中子吸收截面要小 ?热导率要大 ?材料相容性要好
反应堆热工思考题
反应堆热工分析思考题（仅供参考） 第二章堆的热源及其分布 1．试述堆的热源的由来及其分布？ 答：堆的热源来自于核裂变过程种释放的能量；其分布与堆的类型，堆芯的形状，以及堆内燃料，控制棒，慢化剂，冷却剂，反射层等的布置有关，也与时间有关。裂变碎片的动能约占84%，还有裂变中子，裂变产物衰变的r射线，β射线能，过剩中子引起的非裂变反应加反应产物的衰变能。 2．影响堆功率分布的因素有哪些？试以压水堆为例，简述他们各自对功率分布的影响。答：a）燃料；采用均匀装载方案，中心区域会出现一个高的功率峰值，降低平均燃耗。采用分区装载的方案，即最高富集度在最外区，最低富集度燃料在中心区，中等富集度燃料位于外区和中心区之间，这样有利与功率展平。 b) 控制棒；合理的布置控制棒能够使堆的径向功率得到展平，但是会给轴向功率分布带来不利影响。寿期末，由于控制棒的提出，并且堆芯顶部的燃耗较低，中子通量分布就向顶部歪斜。 c) 水隙和空泡；水隙附加的慢化作用，使该处的中子通量上升，因而水隙周围元件的功率升高，从而增大了功率的不均匀程度。空泡的存在会使反应堆反应性下降，这种效应在事故工况下尤为显著，因而空泡的存在能减轻某些事故的严重性。 3．如何计算控制棒，慢化剂和机构材料种的释热率？ 答：A）控制棒；控制棒中的总的释热率是两项的总和，即吸收堆芯γ辐射以及吸收控制棒本身因（n，α），或（n,γ）反应所产生的热量的全部或一部分。 B）慢化剂；慢化剂中的主要热量是裂变中子的慢化，吸收裂变产物放出的β粒子的一
部分能量，吸收各种γ射线的能量。 C）结构材料；热量来源几乎完全是由于吸收来自堆芯的各种γ辐射。 4．核反应在停堆后为什么还要继续进行冷却？停堆后的热源主要由哪几部分组成，他们各自的特点和规律是怎样的？ 答：A）反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式反应虽然随即中止，但还是有热量不断的从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此必须采取一定的措施将这些热量到处，防止破坏燃料元件；B）这些热量一部分来源于燃料棒内储藏的显热，还有两个来源是剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。铀棒内的显热和剩余中子的衰变热大约在半分钟内传出，其后的冷却完全取决与衰变热。 5. 试以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前的百分数。大约在停堆后多久剩余裂变可以忽略，这时裂变功率占总功率份额是多少？ 答：衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。大约半分钟后，裂变热传出，这时裂变功率占总功率的0.747%（轻水堆）. 6. 如何计算停堆后的功率，以大亚湾核电站为例，试问仅通过自然循环能否带出剩余反应热功率？ 答：剩余裂变功率加衰变功率（裂变产物的衰变功率加中子俘获产物衰变之和）之和。7．压水堆换料时，从堆中取出的乏燃料元件一般如何处置，该乏燃料元件在运输途中是否需要冷却，为什么？ 一般将其防止在储存水池中长期冷却，使短寿命核素衰变。在运输过程中需要冷却，因为一些长寿期的核素依旧在衰变放热。 第三章堆的传热过程 1. 热量从堆内输出需要经过哪几个过程，他们的具体表达式是怎样的？
《核反应堆热工分析》复习重点
重庆大学《核反应堆热工分析》期末复习要点 第二章堆的热源及其分布 1、裂变能的近似分配（16页） 2、了解堆芯功率的分布及其影响因素（17页4个公式中的参数物理意义及变化影响） 3、影响功率分布的因素（19页——21页的黑体标题，内容了解） 4、停堆后的功率（25页） 5、剩余裂变功率的衰减（25页——26页） 6、衰变功率的衰减（27页） 第三章堆的传热过程 1、导热的概念（30页） 2、记忆热传导微分方程（30页公式3-1） 3、公式3-3和公式3-12的推导（31页、33页） 4、Dittus-Boelter公式；沸腾曲线（34页；37页） 5、产生沸腾的下限公式（39页公式3-26） 6、沸腾临界的定义以及快速烧毁和慢速烧毁（40页——41页） 7、过渡沸腾传热的定义（41页） 8、选择包壳材料要考虑的因素（48页，共7点） 9、热静效应（51页） 10、燃料芯块的肿胀含义（52页） 11、积分热导率的定义，以及定义积分热导率的意义（58页） 第四章堆内流体的流动过程及水力分析 1、单相流体的流动压降组成（87页——92页的黑体标题，共4点） 2、Darcy-Weisbach公式及各项参数意义（87页公式4-4） 3、Blausius关系式及使用范围（88页） 4、截面突然扩大或缩小时的局部压降计算公式（92页——93页，公式4-21和公式4-26） 5、多相流的定义（99页）
5、什么叫流型以及四种主要流型（99页——100页） 6、静态含汽量、流动含汽量、平衡含汽量、空泡份额、滑速比定义式（101页——102页） 7、公式4-49的推导（103页） 8、自然循环的概念，影响自然循环的因素及解决办法（120页——123页） 9、临界流的定义（123页） 10、单相流体的临界流（124页） 11、引起流动不稳定性的原因（133页） 12、两相流不稳定性的分类和定义（133页——134页） 13、流量漂移的特点（134页） 14、水动力稳定性准则（136页公式4-176） 第五章 堆芯稳态热工分析 1、热工设计准则（144页——145页） 2、热管和热点的定义（154页） 3、热流密度核热点因子N q F 的计算式（155页公式5-26） 4、焓升热管因子N H F ?的计算式（155页） 5、降低热管因子和热点因子的途径（157页） 6、只有流动交混因子E H F ?的值小于1，其他都大于1（158页） 7、W —3公式中的平衡含汽量e x 的范围以及3种修正（168页——170页） 8、核反应堆热工参数的选择（174页——175页） 9、蒸汽发生器中温差的最小值的取定及其范围（176页） 10、图5-12的,e R N 的选择及其原因（179页） 11、燃料元件的表面热流密度核DNBR 沿轴向变化示意图（179页） 第六章 堆芯瞬态热工分析 1、棒状元件的导热微分方程（202页公式6-2） 2、四类电厂工况考虑反应堆的安全性（218页——219页） 3、专设安全系统（220页，共3个）
热工检测技术课程设计
课程设计报告 学生姓名:学号：2012307010936 学院:自动化工程学院 班级: 自动卓越121 题目: 热工参数检测仪表 刘口 指导教师：职称: 实验师 201年月日
目录 第一章题目背景及意义 (1) 第二章第二章设计题目介绍 (1) 2.1设计目的 (1) 2.2设计内容及要求 (1) 2.3设计工作任务及工作量的要求 (1) 2.4设计成果形式及要求 (2) 第三章压力表的检定 (2) 3.1压力表的概述 (2) 3.2压力表简介 (2) 3.2.1压力表原理 (2) 3.2.2压力表构造 (3) 3.2.3性能分类 (3) 3.3压力表检定方法 (3) 3.4计量器具 (4) 3.5示值误差、回城误差和敲定位移的检定 (4) 3.6实验操作步骤 (4) 3.7结果处理 (4) 3.8误差分析 (5) 3.9测量结果 (6) 第四章热电阻的检定 (7) 4.1热电阻概述 (7) 4.2热电阻工作原理 (7) 4.3热电阻允差 (7) 4.4热电阻的检定方法 (8) 4.5检定设计方法 (8) 4.6实验操作步骤 (8)
4.7结果处理 (8) 4.8误差分析 (9) 4.9检定结果 (9) 第五章流量计的检定 (16) 5.1流量计概述 (16) 5.2转子流量计工作原理 (16) 5.3流量计检定方法 (17) 5.4测量工作原理和主要技术参数 (17) 5.5实验操作步骤 (17) 5.6数据处理 (18) 5.7误差分析 (18) 第六章总结 (19) 参看文献 (19)
第一章题目背景及意义 电厂热工检测技术及仪表是电厂热工自动化的重要内容之一，所要完成的任务就是为运行操作人员及时、准确和方便的反应生产过程运行情况的各种物理量、化学量以及生产设备的工作状态并自动的进行检查和测量，以便监督生产过程的进行情况和趋势，电厂热工过程自动化是随着火力发电事业的发展而发展起来的。在火电厂锅炉和汽轮机都装有大量的检测仪表，其中包括传感器、变送器、显示仪表和记录仪表等。他们随时显示、记录、累积和变送机组运行各种参数，以便进行必要的操作和控制，保障机组安全经济的运行。 总之，检测仪表是保障生产过程安全经济运行及实现自动化的前提条件和必要条件，配备完善的自动监测系统能够为操作人员提供操作数据，为自动化装备提供准确及时的测量信号，为宏观技术管理提供参考依据，可以改善运行和检修人员的劳动条件，提高劳动效率和设备可靠性。 第二章设计题目介绍 2.1设计目的 通过本课程的学习，学生应达到如下基本目标：使学生了解热工系统中常用的压力、温度及流量等热工参数的特性及检测的方法，熟练掌握这些测量仪表的使用方法，能对常用测量仪表的精度进行校验。 2.2设计内容及要求 （1）根据《压力控制器检定规程JJG 544-2011》及《弹簧管式一般压力表、压力真空表和真空表检定规程JJG 52-1999》的要求对压力控制器和压力表进行检验，并给出检定报告。 （2）根据热电偶及热电阻检定规程，使用热工检定系统对热电偶或热电阻进行校验，并给出检定报告，报告格式见指导书。 （3）根据《冷水水表检定规程JJG162-2009》，利用流量试验台对流量表进行检定并给出相应的检定报告。 （4）熟练使用磁翻柱式、差压式液位计的使用方法。 2.3设计工作任务及工作量的要求 （1）课程设计报告（题目介绍、背景意义、要求及实验过程等）；
2.反应堆热工
第二章反应堆热工 2.1 压水堆堆芯设计及传热特点 压水堆用轻水兼做冷却剂和慢化剂。燃料组件竖直放置，这样既有利装卸又利于水的传热。每个燃料组件由17×17燃料元件棒排列（其中包括24根控制棒导向管和一根仪表管）。燃料组件的包壳和定位格架由锆-4合金做成。燃料棒长度约3.852m，包壳壁厚为0.57mm。每根燃料棒内装271块直径8.19mm、高度13.5mm的UO2芯块，芯块总高度（活性区高度）3.658m。冷态时燃料包壳内壁与芯块之间有0.085mm的间隙，包壳内充一定压力（3.0MPa左右）的氦气，这样既允许芯块膨胀，也利于芯块与包壳的传热，并防止燃料初始坍塌。定位格架高度33mm，共有8层，其中中间6层定位格架出口带有水流导向（搅混）叶片以改善水流与燃料棒的传热特性，提高临界热负荷。 换热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传热。压水堆堆芯的换热主要靠前两种方式。 235）裂变后产生的热量主要通过热传导传给芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通UO2芯块（U 过主泵进行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对流换热带走。冷却剂带出堆芯热量后流入蒸汽发生器，也通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 反应堆压力壳的冷却剂进、出口接管都布置在堆芯顶部以上，其目的是为了保证在失水事故（LOCA）时，压力壳内仍能保留一部分冷却剂来冷却堆芯。冷却剂从进口接管流入压力壳，沿吊篮与压力壳内壁之间的环形通道流向堆芯下腔室，然后自下而上流过堆芯，带走堆芯释出的热量。加热后的冷却剂经堆芯上腔室从出口接管流出至蒸汽发生器，在那里将热量传给二次侧给水。从蒸汽发生器出来的冷却剂通过主泵升压后流回堆芯入口。 在正常运行期间，压水堆的堆芯不允许出现大范围的饱和沸腾，只允许局部（如热通道）出现过冷沸腾，堆芯冷却剂出口平均温度比饱和温度低15℃左右，以便为反应堆动态工况提供安全裕量。 为了提高整个电厂的循环热效率，需要提高二回路蒸汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温度，要做到这一点必须提高冷却剂的压力。大亚湾核电站的一回路冷却剂压力为15.5MPa，压力再高好处并不大，而系统造价却要大大提高。保持一回路压力稳定对压水堆的安全运行是非常重要的，压力正常波动范围要限制在±0.2MPa以内。这种要求靠稳压器来满足。 一回路平均温度随功率变化曲线的设计，既要考虑到一回路的承受能力（DNBR安全裕量，堆芯出口最小过冷度，蒸汽发生器传热管的腐蚀等），又要尽可能地提高二回路蒸汽的参数（压力随负荷的变化）及蒸汽品质。大亚湾核电站反应堆冷却剂平均温度热态零功率为291.4℃，满功率为310℃（热段为327.6℃，冷段为292.4℃），比法国CPY（900MW）高约6.5℃，比堆功率与大亚湾一样的Chinon（M3）反应堆高约4.2℃。这一方面是大亚湾核电站提升堆功率及电功率的需要（全速汽机对蒸汽品质要求较高），另一方面大亚湾核电站的蒸汽发生器传热管采用了Inconel 690不锈钢，大大改善了抗腐性能，此外安全分析对关键事故采用了部分统计法，这些都使提高冷却剂平均温度
核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本教材
华蛀也力*孑 课程设计报告 （20 13 -- 2014 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：_____________________ 班级：实践核1101班 _______________________ 学号：1111440306 _______________________ 学生姓名：_____________________ 指导教师：_____________________ 设计周数：________________________ 成绩：________________________ 日期：2014 年6月19日
、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2 ）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化范围； （3 ）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5 ）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：（1 ）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4 ）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定 DNBR。 热工课程设计主要是为了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。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则; 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR最小烧毁比 MDNBR 燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、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； 5、掌握压降的计算; 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。