核反应堆热工水力课程设计
大学热工水力学 课程设计

Southwest university of science and technology 专业课程设计设计报告从反应堆热工水力学分析福岛核电站事故学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名施光威学号20090706指导教师吕会议老师二〇一二年六月西南科技大学专业课程设计报告摘要介绍了福岛核电站的历史、热工水力学结构以及福岛核事故的原因、发展、结果,对福岛核事故进行了简介的分析。
对事故背景,事故起因,事故发展,事故影响以及事故的反馈惊醒了简绍。
在热工水力学方面分析事故的发生,事故时核电站内各种事故因素的微量变化,分析出福岛核事故严重后果的内部原因。
叙述了以后核电站的发展前景、安全注意事项以及重大核事故的严重预警。
总结了分岛核事故爆发的外部因素和以后的核电站的安全注意事项,对以后的核电站事故安全需要将强注意,在核安全方面提高注意,以及对工作人员的素质必须加强要求。
关键词:沸水反应堆福岛核事故热工水力AbstractIntroduced the history of nuclear power plant,thermal hydraulics structure and nuclear accident causes,development,the results of nuclear accidents,the profile analysis.On the background of accident,accident,accident,accident and accident feedback awakened Jane shao.The thermal hydraulic analysis of accidents,accident in nuclear power plant accident factors trace changes, analysis of nuclear accident consequences of internal cause.The future prospects for the development of nuclear power plant,safety precautions and the major nuclear accidents early-warning.Summary of the divided Island nuclear accident outbreak of external factors and future of nuclear power plant safety precautions,for future nuclear power plant accident safety requires strong attention,in nuclear safety to improve attention,as well as on staff quality must strengthen requirements.Key words :Boiling water reactor Nuclear accident Thermal hydraulic目录前言 (4)1.福岛核事故及事故简介1.1. 福岛核电站发展历史 (4)1.2. 福岛核事故进程 (4)2.福岛核事故分析 (9)2.1. 堆芯融化 (9)2.2. 关于 (10)2.3. 消氢措施 (11)2.4. 高放废水 (11)3. 核事故内部分析 (12)3.1.堆芯余热 (12)3.1.1 堆芯余热从哪里来 (13)3.1.2 如何把热量带走 (13)4. 核,安全吗? (14)4.1.什么是核安全 (14)4.2.核安全风险分析 (15)5.总结 (16)参考文献 (18)前言福岛核电站发生的爆炸属于化学爆炸,是由泄漏到反应堆厂房里的氢气和空气反应发生的爆炸。
核反应堆工程课程设计

成绩评定标准
等级 评定标准 1. 全面完成设计任务,设计内容正确,设计图纸质量高 优秀 2. 设计说明书内容正确,文字精练、流畅、工整 3. 设计过程或答辩过程中,能准确回答与设计内容有关的问题 4. 工作态度认真、严谨、独立工作能力强,模范遵守纪律 1. 全面完成设计任务,设计内容正确 良好 2. 设计说明书内容正确,表达清楚,书写认真 3. 设计过程或答辩过程中,能较好的回答与设计内容有关的问题 4. 工作态度认真,独立完成设计任务,遵守纪律 1. 全面完成设计任务,设计内容正确,设计图纸基本正确 中等 2. 设计说明书内容正确,表达清楚,书写认真 3. 设计过程或答辩过程中,经提示基本回答相关的问题 4. 工作态度认真,具有一定的独立工作能力,遵守纪律 1. 能完成主要设计任务,质量较差或有较大错误,经启发能予纠正 及格 2. 设计说明书内容有个别错误,书写较草 3. 设计过程或答辩时,对有些问题的回答出现概念性的错误 4. 工作态度一般或独立工作能力较差,基本能遵守纪律 1. 未完成设计任务,或设计质量差并不加以改正 不及 格 2. 设计说明书内容有较大错误,或书写非常不认真 3. 设计过程或答辩时,回答问题出现严重的概念错误,或答不出 4. 工作态度不认真,或独立工作能力差,或不遵守纪律
完成日期 学 生
年
月
1. 学院、专业、年级均填全称,如:动力工程学院、核工程与核技术、2007。 2. 本表除签名外均可采用计算机打印。本表不够,可另附页,但应在页脚添加页 码。 3. 本课程设计是动力工程学院核能系新开的课程设计,相应任务书需要在该课程 教学和实践中不断完善,因此指导书为修订版。
图目录
图 1 图 2 图 3 图 4 图 5 图 6 图 7 图 8 图 9 图 10 图 12 MCNP5 中对燃料栅元的建模.....................................................................3 keff 与水铀比的关系曲线图..........................................................................3 轴向归一化功率分布,kcode=5000 时...................................................... 4 kcode=50000 时的轴向归一化中子通量密度分布.................................... 6 全燃料组件范围内的中子能谱................................................................... 7 燃料组件内各栅元的相对功率分布........................................................... 8 燃料组件内各栅元的相对功率分布(3D 图像)..................................... 8 可燃毒物布置方案....................................................................................... 9 热管内温度分布......................................................................................... 25 热管内温度分布(不含芯块)............................................................... 25 堆芯内压降沿轴向变化示意图............................................................... 34
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堆芯进口局部阻力系数K i n0.75 堆芯出口局部阻力系数K o u t 1.0 堆芯定位格架阻力系数K g r 1.05若将堆芯自下而上分为3个控制体,其轴向归一化功率分布见下表:通过计算,得出:1. 堆芯流体出口温度;2. 燃料棒表面平均热流密度以及最大热流密度,平均线功率,最大线功率;3. 热管内的流体温度(或焓)、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. 计算堆芯压降三、设计正文(详细的计算过程、计算结果及分析)1.计算过程1.1堆芯流体出口温度(平均管)按流体平均温度以及压力由表中查得。
核反应堆热工水力分析课程设计

六.计算结果分析:计算结果误差分析:由于采用的是W-3公式,且该设计中的给出参数与该公式的适用范围有些偏差,但是其算出的结果还是能客观反映出热管中各量的变化趋势的。
热管的焓、包壳表面温度、芯块中心温度随轴向的分布如下:控制体为6个:表1 各温度的汇总表各种温度控制体流体出口温度单位(℃)流体出口比焓(kJ/kg)出口处的包壳外壁温度单位℃出口处的包壳内壁温度单位℃出口处的uo2芯块外表面温度单位℃燃料芯块的中心最高温度单位℃堆芯高度L/m第一控制体291.54 1292.1 303.25 303.95 372.25 550 0.61 第二控制体301.29 1343.9 325.71 327.21 472.35 953 1.22 第三控制体315.38 1424.5 348.32 350.42 563.86 1411 1.83 第四控制体330.13 1517.2 348.34 350.44 572.41 1469 2.44 第五控制体339.21 1582.1 348.11 349.41 486.01 939 3.05 第六控制体343.75 1618.8 347.83 348.43 416.73 605 3.66表2 临界热流与烧毁比的汇总表DNBR 控制体DNBR临界热流密度qDNB10^6 单位W/m2第一控制体15.6 5.3 第二控制体 6.5 4.7 第三控制体 3.7 3.9 第四控制体 2.7 3 第五控制体 3.5 2.4 第六控制体 6 22602803003203403600.611.221.832.443.053.66堆芯高度L(m)流体出口温度(℃)图1 流体出口温度(单位℃)分析:由图可知,流体出口温度随着堆芯高度由下到上逐渐上升,到最后一个控制体的末尾,也就是堆芯出口处,达到最大值。
200400600800100012001400160018000.611.221.832.443.053.66堆芯高度L/m流体出口比焓(k J /k g )图2 流体出口比焓(kJ/kg )分析:由图可知,流体出口比焓和流体出口温度一样随着堆芯高度由下到上逐渐上升,到最后一个控制体的末尾,也就是堆芯出口处,达到最大值。
热工水力课程设计

基于PCTRAN的核电站仿真与严重事故分析目录第一章:引言。
2第二章:发展历程。
3第三章:软件的介绍。
4 3.1.原理。
4 3.2. 特征。
5第四章:程式的介绍。
6 第五章:实例分析。
9引言自从三哩岛核泄漏事件之后, 核电站的模拟仿真及严重事故分析日趋受到重视。
迄今, 国际上已形成一批较为成熟的核电站全范围高保真模拟仿真系统以及适用于各种事故工况分析研究的软件。
前者以美国的 GSE System, 加拿大的Mapps和法国的Cory TESS等公司的产品为代表;后者包括美国Sandia国家实验室的 MELCOR , 美国爱达荷国家工程与环境实验室的SCDAP/RELAP.但是上述仿真系统结构复杂, 操作繁琐,价格在百万至千万元人民币之间, 便携性差。
为此, 美国MST公司开发了适用于不同堆型核电站模拟仿真与严重事故分析的小型软件 PCTRAN, 该软件的价格约30万元人民币。
发展历程PCTRAN 是美国Micro Simulation Technology(MST)公司和濮励志博士所合作发展的核电厂暂能事故快速分析软件,希望藉由个人电脑完成大型模拟器的大部分功能,以减少分析所需要的成本,并加快其模拟器速度以减少分析的时间。
目前已针对台湾电力公司的4座核能电厂发展出4套相对应得PCTRAN程式,其中PCTRAN__ABWR就是核能四厂(进步型沸水式核能电厂)的对应版本。
从1996年起,国际原子能机构把PCTRAN 作为每年先进堆仿真工作室的培训材料。
软件的介绍3.1.软件的原理PCTRAN是一款基于遵循减少热点进行瞬态分析PC仿真法则的软件。
此套软件采用Microsoft Visual Basic 6.0所撰写完成,具有可互动的人性化操作界面,并搭配美国ComponentOne 公司所发展的ComponentOne 绘图元件,使 PCTRAN 具有即时绘制暂能趋势图的功能。
3.2.软件的特征作为较出色的核电站模拟仿真与严重事故分析软件,PCTRAN具有以下特点:①操作界面直观简便 PCTRAN 提供主控制界面和辐射剂量检测模拟界面。
反应堆热工水力特性分析与设计研究

反应堆热工水力特性分析与设计研究引言反应堆热工水力特性是设计与研究反应堆核心的重要方面。
反应堆是一种利用核能进行能量转化和控制的设备,因此对其热工水力特性的分析与设计至关重要。
本文将对反应堆热工水力特性的分析与设计进行研究,并探讨其在核能利用过程中的重要性。
1. 反应堆热工水力特性分析1.1 反应堆热工水力循环反应堆热工水力循环是反应堆系统中热能转移的重要环节。
通过循环系统,热能可以在核燃料与冷却剂之间进行传递。
热工水力循环的设计应考虑冷却剂的流动和热能转移效率,以满足反应堆的运行需求。
常见的热工水力循环包括单相流循环和两相流循环。
1.2 反应堆热工水力特性分析方法反应堆热工水力特性的分析通常通过数值模拟和实验方法进行。
数值模拟可以通过计算流体力学(CFD)等方法来模拟反应堆内部的流动和热传导过程,以获得反应堆的热工水力特性参数。
实验方法可以通过搭建实验装置来观测和测量反应堆内部的流动和温度分布情况,以验证数值模拟结果的准确性。
2. 反应堆热工水力特性设计研究2.1 热工水力特性参数设计在反应堆的设计过程中,重要的一步是确定热工水力特性参数。
这些参数包括热流密度、冷却剂流速、冷却剂温度等。
热工水力特性参数的选择将直接影响反应堆的工作性能和安全性。
因此,需要通过理论分析和实验研究来确定这些参数的合理取值。
2.2 热工水力特性优化设计反应堆的热工水力特性优化设计旨在提高反应堆的热能转移效率和热功率密度,以提高反应堆的运行效率和能源利用效率。
优化设计可以通过改变反应堆的几何形状、流动通道的设计和材料选择等方法来实现。
通过优化设计,可以使反应堆具有更好的热工水力特性,提高反应堆的运行稳定性和安全性。
3. 反应堆热工水力特性在核能利用中的重要性反应堆热工水力特性在核能利用中起到至关重要的作用。
合理设计和控制反应堆的热工水力特性可以提高核能的利用效率和安全性。
同时,热工水力特性的分析与设计研究还可以为核能发电领域的技术创新和发展提供科学依据。
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。
核反应堆热工水力课程设计解析

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P 15.8M 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F R N 1.33轴向核热管因子F Z N 1.520热流量核热点因子F q N F R N F Z N 2.022热流量工程热点因子F q E 1.03焓升工程热点因子FΔH E未计入交混因子) 1.142交混因子FΔH·mE0.95焓升核热管因子FΔH N F R N 1.085堆芯进口局部阻力系数K i n0.75堆芯出口局部阻力系数K o u t 1.0堆芯定位格架阻力系数K g r 1.05若将堆芯自下而上分为3个控制体,其轴向归一化功率分布见下表:通过计算,得出:1. 堆芯流体出口温度;2. 燃料棒表面平均热流密度以及最大热流密度,平均线功率,最大线功率;3. 热管内的流体温度(或焓)、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. 计算堆芯压降三、设计正文(详细的计算过程、计算结果及分析)1.计算过程1.1堆芯流体出口温度(平均管)t f,out=t f,in+F a∙N tW∙(1−ζ)∙C p̅̅̅C p̅̅̅按流体平均温度t f̅=12(t f,in+t f,out)以及压力由表中查得。
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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P 15.8M 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F R N 1.33轴向核热管因子F Z N 1.520热流量核热点因子F q N F R N F Z N 2.022热流量工程热点因子F q E 1.03焓升工程热点因子FΔH E未计入交混因子) 1.142交混因子FΔH·mE0.95焓升核热管因子FΔH N F R N 1.085堆芯进口局部阻力系数K i n0.75堆芯出口局部阻力系数K o u t 1.0堆芯定位格架阻力系数K g r 1.05若将堆芯自下而上分为3个控制体,其轴向归一化功率分布见下表:通过计算,得出:1. 堆芯流体出口温度;2. 燃料棒表面平均热流密度以及最大热流密度,平均线功率,最大线功率;3. 热管内的流体温度(或焓)、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. 计算堆芯压降三、设计正文(详细的计算过程、计算结果及分析)1.计算过程1.1堆芯流体出口温度(平均管)t f,out=t f,in+F a∙N tW∙(1−ζ)∙C p̅̅̅C p̅̅̅按流体平均温度t f̅=12(t f,in+t f,out)以及压力由表中查得。
假设t f,out=330℃,查表得C p̅̅̅=5.610kJ/(kg∙℃)经过输入所查C p̅̅̅程序不断迭代得t f,out=323.9℃误差小于0.5℃。
如需更精确的值,可以继续进行迭代计算。
1.2燃料表面平均热流密度q̅q̅=F a∙N t/F总式中F总为堆芯燃料棒的总传热面积F总=m∙n∙π∙d cs∙L代入数据得F总=121×265×π×9.5×10−3×3.60=3443.40 m2q̅=97.4%×1820×1063443.40=5.29×105 W/m2燃料棒表面最大热流密度q maxq max=q̅∙F q N∙F q E代入数据得q max=5.29×105×2.022×1.03=1.10×106 W/m2燃料棒平均线功率q l̅q l̅=q̅π∙d cs∙LL=q̅∙π∙d cs代入数据得q l̅=5.29×105×π×9.5×10−3=1.57×104 W/m燃料棒最大线功率q l,maxq l,max=q l̅∙F q N∙F q E代入数据得q l,max=q l̅∙F q N∙F q E=1.57×104×2.022×1.03=3.26×104 W/m1.3平均管的情况平均管的流速VV=W(1−ζ) A t∙ρf̅̅̅式中A t堆芯内总流通面积A t=m∙(n0×n0)[s2−π4d cs2]+m[4(n0∙s×δ2)]n0为燃料组件内正方形排列时的每一排(列)的燃料元件数ρf̅̅̅由压力以及流体的平均温度t f̅查表得到:ρf̅̅̅=1 v f由1.1知t f̅=323.9+2872=305.5℃,查表得v f= 0.001397680614m3/kgρf̅̅̅=10.001397680614=715.471 kg/m3A t=121×(17×17)×[(12.6×10−3)2−π4×(9.5×10−3)2]+121×(4×17×12.6×10−3×0.8×10−32)=3.11 m2V =32500×(1−5%)3.11×715.471×3.6=3.85 m/s1.4为简化计算起见,假定热管内的流体流速V h 和平均管的V 相同。
同样,热管四根燃料元件组成的单元通道内的流量W b =W(1−ζ)A tA bA b =s 2−π4d cs 2代入数据得A b =(12.6×10−3)2−π4(9.5×10−3)2=0.88×10−4 m 2 W b =32500×(1−5%)3.11×0.88×10−4=0.87 t/ℎ1.5热管中的计算(按一个单元通道计算) (1)热管中的流体温度t f (z)=t f,in +q ̅∙F R N∙F ΔH E ∙F ΔH∙m E πd cs W b ∙C p ∫φ(z)dz zt f (z)=287+5.29×105×1.35×1.142×0.95π×9.5×10−30.87×10003600∙C p∫φ(z )dzz0=287+9.56×104C p ∫φ(z )dz z其中C p 取平均温度对应的参数值,需要进行迭代计算, 下面给出第一控制体出口处温度的算法假设t f (L6)=300℃,查表得C p =5.3348 kJ/(kg ∙℃),带入上式t f (L 6)=287+9.56×1045.3348×1000×0.8×3.606=291.6 ℃ 与假设误差较大,进行迭代,查表知C p =5.222 kJ/(kg ∙℃)t f (L 6)=287+9.56×1045.222×1000×0.8×3.663=291.69 ℃ 误差|291.60−291.69|<0.5℃,可以不再进行迭代,就取t f (L6)=291.69 ℃ 同理由程序迭代可求得第二控制体出口处流体温度t f (2L6)=301.38 ℃第三控制体出口处流体温度t f (3L6)=314.86 ℃ 第四控制体出口处流体温度t f (4L6)=327.70 ℃ 第五控制体出口处流体温度t f (5L 6)=334.89℃ 第六控制体出口处流体温度t f (L )=338.22 ℃ 2)第一个控制体出口处的包壳外壁温度t cs (z)=t f (z)+Δθf1(z)=t f (z)+q ̅∙F R N ∙φ(z )∙F q Eℎ(z )式中:h z)为单相水强迫对流换热系数[W/(m 2∙℃)],可以利用以下公式来求N u =h (z )D ελ=0.023Re 0.8∙Pr 0.4所以h (z )=0.023Re 0.8Pr 0.4∙λD ε式中Re =G ∙D εμ=W b A b ∙D εμD ε=4A b U =4(s 2−π4d cs 2)πd cs流体的λ、μ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:Δθf2(z)=t s +25(q ̅F R N F q E φ(z)106)0.25∙e −p6.2−t f (z)其中t s 为气体的饱和温度,p 的单位为MPa ,p =15.8MPa 时,t s =346.38℃ 当Δθf2≥Δθf1时,用前面的式子 当Δθf2<Δθf1时,用Δθf2替换掉Δθf1 代入数据得D ε=4×((12.6×10−3)2−π4×(9.5×10−3)2)π×9.5×10−3=11.78×10−3 mRe =0.863.60.88×10−4×11.78×10−3μ=32.35μh (z )=0.023×(32.35μ)0.8Pr 0.4λ11.78×10−3=31.51λPr 0.4μ0.8Δθf1(z )=5.29×105×1.33∙φ(z )∙1.03ℎ(z )=2.25×104μ0.8φ(z)λPr 0.4Δθf2(z )=346.38+25(5.29×105×1.33×1.10φ(z )106)0.25∙e −15.86.2−t f (z )=346.38+1.83∙φ(z )0.25−t f (z )第一控制体出口处t f (L6)=291.69 ℃,查表可得λ=0.57799W/(m ∙℃) φ(L6)=0.48 μ=9.1858×10−5 kg/(m ∙s) Pr =0.8371Δθf1(L 3)=2.25×104×(9.1858×10−5)0.8×0.80.57799×0..83710.4=11.82℃Δθf2(L3)=346.38+1.82×0.480.25−303.91=56.21 ℃故t cs (L 6)=t f (L 6)+Δθf1(L6)=291.69+11.82=303.51 ℃其余同理由程序计算得出结果如下 第二控制体出口处t f (2L6)=301.38 ℃,查表可得λ=0.5601W/(m ∙℃) φ(2L6)=1.02 μ=8.8×10−5 kg/(m ∙s) Pr =0.8621Δθf1(2L6)=24.79 ℃Δθf2(2L6)=46.84 ℃故t cs (2L 6)=t f (2L 6)+Δθf1(2L6)=301.38+24.79=326.15 ℃第三控制体出口处t f (3L 6)=314.86℃,查表可得λ=0.5333 W/(m ∙℃) φ(L )=1.50 μ=8.275×10−5 kg/(m ∙s) Pr =0.9157Δθf1(L )=35.55 ℃ Δθf2(L )=33.55 ℃故t cs(3L6)=t f(L)+Δθf2(L)=348.41 ℃第四控制体出口处t f(4L6)=327.70℃,查表可得λ=0.5044 W/(m∙℃) φ(L)=1.56μ=7.735×10−5 kg/(m∙s)Pr=1.0051Δθf1(L)=35.67 ℃Δθf2(L)=20.73 ℃故t cs(4L6)=t f(L)+Δθf2(L)=348.43 ℃第五控制体出口处t f(4L6)=334.89℃,查表可得λ=0.4868W/(m∙℃) φ(L)=0.96μ=7.401×10−5 kg/(m∙s)Pr=1.0873Δθf1(L)=21.28 ℃Δθf2(L)=13.30℃故t cs(5L6)=t f(L)+Δθf2(L)=348.19 ℃第六控制体出口处t f(L)=338.22℃,查表可得λ=0.4782 W/(m∙℃) φ(L)=0.48μ=7.235×10−5 kg/(m∙s)Pr=0.9157Δθf1(L)=11.39 ℃Δθf2(L)=9.68℃故t cs(L)=t f(L)+Δθf2(L)=347.90 ℃(3)包壳内壁温度t ci(z)=t cs(z)+q l̅F R N F q Eφ(z)2πk c(z)lnd csd ci式中Zr-4的k c=0.00547×(1.8×t c̅+32)+13.8 W/m∙℃t c̅(z)=12[t cs(z)+t ci(z)]代入数据得:t ci(z)=t cs(z)+1.57×104×1.33×1.03φ(z)2πk c(z)ln9.58.36由于k c与平均温度有关,由程序迭代计算结果如下第一控制体出口处 t ci (1L6)=313.13 ℃ 第二控制体出口处 t ci (2L6)=346.26 ℃ 第三控制体出口处 t ci (3L 6)=377.54 ℃ 第四控制体出口处 t ci (4L 6)=378.72℃ 第五控制体出口处 t ci (5L 6)=366.89 ℃ 第六控制体出口处 t ci (L )=357.27 ℃ 4)燃料芯块外表面温度t u (z)=t ci (z)+q l ̅F R N F q E φ(z)πd ci +d u 2∙ℎg式中ℎg 是包壳与芯块间的气隙等效传热系数,这里取ℎg =5678 W/(m 2∙℃) 代入数据得t u (z )=t ci (z )+1.57×104×1.33×1.03φ(z)π8.6+8.192×5678×10−3=t ci (z )+143.70φ(z)第一个控制体出口处t u (L6)=313.13+143.70×0.48=384.03 ℃第二个控制体出口处t u (2L6)=346.26+143.70×1.02=492.83℃第三个控制体出口处t u (3L6)=377.54+143.70×1.50=593.09℃第四个控制体出口处t u (4L6)=378.72+143.70×1.56=602.89 ℃第五个控制体出口处t u (5L6)=366.89+143.70×0.96=504.84 ℃t u (L )=357.27+143.70×0.48=426.25℃5)燃料芯块中心温度用积分热导求解的方法,即∫k u (t )dt t 0(z )0=∫k u (t )dt t u (z )0+q l ̅F R N F q E φ(z)4π其中 k u =38.24t+402.55+4.788×(t +273.15)3 代入数据得∫k u (t )dt t 0(z )=∫k u (t )dt t u (z )0+1.57×104×1.33×1.03φ(z )4π=∫k u (t )dt t u (z )+17.12φ(z) W/cm∫k u (t )dt t=∫38.24t +402.55+4.788×(t +273.15)3dtt=38.24ln t +402.55402.55+4.788×10−134×(t +273.15)4−273.154令 f (x )=∫k u (t )dt t 0(z )0−∫k u (t )dt t u(z )0+17.12φ(z)由于函数递增,可以通过二分法求解f x)的根得出二氧化铀中心温度通过编程可求得结果如下 第一控制体出口处t 0(L6)=568.79 ℃第二控制体出口处t 0(2L 6)=974.83 ℃第三控制体出口处t 0(3L 6)=1383.57 ℃第四控制体出口处t 0(4L6)=1430.38℃第五控制体出口处t 0(5L 6)=958.77℃t 0(L )=619.90 ℃1.6热管中的q DNB (z)用w-3公式计算,同样对3个控制体都算q DNB =3.154×106{(2.022−6.238×10−8p )+(0.1722−1.43×10−8p)×exp [(18.177−5.987×10−7p )x e ]}[(0.1484−1.596x e +0.1729x e |x e |)×0.2049G106+1.037](1.157−0.869x e )[0.2664+0.8357exp (−124D ε)]×[0.8258+0.341×10−6(ℎfs −ℎf,in )]式中:p 为冷却剂工作压力(Pa ),G 为冷却剂质量流密度[kg/(m 2∙ℎ)],D ε为冷却剂通道的当量直径(m ),ℎfs 为冷却剂的饱和比焓(J/kg ),ℎf,in 为控制体进口处冷却剂的比焓(J/kg ),x e 为计算点z 处的平衡含气量,|x e |为其绝对值。