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；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；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。

课程设计的考核方式：1、报告一份；2、计算程序及说明一份；3、答辩。

二、设计任务（设计题目）探求某情况下压水堆核电站对应的热工参数。

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，已知参数如表一所示：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：表一堆芯归一化功率分布（轴向等分3个控制体）表一某压水反应堆的热工参数通过计算，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。

1.2燃料表面平均热流密度W/m2式中为堆芯燃料棒的总传热面积m2燃料棒表面最大热流密度q maxw/m2燃料棒平均线功率W/m燃料棒最大线功率w/m1.3平均管的情况平均管的流速Vm/s式中，堆芯总流通面积n0为燃料组件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：1.4为简化计算起见，假定热管的流体流速V h和平均管的V相同。

（实际上，应该按照压降相等来求。

热管的流体流速要小一些）。

则V h=V同样，热管四根燃料元件组成的单元通道的流量1.5热管中的计算（按一个单元通道计算）（1）热管中的流体温度（2）第一个控制体出口处的包壳外壁温度式中：h(z)可以用来求。

所以， 式中：流体的k(z)、μ（z ）和Pr 数根据流体的压力好温度由表查得。

（k=λ 传热系数） 如果流体已经达到过冷沸腾，用Jens-Lottes 公式：()()()()()2,(),(),f h z w f h z w s s f h z t z t t z t t t θ∆=-=-+-当时，用前面的式子 当时，用（3）第一个控制体出口处的包壳壁温度式中：Zr-4的 W/m.℃(4)第一个控制体出口处的UO 2芯块外表面温度（5）第一个控制体出口处的UO 2芯块中心温度用积分热导求解的方法，即其他2个控制体的计算方法相同，重复上述过程即可。

1.6热管中的用w-3公式计算，同样对3个控制体都算1.7DNBR的计算1.8计算热管中的压降1.9单相流体的摩擦压降式中：单相流体加速压降：单相流体提升压降：局部压降，出口：进口：定位格架出口压降：其中，比容v按相应的流体压力和温度，由表查得。

2.计算结果1) 流体堆芯出口温度out f t ,= 344.0019℃； 2) 燃料棒表面平均热流密度q =8.0505e+005w ； 3) 燃料棒表面最大热流密度m ax q = 1.7105e+006w ； 4) 燃料棒平均线功率l q = 2.4027e+004w/m ； 5) 燃料棒最大线功率max ,l q = 5.1049e+004w/m ； 6) 热管平均温度f t =316.0009℃；7) 第一控制体出口流体温度h f t ,（L1）=299.9305℃； 8) 第一控制体出口处的包壳外壁温h cs t ,（L1）=330.1578 ℃； 9) 第一控制体出口处的包壳壁温h ci t ,(L1)= 338.8008℃；10) 第一控制体出口处的芯块外表面温度h u t ,（L1）= 517.2810℃； 11) 第一控制体出口处的芯块中心温度h o t ,(L1)= 1.0629e+003℃； 12) 热管中的h DNB q ,(L1)=5.5524e+006w ； 13) DNBR(L1)= 6.200114) 第二控制体出口流体温度h f t ,（L2）=320.6601℃； 15) 第二控制体出口处的包壳外壁温h cs t ,（L2）=348.6468℃； 16) 第二控制体出口处的包壳壁温h ci t ,(L2)=364.3162℃；17) 第二控制体出口处的芯块外表面温度h u t ,（L2）=698.9667℃； 18) 第二控制体出口处的芯块中心温度h o t ,(L2)=2.0864e+003℃； 19) 热管中的h DNB q ,(L2)=5.0732e+006w ； 20) DNBR(L2)=3.021321) 第三控制体出口流体温度h f t ,（L3）=329.4185℃； 22) 第三控制体出口处的包壳外壁温h cs t ,（L3）=349.2588℃； 23) 第三控制体出口处的包壳壁温h ci t ,(L3)=356.6231℃；24) 第三控制体出口处的芯块外表面温度h u t ,（L3）=512.7934℃； 25) 第三控制体出口处的芯块中心温度(h o t ,L3)=1.0407e+003 ℃； 26) 热管中的h DNB q ,(L3)=4.3073e+006w ； 27) DNBR(L3)=5.496928) 单相流体的摩擦压降f P ∆=2.3180e+004Pa 29) 单相流体加速压降a P ∆=0Pa30) 单相流体提升压降el P ∆=2.4742e+004Pa 31) 堆芯出口局部压降out P ∆=6.9301e+003Pa 32) 堆芯进口局部压降in P ∆=4.2641e+003Pa 33) 定位格架出口压降gr P ∆=6.6232e+003 Pa 34) 总的压降P ∆=6.5739e+004Pa 3.计算结果分析计算结果误差分析：由于采用的是W-3公式，并且基本没引入对应的修正因子。

并且在计算物性时粗糙地采用了线性插值的方法，会带来了较大误差。

但是算出的结果还是能客观反映出热管中各量的变化趋势的。

表2 临界热流与烧毁比的汇总表表3 各温度的汇总表单从表数据看，DNBR都小于1，芯块中心温度小于二氧化铀的熔点，所以理论上能够保证安全性。

四、课程设计总结或结论本次课程设计笔者选择了一组随机的数据进行了计算，验证了该组数据在各个控制体的安全性。

其中，参数的选取基本参照了大亚湾核电站的基本数据，但是做了一些修改。

一回路：绝对压力：15.5MPa压力容器进口温度（满功率）：292.7；压力容器出口温度（满功率）：327.3；平均温度（满功率）：310.0，平均温度随负荷在291.4到310之间稳压器水位：20%到64%二回路（满功率）：蒸汽发生器入口给水：6.88MPa，226度；蒸汽发生器产生的主蒸汽：6.71MPa，283度；高压缸排气：0.783MPa，169.5度；汽水分离再热器出口蒸汽（低压缸进汽）：0.747MPa，265度；低压缸排气：7.5kPa，40.3度。

比如设计的压力容器进口温度为288度，比真实值略低，但实际计算出来后的平均温度更高。

但堆功率比大亚湾正常运行的核电站的功率更低。

由此可以看出，维持更低的堆功率和进口温度不代表冷却剂平均温度和堆芯温度就一定更低。

甚至相反的可能会取得更高的值。

所以，通过本次的参数计算，我们应该意识到反应堆热工分析是个复杂而连续的过程，每个参数都受到大量的常数参数的影响也具有很多的修正因子。

我们不应该根据自己的常识来判断数据的变化情况，相反地我们应该随时坚持以数据计算为引导，以实验作为验证。

仔细客观认真地分析堆数据的变化，并且对堆数据进行全程监控，防止堆数据随时变化，对反应堆的危害性。

下面我们再对比性的展示一组数据。

而这组数据和我们之前计算得到的数据的差异，在于以下数据的不同。