压水反应堆的热功率

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小型核电反应堆的现状及未来发展

小型核电反应堆的现状及未来发展

小型核电反应堆的现状及未来发展1 核电反应堆堆型现状核能发电始于20世纪50年代,出于追求核电运行规模经济性的需要,核电机组的设计趋向于大型化,在70年代,核电机组的平均容量达到大约1000 MWe,发电用核反应堆的容量从60 MWe发展到超过1300 MWe。

目前,美国拥有104台现役核电反应堆,总容量约99210 MWe,平均每台容量为953 MWe;法国共有59台运行反应堆机组,总容量63363 MWe,平均每台容量为1074 MWe;日本拥有54台核电机组,总容量约为45468 MWe,平均每台容量为842 MWe。

这些国家拥有庞大而相对完善的电网,能承受单次1000 MWe或1300 MWe负荷的变化。

第3代核电站采用的堆型除了AP600以外也是大型机组,如1300 MW级的System 80+和ABWR,1000 MW级的AP1000 和VVER-1000,1500 MW级的EPR等。

近年来,韩国、中国等国家的核电得到了很大发展,这些国家引进或自主开发、建设的核电站基本上也是大型机组。

21世纪80~90年代,工业化国家的发电容量日趋饱和,电网开始出现容量过剩的问题,电网对大容量机组的并入显得越来越不适应,电力公司也不允许一台大型机组长时间地做低功率调峰运行, 因为这样会给经济性带来严重影响。

因此,近年来人们对中、小型反应堆(SMR)又产生了兴趣,希望这些中小型反应堆能更好地适应工业国家的电力负荷需求,以及满足那些电网不能承受大容量机组并入的发展中国家的电力需求。

1.1 小型核电反应堆的状况国际原子能机构(IAEA)将“小型”机组定义为300MWe以下的机组,而电功率在300MWe以上、600MWe以下的为中型反应堆机组。

中、小型反应堆所涉及的技术是多样化的,反应堆类型有:轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆和熔盐堆,而当前最主要的2种技术均利用高温氦气直接驱动涡(气)轮机。

目前开发程度较为先进的中、小型反应堆有如下一些:美国国会现在正在筹集资金研究小型模块式核电厂和先进气冷堆设计(也是模块化,10个或更多模块机组逐步建成一个大电厂)。

压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告

压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告

压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告摘要:核电站设计额定负荷通常是一个较为保守的定值,本文主要根据常规岛汽水回路的主要系统关键参数论证百万级压水堆核电站最大出力提升至1180MWe的可行性。

主要从常规岛汽水回路的主要系统关键参数进行分析。

主要分析了凝结水系统,主给水系统,蒸汽旁路排放系统,汽水分离再热系统等参数变化前后是否仍然在设计范围内。

最后论证提升至1180MW是可行的。

关键字:出力提升常规岛承载能力可靠性1.概述1.1目的提示核电站的额定功率,在核电站系统可接受的情况下有利于提示核电站的年度发电量,有较一定的经济效应。

2.定义/缩写T-MCR工况:最大连续运行工况SCR工况:夏季出力工况VWO工况:汽机进汽调阀全开工况3.机组运行数据分析3.1T-MCR工况下机组实际参数根据某核电机组(A机组)商运至今实际运行参数及设计参数进行分析,选取(A机组)T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比相关参数如表1:表1:某核电机组T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比表通过对上述数据分析,发现该机组在冬季由于海水气温减低,机组背压相对低于设计值,反应堆功率热功率在此情况下仍有25.27-37.27MWe 的预量,因此提升机组出力具有一定的可行性。

3.2机组出力提升至边界值预测参数根据前期研究可知,核电机组由停机工况升功率到最大出力工况时,主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量等二回路汽水参数变化趋势均随电功率、核功率增加而线性增加,电功率、核功率稳定于某一点时,蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量均稳定在一点波动运行,依据该现象可根据电动率、核功率边界限值预测出机组处力提升值目标值时主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量对应的参数。

1)核功率线性变化预测参数根据某核电机组(A机组)2月机组启动参数拟合生成曲线图:A机组核功率与电功率、主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量的曲线走势图。

通过生成曲线趋势分析,预测A机组核功率提升至边界值3060 MWe时,相对应的主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量分别为1710.971kg/s、1731.691kg/s、1093.16 kg/s。

AP600核电站的系统简介

AP600核电站的系统简介

6.2 AP-600,西屋西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆,它具有先进的非能动的安全特性,并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造,运行和维护性能。

电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。

在世界范围内,压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%,而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。

AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。

它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术,但是在安全特性方面强调依赖自然力。

安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体,重力流和自然循环流动。

安全系统不使用能动部件(比如泵,风机或柴油发电机)并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统(比如交流电源,部件冷却水,生活服务水,采暖通风)。

控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小;其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。

最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。

AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。

大量的安全分析工作已经完成,相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告(SSAR)和概率风险评价(PRA)。

广泛的实验计划也已经完成,从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。

概率风险评价(PRA)的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率,并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力,其也具有很低的放射性泄漏几率。

AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。

这些因素已经融入了其整个的设计过程。

AP-600的设计具有许多独到之处,比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。

特别是,简化的安全系统显著地简化了技术规格,从而降低了监督的要求。

通过强调已验证的部件的应用,从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。

部件的标准化降低了备件的数量,减小了维护的培训要求,并且使维护周期进一步缩短。

技术类《反应堆热工水力》第2章(反应堆稳态工况下的传热计算)

技术类《反应堆热工水力》第2章(反应堆稳态工况下的传热计算)

AUO2 UO 2分子量, g/mol
A00 阿弗加德洛常数, 6.0221023 1/mol
C5 29325U丰度
11
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
讨论3:U-235的丰度
由于工程上通常给出的是U235的浓缩度(富集度),浓缩度是U235在铀中 的质量数之比,丰度与浓缩度之间的关系式如下:
f
2
293 273 t
f
0.0253 f
t
其中: t 慢化剂温度, 0C
f (0.0253) 0.0253ev中子的微观裂变截面, cm2
对于235 92
U,
f
(0.0253)
583.5b,
1b
10-28 m2
f (t) 非1/v修正因子,一般取1.0
14
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
1
C5
1
0.9874
1
5
1
5
1.0128
1 0.0128
C5
其中: C5 29325U丰度,原子数之比
5 29325U浓缩度, 质量数之比
12
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
讨论4:丰度和浓缩度之间的关系式推导
C5
单位质量铀内235 92
U核子数
单位质量铀内235 92
U
238 92
U总核子数
22
1.2 堆芯功率的分布及其影响因素
均匀裸堆的释热率分布
qv r,
z
qv,maxJ0 2.405
r Re
cos

LRe
其中:
qv ,m a
为最大体积释热率
x
qv,max Fa E f N5σ fΦ0

压水堆核电站控制(第一章)

压水堆核电站控制(第一章)

反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时,由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后,反应堆周期接近零,反应堆功率急 剧上升失去控制,出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ,这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时,按上述类似方法可得:
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型:把反应堆看成没有空间度量的一个“点”, 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化,与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff :某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l :上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间:一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性:表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处: 缓发中子先驱核产生率= 缓发中子先驱核消失率

第一次作业参考答案

第一次作业参考答案

1
A A
8
1
f ,5
5 a,8
1
a,5
1
238 1 2.416 583.5
235
2.7
1.692
680.9 1 1.72%
9、设核燃料中 235U 的富集度为 3.2%(重量),试求其 235U 与 238U 的核子数之比。
解:设 235U 与 238U 的核子数之比为 ,则富集度为
解:查表得: f ,5 583.5 b,a,5 680.9 b,a,8 2.70 b, a,c 0.0034 b
a,
f
5
N A
A5
a,5 8
N A
A8
a,8
a
a,C
a, f
C
N A
AC
a,C
5
N A
A5
a,5 8
N A
A8
a,8
热中子利用系数:
f a, f
5
N A5
A
a,5
235
故消耗的 U 量为
m (1 ) 3.125 1010 Eth A103 NA
(1 0.169) 3.125 1010 1.8 1012 235 103
0.0257kg
6.022 1023
8.(1) 计算并画出中子能量为 0.0253eV 时的富集铀的参数 与富集度的函数关系。
8
N A
A8
a,8
a
C
N A
AC
a,C
5
N A
A5
a,5
8
N A
A8
a,8
a,5
1
A5
A8
a,8
A5 AC

核反应堆工程部分习题参考

核反应堆工程部分习题参考

h f h0 Qs Qt 1 h h h e f e g 0
故平衡态含汽率为: e
sin
zs H / 2
H 2
1
0.25
1 0.25 h f h0 0.1728 0.25 hg h f
1
均匀流模型下,滑速比为: S 1.0 所以空泡份额为:
0.015 2 ) 6.1 10.78m3 2
10 P 200 7.05 1020 3.824 1022 2.748 1012 10.78 2.558105 kW t 1.602110
3 有一板状燃料元件,芯块用铀铝合金制成(铀占 22%重量) ,厚度为 1mm,铀的富集度 14 2 为 90%,包壳用 0.5mm 厚的铝。中子注量率为 10 /(cm •s)。元件两侧用 40℃水冷却,对流 传热系数 h = 40000W/(m •℃),假设气隙热阻可以忽略,铝的热导率 kAl = 221.5W/(m•℃), 铀铝合金的热导率 kU-Al = 167.9W/(m•℃),裂变截面 σf = 520×10-24 cm2 。试求元件在稳态下的 径向温度分布。 解: 求温度分布,需求体积释热率; 体积释热率 qV Fu E f R Fu E f N5 f ,其中 Fu 97.4% , E f 200MeV , σf = 520×10-24 cm2 ; 元件两侧用 40℃水冷却, 中心温度不会很高, 故求 N5 时铀的密度取附录 A 中 93℃时的 值:
包壳中: T ( x) Tci
aqV ( x a) k AL a 2kU AL
由热阻定义, T0 Tm aqV (

k AL

反应堆热工水力

反应堆热工水力

第一章核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能到热能转换的装置。

传热机理—热传导、热对流、热辐射世界上第一座反应堆是1942 年美国芝加哥大学建成的。

核反应堆按照冷却剂类型分为轻水堆、重水堆、气冷堆、钠冷堆按照用途分为实验堆、生产堆、动力堆按中子能量分类:热中子堆、中能中子堆、快中子堆以压水堆为热源的核电站称为压水堆核电站主要有核岛和常规岛核岛的四大部件为蒸汽发生器、稳压器、主泵、堆芯五种重要堆型压水堆沸水堆重水堆高温气冷堆钠冷快中子增值堆水作为冷却剂慢化剂的优缺点:轻水作为冷却剂缺点是沸点低,优点具有优良热传输性能,且价格便宜。

描述反应堆性能的参数反应堆热功率[MWh]:反应堆堆芯内生产的总热量电厂功率输出[MWe]:电厂生产的净电功率电厂净效率[%]:电厂电功率输出/反应堆热功率容量因子[%]:某时间间隔内生产的总能量/[(电厂额定功率)×该时间间隔]功率密度[MW/m3]:单位体积堆芯所产生的热功率线功率密度[kW/m]:单位长度燃料元件内产生的热功率比功率[kW/kg]:反应堆热功率/可裂变物质初始总装量燃料总装量[kg]:堆芯内燃料总质量燃料富集度[%]:易裂变物质总质量/易裂变物质和可转换物质总质量比燃耗[MWd/t]:堆芯工作期间生产的总能量/可裂变物质总质量本章主要内容1.压水堆的主要特征2 沸水堆和重水堆的主要特征3 热工水力学分析的目的与任务(这个可以忽略)第二章(本章可以覆盖部分计算题)热力学第一定律:热力系内物质的能量可以传递,其形式可以转换,在转换和传递过程中总能量保持不变。

热力学第二定律(永动机不可能制成):不可能将热从低温物体传至高温物体而不引起其它变化;不可能从单一热源取热,并使之完全转变为有用功而不产生其它影响;不可逆热力过程中的熵的微增量总是大于零。

最基本的状态参数:压力(压强Pa,atm,bar,at)比体积(m3/kg)温度内能:系统内部一切微观粒子的一切运动形式所具有的能量总和,U焓:热力学中表示物质系统一个状态参数–H,数值上等于系统内能加上压强与体积的乘积。

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课程设计报告( 2013 -- 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:核学院班级:核电1101班学号:1111440113学生:漆圣培指导教师:向斌设计周数:一周成绩:日期:2014 年06 月29 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)2.2 已知压水反应堆的热功率3500tN Mw=;燃料元件包壳外径9.5csd mm=,包壳径8.6cid mm=,芯块直径8.19ud mm=;燃料组件采用17x17正方形排列,共157组燃料组件;每个组件有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=13mm,组件间水隙1wmmδ=。

系统工作压力p=15.51MPa,冷却剂平均温度305Rt C=︒,堆芯冷却剂平均温升27.4t C∆=︒;冷却剂旁流系数6%ζ=;冷却剂设计总流量14314Kg/s,2.55qF=,1.65NHF∆=;DNBR=1.3;又设燃料元件释热份额占总释热量的97.4%;堆芯高度取L=4.2672 m;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0.00547(1.832)13.8[/()]c csk t W m C=++︒。

试用单通道模型求燃料元件中心温度。

三.设计正文冷却剂有效流量焓升工程热管因子取1.085(未计入交混因子)1)确定燃料元件的实际最大热流密度m axq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,故实际的m axq值由热点处的DNBq值除以DNBR而得。

堆芯燃料棒数目41448)1241717(157=--⨯⨯=N平均热流密度2max/65.155.2646.0mMWFqqq=⨯==--2max/14.23.165.1mMWDNBRqqDNB=⨯==--2)确定燃料元件表面平均热流密度3)堆芯等效直径式中T为正方形组件每边边长(m)。

因为组件无盒壁,组件间水隙,相邻组件的燃料元件棒中心距为,故得236/646.0414482672.4105.9%4.97103500mMWLNdFNqcsut=⨯⨯⨯⨯⨯⨯==--ππ将带入到中,得4)热管版高度处水的比焓堆芯平均管焓升堆芯热管最大焓升假设冷却剂温度变化是线性的,则借助水和蒸汽计算程序,查得当,p=15.51MPa时,故借助水和蒸汽计算程序,在工作压力下5)热管半高处冷却剂流速热管冷却剂流速(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,则式中:为堆芯燃料元件周围的冷却剂总有效流通截面积();为冷却剂平均温度下的比容();借助水和蒸汽计算程序,可得时,比容。

应由两部分组成:一部分是组件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。

因此有式中为组件间的水隙宽度为0.001mm。

于是6)计算热管半高度处燃料元件表面与冷却剂间的对流换热系数h式中为一个燃料元件栅元中冷却剂通道的当量直径(m),热工参数,在给定的热工参数下,运动粘度,而在给定的热工参数下,水的热导率故7)计算燃料元件表面最高温度式中:为冷却剂的饱和温度(),时,对应饱和温度为由于,故8)燃料元件包壳表面最高温度式中:为包壳厚度(m),为包壳材料导热率,近似认为燃料元件表面最高温度和表面最高温度都发生在元件半高度处因而故得9)燃料芯块表面最高温度式中是包壳与芯块间的气隙等效传热系数,这里取,则于是10)查课本表3-7得查课本表3-7可得四、课程设计总结或结论堆芯部的燃料元件的温度设计终于完成了,经历了很多,也学到了很多。

首先,经过此次的课程设计,掌握了核反应堆堆工设计的基本设计步骤,并在设计中对上课时所学的积分热导率,反应堆和工程热管热点因子等知识从了解到熟练运用;其次学会了office软件中公式编辑器的使用,可以对较难的公式进行编辑,快捷美观;另外,温习了以前学习的MALAB的编程知识,在编程的过程和编程的能力有一定的提升。

尤其在matlab 编程过程中,反复修改程序容,再次体会细心的重要性,感叹编程的不容易。

理论与实践的结合是实践环节的核心,热工作为一名核电学子不但要学,更是要学好的专业课,所以在本次的课程设计,不仅学会了课程的知识,而且也学会了使用自己学过的学习工具应用与本门课程,希望在学习过程中各门课也多把学科之间的学习工具应用于其中,更快更好地学习好相关的课程!!附录(设计流程图、程序、表格、数据等)Nt=input('请输入堆芯功率MW:');d1=input('请输入燃料元件包壳外径mm:');d2=input('请输入燃料元件包壳径mm:');du=input('请输入燃料元件芯块直径mm:');n1=input('请输入燃料组件边长排列数:');n2=input('请输入燃料组件数目:');x1=input('请输入水隙宽度mm:');x2=input('请输入燃料元件栅距mm:');p0=input('请输入压强MPa:');t0=input('请输入冷却剂平均温度:');dt=input('请输入堆芯冷却剂温升:');w0=input('请输入冷却剂旁流系数(%):');w1=input('请输入堆芯体积流量kg/s:');fq=input('请输入热流密度热点因子:');fh=input('请输入焓升热管因子:');fu=input('燃料元件的释热量占堆总热功率的份额(%):'); DNBR=input('请输入最小热流密度(DNBR):');L=input('请输入燃料原件高度m:');dcs=d1/1000;dci=d2/1000;xw=x1/1000;xp=x2/1000;%确定燃料元件的实际最大热流密度N=157*(17*17-25)q= Nt*fu/(3.14*dcs*L*N)qmax=q*fq%确定燃料元件表面平均热流密度q1=q*pi*dcs;q1max=q1*fq;%堆芯等效直径T=n1*xp+xw;Def=sqrt(121*(T^2)/(pi/4));%热管版高度处水的比焓hf=1266.97e3+0.5*(Nt*1e6*fh*1.085)/(w1*(1-w0/100));tl=323.21;at=n2*264*(xp^2-pi/4*(dcs)^2)+n2*4*n1*xp*xw;v=(w1*(1-w0/100))*1.3764e-3/at;%计算热管半高度处燃料元件表面与冷却剂间的对流换热系数De=4*(xp^2-pi/4*dcs)/(pi*dcs);Re=v*De/0.1179e-6;Nu=0.023*Re^0.8*(0.9718)^0.4;hl=Nu*0.514/De;%计算燃料元件表面最高温度ol=q*fq/hl;ojl=345+25*(qmax/1e6)^0.25*exp(-p0/6.2)-tl; if ol<=ojltcs=tl+ol;elsetcs=tl+ojl;end%燃料元件包壳表面最高温度xc=(dcs-dci)/2;kc=0.00547*(1.8*tcs+32)+13.8;oc=q1*fq*xc/(kc*pi*(dcs+dci)/2);tci=tcs+oc;%燃料芯块表面最高温度hg=5678;og=q1*fq/(hg*pi*(dci+dcs)/2);tu=tci+og;%计算燃料芯块的中心最高温度ou=q1*fq/(4*pi)*0.01;t=sym('t');ku=38.24/(t+402.55)+4.788e-13*(t+273.15)^3; fto=double(int(ku,t,0,tu)+ou);q=int(ku);p=q-subs(q,0);to=solve(p-fto);if double(to)>=2200disp('错误');elsedisp('燃料芯块的中心最高温度t(o,max)='); disp(to);end。

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