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 学生姓名：蒋佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周
成 绩：
日期：2014 年 6 月 19 日
课程 热工课程设计报告
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；
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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） 自下而上控制体 归一化功率分布?(z) 1 0.80 2 1.50 3 0.70 表一 某压水反应堆的热工参数 参数名称 系统压力P 堆芯输出热功率Nt 冷却剂总流量W 反应堆进口温度fin 反应堆出口温度fout 堆芯高度L 燃料组件数m 燃料组件形式n0 x n0 每个组件燃料棒数n 燃料包壳外径dcs 燃料包壳内径dci 燃料包壳厚度δc 参考值 15.5MPa 2895MW 32100t/h*3 288℃ 3.66m 121 17 x 17 265 9.5mm 8.60mm 0.57mm 2
参数范围 14.5-16 <4000 265-295 310-330 3.5-4 82,152,172等 9-11mm 8-9mm 0.5-0.9mm 说明 进、出口温度、流量、功率耦合，由3个量可推出另外一个 根据功率计算 需要除去控制棒和中子通量管 三者耦合 课程 热工课程设计报告
燃料芯块直径du 燃料棒间距（栅距）s 两个组件间的水隙δ UO2芯块密度旁流系数? ?UO2 8.19mm 12.6mm 0.8mm 95%理论密度 5% 8-9mm 12-14mm 0.5-1mm 90-99% 4-7% 96-98% 1.2-1.6 1.5-2.0 核热点因子由前3者乘积可以推出 燃料元件发热占总发热的份额97.4% Fa 1.35 NFR径向热管因子 NFZ轴向热管因子 1.528 1.11 NFL局部峰核热管因子 热流量核热点因子2.29 FqN?FRNFZNFLN FqE热流量工程热点因子 1.03 1.03-1.09 1.05-1.16 1.085 EF焓升工程热管因子?H（未计入交混因子） EF?交混因子H*m NNF?F?HR焓升核热管因子 0.95 1.35 0.75 1.0 1.05 1.35-1.8 堆芯入口局部阻力系数Kin 堆芯出口局部阻力系数Kout 堆芯定位隔架局部阻力系数Kgr 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。
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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）
tf,out?tf,in
Fa.Nt?W.(1??).Cp ℃
1tf?(tf,in?tf,out)Cp按流体平均温度2以及压力由表中查得。
1.2燃料表面平均热流密度q
q?Fa.Nt/F总 W/m2
式中F总为堆芯燃料棒的总传热面积
cs 总 m2
燃料棒表面最大热流密度qmax
F=mn.?.d.L.
qmax?q.FNq.FE q w/m2
燃料棒平均线功率ql
ql?q.?d.csL.?q.?.dcsL W/m
ql,max
燃料棒最大线功率
NEql,ma?q.F.Fxlqq w/m
1.3平均管的情况
平均管的流速V
V?
WefAf.?f?W(1??)Af.?f m/s
式中，堆芯内总流通面积
???2?2??Af?m.(n0.n0)?p?dcs??m?4(n0.s)??4?2? ??
n0为燃料组件内正方形排列时的每一排（列）的燃料元件数
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核反应堆热工分析课程设计报告书详细过程版本
