核反应堆热工分析课程设计.doc

. . 课程设计报告 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： ---------- 学 号： --------- 学生姓名： ----------- 指导教师： -------- 设计周数： -------- 成 绩： 日期：2014年 6 月 25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。 课程设计的考核方式： 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） 已知压水反应堆的热功率；燃料元件包壳外径，包壳内径，芯块直径；燃料组件采用17x17正方形排列，共145组燃料组件；每个组件内有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。系统工作压力p＝15.51MPa，冷却剂平均温度，堆芯冷却剂平均温升；冷却剂旁流系数；冷却剂设计总流量9194Kg/s，，；DNBR=1.23;又设燃料元件内释热份额占总释热量的97.4%；堆芯高度取L＝3.6576 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。试用单通道模型求燃料元件中心温度。 三、设计正文（详细的计算过程、计算结果及分析） 1.基本参数的确定： 根据冷却剂的平均温度，堆芯冷却剂平均温升知： ==300.3℃ =+=24.3℃ （1） 求得出口温度为=312.45℃，入口温度为=288.15℃。 系统工作压力p＝15.51MPa，入口比焓为=1274.49kJ/kg,冷却剂平均温度条件下，比