压水堆堆芯稳态热工设计说明书

压水堆堆芯稳态热工设计 说明书 一 课程设计的目的 通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析 。 二课程设计的任务 以 100、 60 万、 30 万千瓦压水堆为设计对象，要求在热工设计准则的约束下，利用单通道模型进行下列工作： 1确定出核电厂有关热工参数（热功率、堆内冷却剂的工作压力、温度和流量等） 2确定出燃料元件参数（栅格排列方式、栅距、芯块直径、包壳直径、元件数、堆芯直径、堆芯高度等） 3根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算 1）计算平均通道冷却剂的质量流密度 2）计算平均通道冷却剂的焓场 3）计算平均通道的各类压降 4）计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度 5）计算热管的冷却剂焓场（实际上就是计算确定热点因子和焓升热通道因子） 6）计算最小 ） 计算燃料元件的温度 三热工设计的作用 热工设计在整个反应堆设计过程中，起主导作用和桥梁作用 四热工设计的方法 单通道模型： 是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。用单通道模型编制的计算机程序在设计时通常采用二根通道：一根为名义通道，它的所有参数均为名义值，另一根为热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。通道之间不考虑质量、能量和动量交换，最多只能考虑热通道中因阻力增大而使其流量再分配和因交混效应而使热通道中冷却剂焓值下降两种机理。 五原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析 1、商定有关热工参数 反应堆输出的热功率 已知：核电厂电功率 :900电厂效率：压水堆核电厂毛效率（发电效率） 水堆核电厂净效率（供电效率）（扣除厂用电） 核电厂总效率 自反应堆热工设计手册编写：周全福） 700 2、确定燃料元件参数 燃料元件的传热面积 S 燃料内释热量占堆芯总发热量的份额 (在大型压水堆设计中通常取 %根据大亚湾 900，燃料元件表面平均热流密度取 （核动力装置热力分析彭敏俊，附录 12) 22 1 4/ 7 0 0 NS 3、计算平均通道的质量流速 )4()1(22 ，旁通系数 热工水力参数的名义值和设计中 的取值 参数名 恰希玛核电站 大亚湾核电站 名义值 偏差 取值 名义值 偏差 取值 冷却剂流量 (m3/h) 33600 32200 71370 68520 堆芯功率份额 () 1 3% 2% 却剂平均温度 (C) 302 3 305 310 统压力 (通流量 (%) 是湍流区。 故判定冷却剂在通道中处于湍流区 0 1 1 9 0*3 1 6 1 6 f 2223 . 6 6 1 3 . 6 6 3 3 4 2 . 2 10 . 0 1 1 9 1 * * 0 . 0 1 1 9 1 * * 2 7 4 1 02 0 . 0 1 2 6 2 0 . 0 1 2 6 2 7 0 4 . 9 5 8 6mF f p 4）形阻压降 由于是等截面直通道故形阻压降为 0 平均通道的压降： 7 2 32 7 4 1 6 92 5 5 4 40, 6、计算热管的有效驱动压头 , )( kf,h 为热管摩擦压降的下腔室修正因子 ka,h 为热管各形阻压降及加速压降的下腔室修正因子 ( 2 ) 2, , , , ,( 1 ) ( 1 ) Nd h F m A m S m E mp p p p p ,已经由第六步求出，由于是等截面直通道, 0为由于下腔室流量分配不均匀而使热通道流量减少的百分数，则 , m i n , 3 11 1 . 0 3 ； N 计算： ( 2 ) 2, , , , ,( 2 0 . 2 ) 2( 1 ) ( 1 ) 11( 1 1 ) * 2 7 4 1 0 ( 1 1 ) 1 7 6 9 . 1 4 0 2 5 5 4 41 . 0 3 1 . 0 35 3 2 0 1 . 3 3Nd h F m A m S m E mp p p p 7、计算热管冷却剂的焓场 , m i n , 3 11 1 . 0 3 可以得到 , m 3 11 W 是平均通道冷却剂流量，因为热管和平均管流通面积相同，所以 =s 查得同类型反应堆的 = o 6 6s i )(022220222206 1,f 焓场分布图如下 8、最小临界热流密度比 算方法 ：有了热通道内的冷却剂质量流速及焓场 )(,f zH h，就可计算热通道的临界热流 密 度 )(并 根 据 实 际 热 流 密 度 )()( ， 根 据 公 式 )()()( , B B ，计算热通道轴向燃料元件表面的临界热流密度比 最小临界热流密度比 而确定是否满足反应堆热工设计准则的要求。 计算过程： 经验证，符合 W 3 公式的适用范围。 B ,100 . 3 4 10 . 8 2 5 8124e x 0 . 8 6 9 1 5 71 . 0 3 x W/ p 冷却剂工作压力， P=z 处的热力学平衡含汽率； o G 冷却剂质量流速， =s m；J/kg；kg 芯入口处冷却剂的焓， J/kg。 336 B ,10* 3 4 10 . 8 2 5 24ex 0 . 8 6 9 1 5 71 . 0 3 7103600* 10*出22 /)(996216/)()( ( ) s 2,/)(9 9 6 2 16)()()()( R B 用 图得 布图如下： z=，得到最小 合设计准则的要求。 9、热通道内燃料元件温度场 在热通道内燃料元件温度场的确定中，将燃料元件高度方向的原点设置在元件中心，即Z 的范围是（ m。 冷却剂的温升：()(, hW ， zQ 0 8, 冷却剂入口温度是 )./( 沿燃料元件轴向分布的冷却剂温度场： o s*(o 冷却剂 zh ( )()()( 510* )./(p ，定性温度 = 动力粘度 = m*s）， K= m），算出普朗特数 纵向流过平行棒束， P=d= ，对于正方形栅格： C = *4 7 0 0 0 0* C 定性尺寸 L=u， h=m（w/ 4 8 1. 6 w / 9 1 1 7()0()0()0(22o o s*o s)0()()(包壳：查表得厚 内最小的热导率）（保守取在温度范围， 2 c (水冷动力堆燃料包壳材料：锆合金周汇东编原子能出版社 ) 8 1 810* 9 1 1 7*)0( 3 15*2 8 1 80()0( o o s*o o o s*o s)0()()(采用接触导热模型间隙传热：包壳与燃料芯块之间的目前接触导热模型往往引入一个经验间隙等效传热系数般都采用经验值 5678w/（ ， 0* 8()0( 3 o o s*o o o s*o s)0()()()(4 1燃料芯块： )1 6 9 9(/ 9 82 . 1 6*4 8 1 84 )0(00)0( o o s*o o o s*o s)0()(c o ()()(用 出燃料芯块中心及表面的温度场分布： 燃料芯块中心最高温度 1471，出现在 Z=，即中心偏上的地方。在稳态热工设计中，目前选取的燃料芯块内最高温度限值为 22002450，所以 符合设计准则的要求。 燃料芯块表面最高温度 出现在 Z=，即中心偏上的地方。目前选取的燃料芯块内最高温度限值为 22002450 ，符合设计准则的要求。 芯块中心最高温度点的位置更接近中心位置，这是因为燃料芯块中心温度的数值受温压数值 影响比燃料芯块表面的温压数值 大。 六设计分析 利用单通道模型对 900水堆进行稳态热工设计，经过计算分析，在所选的设计参数下，燃料芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度，低于 2200，为运行过程中可能发生的动态工况留有一定裕量； 燃料元件外表面不会发生沸腾临界， 于规定的允许值 够保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却，在事故工况下能提供足够冷却剂以排出堆芯余热；在稳态和可预计的动态运行过程中，不发生流动不稳定性。因此设计是合理的。 七