反应堆热工课程设计总结范文

1 / 58 反应堆热工课程设计总结范文 课程设计报告 ( 20 13 - 2016 年度第 二 学期 ) 名 称： 核反应堆热工分析课程设计 题 院 系：核科学与工程学院 班 级： 实践核 1101 班 学 号： 指导教师：王胜飞 设计 周数： 1周 成 绩： 日期： 2016 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2 / 58 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： 根据所设计堆的用途和特殊要求选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； 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； 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； 二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； 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3 / 58 中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： 燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； 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； 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可以估算堆芯的总功率，而热通道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； 4 / 58 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、热通道、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，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； 1 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 %； 4计算机绘图； 5 / 58 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 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 某压水反应堆的热工参数 2 通过计算，得出： 6 / 58 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、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。 3 三、 设计正文 1.计算过程 堆芯流体出口温度 tf,out?tf,in ? W.(1?).Cp 7 / 58 1 tf?(tf,in?tf,out) Cp按流体平均温度 2 以及压力由表中查得。 燃料表面平均热流密度 q q?/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.?. 8 / 58 qmax? q w/m2 燃料棒平均线功率 ql ql? q.? ?q.?.dcs L W/m ql,max 燃料棒最大线功率 NE ql,ma? 9 / 58 w/m 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.()?p?dcs?m?4()? 10 / 58 4?2? ? n0为燃料组件内正方形排列时的每一排的燃料元件数 4 核反应堆热工分析 课程设计 学 生：杨伟 学 号： 20164271 指导教师：陈德奇 专 业：核工程与核技术 完成时间 :2016 年 7月 5 日 重庆大学动力工程学院 二 O 一二年六月 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。包括了解平均通道、热通道、热点等在反应堆热工设计中的应用； 11 / 58 (3) 掌握堆芯焓场的计算并求出体现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t0 及其最高温度 t0,max，包壳表面温度 tcs 及其最高温度tcs,max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，最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； (5) 通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； (6) 掌握压降的计算； (7) 掌握单相及沸腾时的传热计算。 某压水堆的冷却 剂和慢化剂都是水，用 UO2作燃料，用 Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，采用正方形排列。已知参数如表 1所示： 将堆芯自下而上分为 6个控制体，其轴向归一化功率分布如表 2 所示： 表 2： 12 / 58 堆芯归一化功率分布 3 计算过程及结果分析 流体堆芯 出口温度 (平均管 ) t ? Fa*Nt W*Cp*(1?) 按下流体平均温度 =(tf,out + tf,in)/2 查表得。 假设出口温度为 320，则 =/2=，差得 ?t ? 13 / 58 ?3016000 *? 68500*(1?) =/Kg。 由于 |320 -| 燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 14 / 58 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 = = W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得： = 15 / 58 = = = = = = = /= W/ W/m = = W/m 16 / 58 平均管的情况 平均管的流速 式中，堆芯内总流通面积 = ( ) 为燃料组件内正方形排列时的每一排的燃料元件数。 由压力以及流体的平均温度查表得到：根据以上公式，查表有： 17 / 58 = ( ) = =15717*17*(*/4)+(4*17*/2) = 南京工程学院 课程设计报告 设计题目 某压水核反应堆热工水力设计 课 程 名 称 系 部 能源与动力工程学院 专 业 热能与动力工程 班 级 核电集控 081 18 / 58 学 号 1111111 姓 名 qq 起 止 日 期 指 导 教 师 22222 日期 2016 年 7 月 6日 目录 一、 设计任务 二、 课程设计目的 三、 计算过程及分析 四、 程序 1 程序设计框图 2 代码说明书 五、 课程设计总结 19 / 58 六、 参考资料 七、 代码 一、设计任务 某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用锆 -4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数： 系统压力 16MPa 堆芯输出功率 1840MW 冷却剂总流量 32600t/h 反应堆进口温度 288 堆芯高度 燃料组件数 121 燃料组件形式 17 每个组件燃料棒数 265 20 / 58 燃料包壳直径 燃料包壳内径 燃料包壳厚度 燃料芯块直径 燃料棒间距 芯块密度 95% 旁流系数 5% 燃料元件发热占总发热的份额 径向核热管因子 轴向核热管因子 局部峰核热管因子 交混因子 热流量工程热点因子 焓升工程热管因子 21 / 58 堆芯入口局部阻力系数 堆芯出口局部阻力系数 堆芯定位隔架局部阻力系数 燃料元件中心最高温度不超过 17 理论密度 % 2200 若将堆芯自上而下划分为 6个控制体，则其轴向归一化功率分布如下表： 堆芯轴向归一化功率分布 通过计算，得出 1. 堆芯出口温度； 2. 燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最22 / 58 大线功率； 3. 热管的焓，包壳表面温度，芯块中心温度随轴向大的分布； 4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度； 5. DNBR在轴向的变化； 6. 计算堆芯压降； 二、课程设计的目的 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。包括了解平均通道，热通道 ,热点等在反应堆热工水力设计中的作用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数；烧毁比 DNBR,最小烧毁比 MDNBR,燃料元件中心最高温度t0 及其最高温度 t0,max,包壳表面温度 tcs 及其最高温度tcs,max等； 23 / 58 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、通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； 6、掌握压降的计 算； 7、掌握单项及沸腾时的传热计算。 三、计算过程及过程 目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有： 燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。 目前，压水堆大多采用 UO2作为燃料。二氧化铀的熔点约为2805 15 ，经辐照后，其熔 点会有所降低。燃耗每增加104 兆瓦 日 /吨铀，其熔点下降 32 。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至 2650 左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在 2200 2450 之间。 24 / 58 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。 通常用临界热流密度比 DNBR 来定量地表示这个限制条件 。DNBR 是根据堆内某处燃料元件周围的冷却剂状态使用专门的计算公式而得到的临界热流密度与该处燃料元件表面的实际热流密度的比值。 DNBR 随堆芯通道的长度是变化的，在整个堆芯内， DNBR 的最小值称为最小 DNBR，用 MDNBR 或DNBRmin 表示。为了确保燃料元件不烧毁，当计算的最大热功率下， MDNBR 不应低于某一规定值。如果计算热流密度的公式没有误差，则当 MDNBR=1 时，表示燃料元件表面要发生沸腾临界。若该公式存在误差，则 MDNBR 就要大于 1。例如，W-3 公式的误差为 23%，所以当使用 W-3 公式计算 DNBR 时，就要求 MDNBR 。 必须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的冷却剂以排出堆芯余热。 在稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率下，不发生流动不稳定性。 对于压水堆，只要在堆芯最热通道出口附近冷却剂中的含气25 / 58 量不大于某一数值，就不会发生流动不稳定性。在反应堆内，即使燃料元件的形状、尺寸、密度和裂变物质的浓缩度都相同，堆芯内的中子通量分布也是不均匀的，再加上堆芯内存在控制棒，水隙、空泡及反射层的影响，中子通量的分布更是不均匀的。从而，堆芯内的热功率分布也是不均匀的。而燃料元件在加工、安装及运行中的各类工程因素也能造成实际值与设计值之间产生偏差。为了表示有关的热工参数的最大值偏离平均值的程度，引入了热管因子的概念。分 两类：核热管因子和工程热管因子。 本计算根据核反应堆热工分析课程设计指导书中的计算提示，采用简单 课程设计报告 ( 2016 - 2016 年度第 二 学期 ) 名 称： 核反应堆热工分析课程设计 题 目： 院 系： 核科学与工程学院学院 班 级： 核电 1004班 学 号： 学生姓名： 指导教师： 曹琼 设计周数： 一周 26 / 58 成 绩： 日期： 2016 年 7 月 5 日 一、课程设计的目的与要求 课程设计的主要目的：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。 课程设计的基本要求：在堆型和为进行热工设计所必需的条件已经确定的前提下，利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计，并对热工设计准则进行验证。 二、设计正文 已知压水反应堆的热功率 Nt ?2895Mw；燃料元件包壳外径 dcs?，包壳内径 27 / 58 dci?，芯块直径 du?；燃料组件采用 17x17 正方形排列，共157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 ,组件间水隙 ?w?1mm。系统工作压力 p，冷却剂平均温度tR?310?C，堆芯冷却剂平均温升 ?t?C；冷却剂旁流系数 ?%；冷却剂设计总流量71370m/h； DNBR=;又设燃料元件 3 内释热份额占总释热量的 %；堆芯高度取 L 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 kc?(?32)?W/(m?C)。试用单通道模型求燃料元件中心温度。 (大亚湾 ) 28 / 58 解： 由题意知堆芯冷却剂有效流量 Wef?Wt?(1?)? 71370 由于是单通 ?(1?%)?， 3600 NN 道模型，因此热点位于热管内，取焓升核热管因子 F?H=，热管轴向归一化功率分布的最大值 FZ=， NNN 热流密度工程热点因子 Fq=，焓升工程热管因子 F?H=，热流密度核热点因子Fq=F?HFZ= ，热流密度热点因子 Fq=F?HFZF?H= 。 E EE 由 P=查课本附录表得 ?， cp?K 3 29 / 58 三、各处参数计算 1、计算最大热流密度 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 qmax值由热点处的 qDNB值除以 DNBR 而得。根据给定的热工参数，参照相近的堆设计中所用的 qDNB值或 堆外实验所得的 qDNB数据，暂取 qDNB为 /m,并取 DNBR 的值为，则： 2 qmax? ?/m2。 30 / 58 2、确定燃料元件表面平均热流密度 q q? ? NENNE ? q1,max q1?q?dcs? ?q1FqNFqE? 3、求堆芯等效直径 Def Def= 式中： T 为正方形组件每边长 m。 157T2/4 31 / 58 设燃料组件无盒壁，考虑到装卸料的要求，组件间的水 隙取为，即相邻组件的燃料棒中心距 为 T=(1710?3+210?3)= 2 2 2 将 T 代入式中得 Def 2 Def= 4、求热管半高处水的焓值 h(2 冷却剂的焓值是温度和压强的函数，假设焓值按冷却剂温度和压强是线性变化的，则32 / 58 =?C， p时； 查表并计算得 hf,in=1300kJ/kg，则得到半高度处的焓值为 N ?hmaxNtF?EL2895?106?H h()?hf,in?1300?1300?2?1000 L 由工作压力的焓温转换关系得 tf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 V? Wef 33 / 58 ?f?At 式中： At 为堆芯燃料元件周 围的冷却剂总有效流通面积，单位为 m2， ?f 为冷却剂平均温度下的密度，单位为 m。 At应由两部分组成：一部分是组件内燃料元件棒之间冷却剂的流通面积；另一部 3 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 At?NP2? 式中 为组件的水隙宽度。 ? 4 34 / 58 2dcs?n4?17P? At?157?264?(?10?3)2? 于是 ? 4 ?()2+157?4?17?10?3?= V? Wef ?f?At = ? 35 / 58 6、计算热管半高处燃料元件表面与冷却剂间的对流放热系数 h VDeL Re()? 2? 其中 De为当量直径 4P2?De? ? 2 dcs 4? 36 / 58 ? ?dcs ?6 ? ? ? 在给定的热工参数下： ?10Pa?s， Pr= 所以 ? Re()?557645 2?10?6? Nu=?= 37 / 58 2l 在所给的条件下，水的热导 ?C，则 ? LNu?()?(m2?C) 7、计算燃料元件表面的最高温度 tcs,max tcs,max =tf+?f() 22 LLL ? , 当 ? ? fff,jL?f = LLL?f,j , 当 ?f ， j ?106 ?f()?C 38 / 58 ()2 ?P?f ， j =ts+25-=345+25 ?exp()t()exp()-= ，f662 L 由此知得 ?f,j()?f() 故 tcs,max=tf 2 +? L f， j 2 =+= L ? L 39 / 58 2L2 8、求燃料元件包壳内表面最大温度 tci,max tci,max=tcs,max+?c L L?c()? 2 q1FqNFqE?c dcs?dci ?c?() 2 包壳厚度 ?c? 40 / 58 dcs? ?10?3m 22 ?c=+W/(m) ?c=+=+=/(m) 因而 L ?c()? 2 q1FqNFqE?106?10?3? ?C d? 41 / 58 ?c?(cs) 2?10002 故得 tci,max?C 9、燃料芯块表面最高温度 tu,max tu,max=tci,max+?g(2) L L ?g()? 2 q1FqNFqE 42 / 58 dcs?du hg?() 2 式中 hg 是包壳与芯块间的气隙等效 传热系数，取hg=5678W/(m2 ?) 课程设计报告 名 称：核反应堆热工分析课程设计 题 院 系： 班 级： 学 号： - 学生姓名： - 指导教师： - 设计周数： 成 绩： 日期： 2016年 6 月 25日 43 / 58 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： 根据所设计堆的用途和特殊要求选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； 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； 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； 二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； 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。 44 / 58 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： 燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； 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； 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可以估算堆芯的总功率，而热通道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，45 / 58 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、热通道、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 ，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。 46 / 58 二、设计任务 已知压水 反应堆的热功率 Nt?1933Mw；燃料元件包壳外径 dcs?，包壳内径 dci?，芯块直径 du?；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 ?w系统工作压力 p，冷却剂平均温度 tR却剂旁流系数 ? ?1mm。 ?C，堆芯冷却剂平均温升 ?t?C；冷 ?6%；冷却剂设计总流量 9194Kg/s， Fq?， F?NH?； DNBR=;又设燃料 元件内释热份额占总释热量的 %；堆芯高度取 L 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47 / 58 率 kc?(?32)?W/(m?C)。试用单通道模型求燃料元件中心温度。 三、设计正文 1.基本参数的确定： 根据冷却剂的平均温度 tR ?C，堆芯冷却剂平均温升 ?t?C知： tf,in?tf,ex 2 tR= ?t=tf,in+tf,ex= 求得出口温度为 tf,ex= ，入口温度为 tf,in= 。 系统工作压力 p，入口比焓为 hf,in=/kg,冷却剂平均温度tR 3 48 / 58 比容 vs=/kg,密度 ?C条件下， ?s=1/vs=/m3,动力粘度 ?*10?6m2/s，普朗克数 pr?,热导率 ?*10-3w/(m?C)。 2.计算最大热流密度 堆芯燃料棒数目： N=145*(17*17-20-1)=38280 NtFu1933?106?%q?/m2 ?3 ?dcsLN?10?38280 平均