热工分析课程设计.doc

课程设计报告( 2016 - 2017 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： 核电1403班 学 号： 1141440314 学生姓名： 李铖 指导教师： 王升飞、李向宾 设计周数： 1周 成 绩： 日期：2017年06月23日目 录一、课程设计的目的与要求1二、 设计任务（设计题目）2三、设计正文（详细的计算过程、计算结果及分析）21.基本参数的确定：22.计算最大热流密度33.求堆芯等效直径34.热管半高度处水的比焓：（根据表5-1取)35.热管半高度处冷却剂流速46.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47.计算燃料元件表面的最高温度58.燃料元件包壳内表面最高温度69.燃料芯块表面最高温度610.计算燃料芯块的中心最高温度711.数据检验过程7四、课程设计总结或结论8附录（设计流程图、程序、表格、数据等）9设计流程图9程序设计10 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；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开放题目要求：自拟背景，设置初始参数（参数设置不当可以调整初始参数），划分3-6个控制体（余弦变化），计算机绘图，包括燃料包壳、芯块沿轴向温度、DNBR；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、流程图及程序说明一份；3、答辩。2、 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P13.6mm,组件间水隙。系统工作压力p14.5MPa，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71370m3/h；DNBR=2.08;又设燃料元件内释热份额占总释热量的97.4%；堆芯高度取L3.66 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。(大亚湾)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，堆芯内冷却剂平均温升知： =310 =-=31.6 （1）求得出口温度为=325.8，入口温度为= 294.2。 系统工作压力p14.5MPa，入口比焓为=1284.6kJ/kg,冷却剂平均温度条件下，比容=0.0014236m/kg,密度=1/=702.44kg/m,动力粘度，普朗克数,热导率。2.计算最大热流密度堆芯燃料棒数目：N=157*(17*17-24-1)=41448 （2）平均热流密度为 （3）假设=2.80，则燃料元件最大热流密度： =1.35热点因子：线功率：3.求堆芯等效直径 (5)式中为正方形组件每边长，单位：。因组件无盒壁，但考虑到装卸料的要求，组件间的水隙为 ，即相邻组件的燃料元件棒中心距为，故得将代入式中，得4.热管半高度处水的比焓：（根据表5-1取)由工作压力下的焓温转换关系得5.热管半高度处冷却剂流速取热管半高度处冷却剂流速近似等于平均管半高处的流速，即式中：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密度 （）。包括两部分：一部分是组件内燃料元件棒之间冷却剂的流通截面积；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组件最外面一排燃料组件用的，所以它也属于有效冷却剂流通面积。由此得于是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式中为一个燃料元件栅元中冷却剂通道的当量直径（），冷却剂通道的当量直径：当，时查看教材附录-1的饱和水的热物性，由双线性插值法得 则雷诺数根据D-B公式：7.计算燃料元件表面的最高温度因，故所以，燃料元件外表面最高温为8.燃料元件包壳内表面最高温度其中：为包壳厚度（），；为包壳材料热导率式中，因尚未求出，故暂取为，则可得因而故得误差：精度已经符合要求，如果要求更精确，可用值再进行迭代。所以，燃料元件内表面最高温为。9.燃料芯块表面最高温度燃料芯块与包壳的传热过程采用接触间隙导热模型式中是包壳与芯块间的气隙等效传热系数，这里取，则于是所以，二氧化铀芯块表面最高温度为。10.计算燃料芯块的中心最高温度故得注：查表3-7积分热导率表得各个数值所以，二氧化铀芯块中心最高温度为11.数据检验过程 的迭代修正确定过程中，假设了，求得的误差0.1%，所以认为假设合理。使用公式求解，若还要更加精确再次迭代就可以。四、课程设计总结或结论根据单通道模型计算芯块中心最高温度为，小于其相应燃耗下的熔点。可以提高堆芯功率。且计算之后对数据进行了检验和修改，将误差做到最小。 本次课程设计通过给定反应堆的参数要求，计算堆内燃料芯块的中心温度，是很具有实际功用的，可以用来校核芯快温度，防止堆芯事故。 通过这次课程设计，我对核反应堆热工分析这门课程有了更进一步的理解。在此之前，我只是对该门课程中所涉及的概念及公式有一些简单认识，而经过本次的课设，让我掌握如何将其运用到实际的反应堆计算之中。为了本次课程设计能够更好地完成，我再次认真学习了核反应堆热工分析这门课。在设计中涉及到了圆柱燃料元件及包壳的导热计算，燃料元件，包壳及冷却剂的热物性计算，包壳与燃料元件之间的间隙传热，闭式通道的流量分配，热管因子和热点因子，积分热导率等多个知识点，这让我对这些知识点又能重新认识。除了理论知识的学习外，我加强了实践的经验，比如对书本公式的综合运用，对计算机软件的使用。在设计中，将理论运用于实践，将具体例子转化成物理模型并分块考虑。 课程设计对我们而言不仅仅是一门专业课，更是一次机会使我们将课上所学的知识通过实践来与运用相结合，让我们在课设的过程之中进行思考，更加深入的理解所学知识点。通过本次设计，我学习到了将理论和实践结合的方法，这种方法无论是在今后的学习生活中，亦或是工作中都会给我带来很大的帮助。附录（设计流程图、程序、表格、数据等）设计流程图开始读输入参数计算有关参数半高处冷却剂温度包壳外表面温度包壳内表面温度芯块表面温度芯块中心温度停机程序设计%参数Nt=2820000000;hi=0.0012;e=10;Dcs=0.0098;Dci=0.00836;Du=0.00819;pi=3.14;w=0.001;p1=0.0136;P=14.5;tR=310;dt=31.6;c=0.045;Wt=19825;Fq=2.29;Fhn=1.65;Fhe=1.08;DNBR=2.08;Qu=0.974;L=3.66;%元件棒根数N=157*(17*17-24-1);%热流密度q=Nt*Qu/(pi*Dcs*L*N);qmax=q*Fq;ql=q*pi*Dcs;qlmax=ql*Fq;%堆芯等效直径T2=(17*p1+hi)2;Def=sqrt(157*T2/(pi/4);%进出口温度tin,tex=solve(tex-tin=31.6,(tex+tin)/2=310);%堆芯半高处比焓Wef=Wt*(1-c);Hhalf=(Nt*Fhn*Fhe)/(2*Wef)+1284.6;H1=(1373.2-1374.5)*0.5+1374.5;H2=(1402.4-1404.3)*0.5+1404.3;thalf=326.3%半高处流速v=0.0014236;At=N*(p12-pi*Dcs2/4)+157*(4*17*p1*hi);V=Wef*v/At;%对流换热系数De=4*(p12-pi*Dcs2/4)/(Dcs*pi);u=82.7*e-6;k=0.54;Re=V*De/(u*v);Nu=0.023*Re0.8*0.930.4;h=Nu*k/De;%包壳外表面最高温度dtf1=qmax/h;dtf2=345+25*(qmax/1000000)0.25*exp(-P/6.2)-thalf;if dtf11e-3 tc=tco;Kc=0.00547*(1.8*tc+32)