反应堆热工课程设计总结范文

1、反应堆热工课程设计总结范文名 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：201 年 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乂 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，耍保证 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

2、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

3、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 执.八、,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，热点是堆芯小温度最高的点，代表堆 芯热量密度最大的点，通过这个点来确定dnbro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

4、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、掌握堆芯恰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；16、掌握单相及沸腾时的传热计算。、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；.独立编制程序 计算；.迭代误差为0. 1%；.计算机绘图；5.设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁；.设计 报告中要附源程序

5、。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：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；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；.包壳表而最高温度，芯块中 心最高温度；.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1. 1堆芯流体出口温度tf, out?tf, infa. nt?w. . cp°c1tf?cp按流体平均温度2以及圧力由表屮查得。1. 2燃料表面平均热流密度qq?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qmaxf=m n. ? d. l.qmax?q. fnq. feqw/m2燃料棒平均线功率qlql?q. ?d. csl.?q. ?. desl w/mql, max燃料棒最大线功率neql, ma?q. f fxlqqw/m1.3平均管的情况平均管的流速vwefaf. ?f9waf.

7、?fm/ s式中，堆芯内总流通而积?2?2?af?m. ?p?dcs?m?4?4?2? ?no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：20094271指导教师： 陈德奇专 业：核工程与核技术 完成时间:2012年7月5 日重庆大学动力工程学院二0二年六月 通过本课程设计，达到以下目的：深入理解压水堆热工设计准则；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；掌握堆芯焙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to及其最高温度to,

8、max,包壳表面温度tcs及其最高温 度 tcs, max 等；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；通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； 掌握压降的计算；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u02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：堆芯归一化功率分布计算过程及结果分析3. 1流体堆芯出口温度tf. out?tf. in?f

9、a*ntw*cp*按15. 5mpa下流体平均温度二/2查表得。假设出口温度为 320,则二/2二306.2,差得 tf. out?t f. in?0.97473016000*3. 6?320. 24668500*5.836*=5. 836kj/kgo由于i 320 -320. 24613.2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:/=648832. 3w/w/m二 w/m3. 3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

10、以及流体的平均温度查表得到：根据以上公式，查表有:二二15717*17*+=4.0256南京工程学院课程设计报告设计题冃某压水核反应堆热工水力设计课程名称能源与动力工程学院专热能与动力工程核电集控081起止日期011.6. 27 2011. 7.2222名qq指导教师口期 011年 月口目录一、设计任务二、课程设计冃的三、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，用错-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184

11、0mw冷却剂总流量oot/h反应堆进口温度88堆芯高度 .8m燃料组件数121燃料组件形式 17每个组件燃料棒数5燃料包壳直径.6mni燃料包壳内径.5mm燃料包壳 厚度 0. 55mm燃料芯块直径 .35mm燃料棒间距 12. 5mm芯块密度5%旁流系数 燃料元件发热占总发热的份额径向核热管因子1.35轴向核热管因子1.53局部峰核热管因子1. 12交混因子 0. 95热流量工程热点因子1.08焙升工程热管因子1.08堆芯入口局部阻力系数0. 75堆芯出口局部阻力系数1.0堆芯定位隔架局部阻力系数1. 05燃料元件中心最高温度不超过°c x 1 理论密度 °c 7. 4%

12、200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，最大线功率；3. 热管的恰，包壳表而温度，芯块中心温度随轴向大 的分布；4. 包壳表面最高温度，芯块屮心最高温度；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、掌握堆芯恰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,

13、燃料元件屮心最高 温度to及其最高温度to, max,包壳表而温度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、掌握单项及沸腾吋的传热计算。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。口前，压水堆大多采用u02作为燃料。二氧化铀的熔 点约为280±15°c,经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每 增加104

14、兆瓦日/吨铀，其熔点下降32°co在通常所达到 的燃耗深度下，熔点将降至2650°c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22002450°c之间。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

15、于某一规定值。如果计算热流密度 的公式没有课差，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-公式的误差为23%,所以当使用w-公式计算dnbr时, 就要求mdnbr三1. 3o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。在稳态额泄工况下，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

16、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淤。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：核热管因了和工程热管因了。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：一周成绩：日期：01年 月口一、课程设计的目的与要求课程设计的主要口的：

17、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?9. 5mm,包壳内径dci?8. 36mm,芯块直径du?8. 19mm；燃料组件釆用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=12. 6mm,组件间水隙?w?lmmo系统工作压力p =

18、 15. 5mpa,冷却剂平均温度 tr?310?c,堆芯冷却剂平均温升?t?34.6?c；冷却剂旁流系数?6. 5%；冷却剂设计总流 量71370m/h； dnbr=2. 08;又设燃料元件3内释热份额占总释热量的97. 4%；堆芯高度取l=3. 6m； 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?0. 00547?13. 8 w/。试用单通道模型求燃料元件中 心温度。解：市题意知堆芯冷却剂有效流量wef?wt?71370由于是单通？18. 536m3s, 3600nn道模型，因此热点位于热管内，取恰升核热管因子

19、f?h=1.75,热管轴向归一化功率分布的最大值fz二1.8, nnn 热流密度工程热点因了 fq=l. 02 ,恰升工程热管因子 f?h=1.06, 热流密度核热点因子fq=f?hfz=1.75xnn1.8=3. 15 ,热流 密度热 点因子 fq=f?hfzf?h=l. 75x 1.8x 1. 02=3. 213。eee由p=15. 5mpa查课本附录表得?0. 0013665mkg,cp?5.816kjkg?k3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而的最小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

20、 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2. 80mw/m, 并取dnbr的值为2. 08,则:2qmax?qdnb2. 80?1. 35mw/m2odnbr2. 082、确定燃料元件表面平均热流密度qq?qmaxqmax1. 35?0. 42mwmnenne1. 75?18?102fqfqfrfzfqql, maxql?q?dcs?0. 42?3. 14?0. 0095?0. 013mwm?qlfqnfqe?0. 013?l. 8?1. 75?1. 02?0. 040mwm3、求堆芯等效直径defdef=式中：t为正方形组件每边长m。157

21、xt2n/4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1.0mm,即相邻组件的燃料棒中心距为t二二0.046m2将t代入式中得def2def二3.043m4、求热管半高处水的恰值 h?hf, in?1300?1300?1497. 95kjkg222wef?2?l8. 5367100 0l由工作压力的恰温转换关系得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?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

22、温度下的密度，单位为mo 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8为组件的水隙宽度0. oolmo942dcs?n4?17p?at?157?264?2?于是94?2+157?4?17?12. 6?10?3?0. 001二3778m2v?wef?f?at18. 536?4. 906s3. 7786、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hvdelre?其中de为当量直径4p2?de?92des40.01

23、262?9?dcs?6?0.0095?0.00952?0.0118m在给定的热工参数下：?75.97?10pa?s, pr=l. 0所以vdel4.906?0.0118re?5576452?75.97?10?6?0.0013665nu=0. 023xre0. 8pro. 4=0. 023?5576450. 8?1. 050. 4=927. 4521在所给的条件下，水的热导?0. 547wm?c,则lnu?927. 45?0. 547h?42992. 74wdeo. 01187、计算燃料元件表面的最高温度tcs, max tcs, max 二tf+?f22lll? 0，当？ & w? 9

24、 fff, jl?0f 二lll? 0 f, j ，当？ 0 f, j qmaxll. 35?106?f?31.40?cl242992.74h2qmaxo. 251. 35?1060. 25?p?15. 5l? 0 f=ts+25-=345+2?exptexp-325. 47=21. 74°c, f6626. 26. 221010l市此知得?f, j?f故tcs, max=tf +? 0lf, j =325. 47+21.74=347. 21cl9l2l28、求燃料元件包壳内表面最大温度tci, maxtci, max二tcs, max+? 0 cll?c?2qlfqnfqe?cdc

25、s?dci?c?2包壳厚度?c?dcs?dci9. 5?8.36?0. 57?10?3m2?c=0. 00547+13. 8w/?c=0. 00547+13. 8=0. 00547+13. 8=17. 39w/ 因而l99c2qlfqnfqe?co 013?106?0.57?10?3?2.35?1.02?36.43?cd?dci9.5?8.3617.39?c?2?10002故得tci, max?347. 21?36. 43?383.64?c9、燃料芯块表面最高温度tu, maxtu, max=tci, max+? 0 gllqqg? o 2qlfqnfqedcs?duhg?2式中hg是包壳与芯

26、块间的气隙等效传热系数，取 hg=5678w/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：2014年h 5 h一、课程设计的口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

27、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耍 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

28、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 执.八、,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；2、深入理解单通道模型的基本概念、基本

29、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、掌握堆芯恰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、掌握单相及沸腾吋的传热计算。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。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?9. 5mm

30、,包壳内径 dci?8. 36mm,芯块直径du?8. 19mm；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 = 15. 51mpa,冷却剂平均温度tr却剂旁流系数？?lmmo?300. 3?c,堆芯冷却剂平均温升?t?24.3?c；冷?6%；冷却剂设计总流量 9194kg/s, fq?2. 6, f?nh? 1. 65；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3. 657m；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

31、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?o. 00547?13.8w/。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?300. 3?c,堆芯冷却剂平均温升?t?24. 3?c知：tf, in?tf, extr=300.3 °c?t=tf, in+tf, ex二24. 3°c求得出口 温度为tf, ex=312. 45°c,入口温度为 tf, in=288. 15°c。系统工作压力p = 15. 51 mpa ,入口比焙为hf, in=1274. 49kj/kg,冷却剂平均温度tr3比容 vs=o. 0013776m/kg,密度?300. 3?c条件下，?s=l/vs二725. 90kg/m3,动力粘度?0. 1218*10?6m2/s, 普朗克数pr?0. 8598,热导率?561. 9127*10-3w/。2.计算最大热流密度堆芯燃料棒数口： n二145*二38280ntful933?106?97. 4%q?0. 45w/m2?3?dcsln?9. 5?10?3. 6576738280 平均热流密度为qmax?qfq?0. 45?2. 6?1. 17mw/m qdnb?qmaxdnbr?l.