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（核电） 班 级 核电集控081 学 号 1111111 姓 名 qq 起 止 日 期 2011.6.27～2011.7.8 指 导 教 师 22222

日期 2011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 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 3.8m 燃料组件数 121 燃料组件形式 17每个组件燃料棒数 265 燃料包壳直径 9.6mm 燃料包壳内径 8.5mm 燃料包壳厚度 0.55mm 燃料芯块直径 8.35mm 燃料棒间距（栅距） 12.5mm 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 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 焓升工程热管因子 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℃ ×17 理论密度 ℃

97.4% 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（轴向等分6个控制体）

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（平均管），热通道（热管）,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；

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：

（1）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。

（2）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≥ 1.3。

（3）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。

（4）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 …… 此处隐藏：6348字，全部文档内容请下载后查看。喜欢就下载吧 ……