反应堆热工分析课程设计

《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O一二年六月1设计目的通过本课程设计，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（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用；(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，燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max，包壳 表 关于同志近三年现实表现材料材料类招标技术评分表图表与交易pdf视力表打印pdf用图表说话 pdf 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（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)掌握单相及沸腾时的传热计算。2设计题目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：表1：序号反应堆主要参数No.31系统压力P15.5MPa2堆芯输出热功率Nt3016MW3冷却剂总流量W68500t/h4反应堆进口温度tfin292.4℃5堆芯高度L3.66m6燃料组件数m1577燃料组件形式n0×n017×178每个组件燃料棒数n2649燃料包壳外径dcs9.5mm10燃料包壳内径dci8.36mm11燃料包壳厚度δc0.57mm12燃料芯块直径du8.19mm13燃料棒间距（栅距）s12.6mm14两个组件间的水隙δ0.8mm152UO芯块密度ρUO295%理论密度16旁流系数ζ5%17燃料元件发热占总发热的份额Fa97.40%18径向核热管因子FRN1.3519轴向核热管因子FZN1.520热流量核热点因子FqN=FRN*FZN2.02521热流量工程热点因子FqE1.0322焓升工程热管因子FΔHE（未计入交混因子）1.14223交混因子FΔHmE0.9524焓升核热管因子FΔHN=FRN1.3525堆芯进口局部阻力系数Kin0.7526堆芯出口局部阻力系数Kout127堆芯定位隔架局部阻力系数Kgr1.05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　自下而上控制休号123456Phi.10.480.981.611.541.010.383计算过程及结果分析3.1流体堆芯出口温度(平均管)按15.5MPa下流体平均温度=(tf,out+tf,in)/2查表得。假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg。由于|320-320.246|<0.5满足条件3.2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：====/=648832.385W/=====W/m==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（列）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：=[()]=157[17*17*(0.0126*0.0126-3.14159*0.0095*0.0095/4)+(4*17*0.0126*0.00057/2)]=4.0256==713.0373895Kg/=3.4为了简化计算，假定热管内的流体流速和平均管的V相同。（实际上，应按照压降相等来求。热管内流体流速要低一些）。则同样，热管四根燃料元件间组成的单元通道内的流量==所以，根据查表一及以上算出的数据可以得出：==-===1.42056t/h3.5热管中的计算（1）热管中的流体温度：自下而上控制休号123456Phi.1(z)0.480.981.611.541.030.38上述公式中，对于每一控制体，只有两个变量比热容和，一般采用迭代法，可求的对于每一个控制体的出口为温度.而但对于每一个控制体的高度Z=i*L/6，通道长度为=L/6。①第一控制体出口温度=310℃时，平均温度=301.2℃,在压力P=15.5MPa下，查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-5，用插值法可求的值，按上述公式算出口温度如下：292.4℃+296.204553216481℃再将得出的温度值带回公式计算，迭代几次，满足|-|<0.5为止。可得=296.5096583954℃，=294.4548291977℃，平均温度下=5.12077915900873KJ/(Kg.℃)同理可求得：第二控制体，=304.342805319118℃，第三控制体：=315.958089043401℃第四控制体：=325.980709114068℃第五控制体:=332.107290336826℃第六控制体:=334.334002118654℃②出口处包壳外壁温度：=+=+式中：h(z)可以用Nu==来求。所以，h(z)=式中：Re=流体的k(z)、和Pr数根据流体的压力和温度由表查得。如果流体已经达到过冷沸腾，用Jens-Lottes公式：作为判别式。当时，用前面的式子当时，用代替根据以上公式，由压力15.5MPa和第一控制体流体出口温度=296.5096583954℃下，查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-4，用插值法可求ｕ=,查附录Ⅲ-6用插值法可求K(L/6)=,查附录Ⅲ-1，用插值法可求Pr=0.916390731539由上述公式可求得所以Re638895.431832063由Nu==来求得：h(z)===44347.8869710167第一控制体出口处包壳外壁温度：=+44347.8869710167）=306.274648709703同理可求得：第二控制体，=324.798495876569℃，第三控制体：=347.044421870365℃第四控制体：=347.019524456658℃第五控制体:=346.796531681631℃第六控制体:=341.567022638538℃③出口处包壳内壁温度:式中：Zr-4的先假设出口处包壳内壁温度为400℃，求出平均温度值，依据公式；，求出包壳导热系数。代入公式=306.274648709703=318.298245150761将得出的内壁温度再次代入公式，如此迭代几次，一直到满足|-|<0.5算出出口处包壳内壁温度得出第一控制体=318.298245150761℃，包壳导热系数=17.06436w/(m.℃)。同理可求得：第二控制体，=355.78551929507℃第三控制体：=397.04932317554℃第四控制体：=394.879379355877℃第五控制体:=378.332915275762℃第六控制体:=353.533052753641℃④出口处UO2的外表面温度：采用接触导热型传热模型，取等效传热系数.采用公式：将已知数据代入上式可以求的第一控制体出口处UO2的外表面温度：=318.298245150761℃+=404.465729188671℃同理可求得：第二控制体，=531.764006043318℃第三控制体：=686.156837119092℃第四控制体：=671.417001388839℃第五控制体:=559.69849855712℃第六控制体:=421.769608839697℃⑤出口处UO2的中心温度：用积分热导率求解的公式：根据第一控制体出口处=404.465729188671℃，在《核反应堆热工分析》表3-7中，用插值法查取=26.62140439，根据求出，再反过来查取℃。所以求的第一控制体出口处UO2的中心温度：=℃。同理可求得：第二控制体，=1192.928084℃第三控制体：=2051.399855℃第四控制体：=1956.783425℃第五控制体:=1263.452292℃第六控制体:=615.6024561℃3.6热管中的QUOTE;采用w-3公式计算，为了简化计算,不考虑热流密度非均匀分布影响。已知W-3公式如下：根据压力P=15.5MPa,,查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-2，用插值法可求当z=L/6=0.61m时，=296.509658395485℃，=1318.71945982975J/Kg,进口比焓值=1296.80496050637J/Kg.查附录Ⅲ-1,饱和水比焓值=1629.85030094042J/Kg,汽化潜热.质量流量=0.389974488*3600/87.87781575e-6=15975683.34(Kg/m2.h)平衡态含汽量=(-)/=(1296.80496050637J/Kg-1629.85030094042J/Kg)/=-0.321959490470355将上述数据代入W-3公式可得:6494814.28501949W/m2同理可求得：第二控制体:=5826367.86074238W/m2第三控制体：=4823186.70632454W/m2第四控制体：=3913996.35684406W/m2第五控制体:=3332080.43822718W/m2第六控制体:=3098682.28547186W/m23.7DNBR的计算根据已经计算得出的数据，第一控制体有：=648832.385W/，=6494814.28501949W/m2，8,，。所以又第一控制体的临界热流密度比：=14.9976076667741同理可求得：第二控制体，=6.58974052256303第三控制体：=3.32050918862467第四控制体：=2.81706056922105第五控制体:=3.65671060873903第六控制体:=9.038366366649653.8计算热管中的压降单向流体的摩擦压降式中单项流体加速压降单项流体提升压降局部压降：出口进口定位格架出口其中，比容按相应的流体压力和温度，由表插得。对于第一控制体，压力P=15.5MPa,查《核反应堆热工分析》附录Ⅲ-4，用插值法可求=,=,查附录Ⅲ-3,v=0.001363155882m3/Kg,质量流量G=所以=0.0109030154969852。得出：==7760.38521317303Pa同理可求得：第二控制体，=7792.14407896677Pa第三控制体：=7699.25194407658Pa第四控制体：=8014.08723182286Pa第五控制体:=8354.82019321861Pa第六控制体:=8641.49615763273Pa所以，总的摩擦压降为：=7760.38521317303Pa+7792.14407896677Pa+7699.25194407658Pa+7699.25194407658Pa+8354.82019321861Pa+8641.49615763273Pa=48262.1848188906Pa对于第一控制体，根据已经计算出的温度和已知的压力得出的数据,，得出第一控制体提升压降为：同理可求得：第二控制体：=4336.87966965961Pa第三控制体：=4208.16465725791Pa第四控制体:=4047.69262765683Pa第五控制体:=3910.87454213021Pa第六控制体，=3831.88187323161Pa所以，总的提升压降为：=4409.45729498975+4336.87966965961Pa+4208.16465725791Pa+4047.69262765683Pa+3910.87454213021Pa+3831.88187323161Pa=24744.9506649259Pa局部压降：出口==15820.67456774Pa进口==10195.2509219446Pa定位格架出口==15442.5297934247Pa根据以上计算，可以得出总的压降为：=48262.1848188906Pa+24744.9506649259Pa+15820.67456774Pa+10195.2509219446Pa+15442.5297934247Pa=114465.590766926Pa参考文献：[1]、教材《核反应堆热工分析》于平安,朱瑞安,喻真烷,等.第三版.上海交通大学出版社,2002.[2]、软件WaterPro70《水蒸气性质计算》