核反应堆热工分析课程设计.docx

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核反应堆热工分析课程设计

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

课程名称核反应堆课程设计

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*******

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

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17×17

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%理论密度

旁流系数5%

燃料元件发热占总发热的份额97.4%

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）

自上而下控制体号

1

2

3

4

5

6

归一化功率分布

0.48

1.02

1.50

1.56

0.96

0.48

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

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（或名义值）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，采用简单的matlab语言编程计算。

将堆芯沿轴向划分为六个等分控制体进行计算

以下是计算结果：

1.流体堆芯出口温度

=324.0686℃；

2.堆芯内燃料棒的总传热面积

=3.6748e+03

；

3.燃料棒表面平均热流密度

=4.8768e+05w/

；

4.燃料棒表面最大热流密度

=1.0879e+06w/

；

5.燃料棒平均线功率

=1.4708e+04w/m；

6.燃料棒最大线功率

=3.281e+04w/m；

7.堆芯内总流通面积

=2.7715

；

8.平均管流速V=4.3436m/s；

9.单元通道内流量

=0.2603Kg/s；

10.单元通道面积

=8.3868e-5

11.第一控制体出口流体温度

（L1）=292.3695℃；

12.第一控制体出口处的包壳外壁温

（L1）=303.2159℃；

13.第一控制体出口处的包壳内壁温

（L1）=307.3991℃；

14.第一控制体出口处的

芯块外表面温度

（L1）=375.892℃；

15.第一控制体出口处的

芯块中心温度

（L1）=560.687℃；

16.热管中的

（L1）=5.8949e+6w/

；

17.DNBR（L1）=17.2719

18.第二控制体出口流体温度

（L2）=300.7738℃；

19.第二控制体出口处的包壳外壁温

（L2）=321.9306℃；

20.第二控制体出口处的包壳内壁温

（L2）=330.1384℃；

21.第二控制体出口处的

芯块外表面温度

（L2）=467.1242℃；

22.第二控制体出口处的

芯块中心温度

（L2）=923.6242℃；

23.热管中的

（L2）=5.3775e+6w/

；

24.DNBR（L2）=7.8779

25.第三控制体出口流体温度

（L3）=314.0155℃；

26.第三控制体出口处的包壳外壁温

（L3）=347.2633℃；

27.第三控制体出口处的包壳内壁温

（L3）=360.2672℃；

28.第三控制体出口处的

芯块外表面温度

（L3）=582.726℃；

29.第三控制体出口处的

芯块中心温度

（L3）=1513.9℃；

30.热管中的

（L3）=4.5508e+6w/

；

31.DNBR（L3）=4.1026

32.第四控制体出口流体温度

（L4）=326.2418℃；

33.第四控制体出口处的包壳外壁温

（L4）=349.2519℃；

34.第四控制体出口处的包壳内壁温

（L4）=361.7312℃；

35.第四控制体出口处的

芯块外表面温度

（L4）=575.6167℃；

36.第四控制体出口处的

芯块中心温度

（L4）=1456.6℃；

37.热管中的

（L4）=3.7716e+6w/

；

38.DNBR（L4）=3.5361

39.第五控制体出口流体温度

（L5）=333.2833℃；

40.第五控制体出口处的包壳外壁温

（L5）=349.075℃；

41.第五控制体出口处的包壳内壁温

（L5）=357.3106℃；

42.第五控制体出口处的

芯块外表面温度

（L5）=502.858℃；

43.第五控制体出口处的

芯块中心温度

（L5）=1014.3℃；

44.热管中的

（L5）=3.2719e+6w/

；

45.DNBR（L5）=4.5113

46.第六控制体出口流体温度

（L6）=336.468℃；

47.第六控制体出口处的包壳外壁温

（L6）=346.1839℃；

48.第六控制体出口处的包壳内壁温

（L6）=350.0702℃；

49.第六控制体出口处的

芯块外表面温度

（L6）=418.5631℃；

50.第六控制体出口处的

芯块中心温度

（L6）=613℃；

51.热管中的

（L6）=3.058e+6w/

；

52.DNBR6=8.9598

53.单相流体的摩擦压降△

=2.6511e+4Pa

54.单相流体加速压降△

=0Pa

55.单相流体提升压降△

=2.6612e+4Pa

56.堆芯出口局部压降△

=7.6260e+3Pa

57.堆芯进口局部压降△

=4.8090e+3Pa

58.定位格架出口压降△

=7.37e+3Pa

59.总的压降△P=7.2928e+4Pa

计算结果误差分析：

由于采用的是W-3公式，且该设计中的给出参数与该公式的适用范围有些偏差，且在计算物性时粗糙地采用了线性插值的方法，更是带来了较大误差。

但是其算出的结果还是能客观反映出热管中各量的变化趋势的。

临界热流与烧毁比的汇总表

项目

临界热流×10^6w/m^2

DNBR

L

5.8949

17.2719

2L

5.3775

7.8779

3L

4.5508

4.1026

4L

3.7716

3.5361

5L

3.2719

4.5113

6L

3.058

8.9598

临界热流与烧毁比随着高度增加的变化趋势图

从图上可以观察出，烧毁比在中间段时有最小值，即堆芯中间段是最危险的地方。

而临界热流随着高度的增加逐渐减小。

各温度的汇总表

项目

控制体出口温度

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

L

292.3695

303.2159

307.3991

375.892

560.687

2L

300.7738

321.9306

330.1384

467.1242

923.6242

3L

314.0155

347.2633

360.2672

582.726

1513.9

4L

326.2418

349.2519

361.7312

575.6167

1456.6

5L

333.2833

349.075

357.3106

502.858

1014.3

6L

336.468

346.1839

350.0702

418.5631

613

各温度随高度变化趋势图

从这幅反应各温度随轴向高度变化情况的表中可以知道：

冷却剂的温度随着高度的增加不断上升；包壳外表面、内表面、芯块表面、芯块中心的温度都有一个最值，且最大值所在的高度逐渐的往堆芯半高处移动。

四、程序

1、程序设计框图

否

是

2、代码说明书

本代码主要由五个小部分组成。

堆芯出口温度计算、堆热流量计算、堆平均参数计算、第一至第六控制体各量计算、热管的压降计算。

（1）堆芯出口温度计算：

此段根据任务书给出的基本参数和热量与流量之间关系，运用迭代的算法，求出堆芯的出口温度。

（2）堆热流量计算：

先根据堆芯的输出功率和释热率以及总的传热面积，求出燃料元件表面平均热流量，再根据热管因子求出最大热流量。

再求出平均线功率和最大线功率。

（3）堆平均参数计算：

根据基本的尺寸，求出堆体的流通截面积和一个栅元的流通截面积。

然后再求出流经栅元的流量。

依据上面的温度结果，查出热物性参数，再求出冷却剂的流速。

（4）第一至第六控制体的各量计算：

因为六个控制体的计算过程类似，这里只说明第一个控制体的计算过程。

在现有的参数下，根据热流量与流量的关系和迭代算法，求出该控制体的出口温度。

通过流通截面积与湿周的关系求出栅元的当量直径。

再根据上面的温度，查出对应的热物性参数由雷诺数与努尔数的关系，解出控制体出口处的对流换热系数。

因为不知该处的流体状态，分别用单相强迫对流放热公式和詹斯-洛特斯传热方程算出各自的膜温压，取较小的值加上出口处的流体温度即是包壳的外表面温度。

由包壳的外表面的温度再根据圆管的传热方程运用迭代算法解出包壳内表面的温度。

芯块与包壳内表面之间的导热问题，根据间隙导热模型，即可解出芯块表面的温度，根据内热源的导热模型，依据积分热导率与温度的对应关系和插值方法，解出芯块中心的温度。

接下来依据冷却剂的温度，得出的控制体出口处的含汽量。

进而依据W-3公式求出该出的临界热流量

，最后得出该出的烧毁比DNBR。

（5）热管的压降计算：

热管的压降包括摩擦压降、提升压降、进出口局部压降、定位搁架出口压降。

摩擦压降可由计算单相流的达西（Darcy）公式算得。

提升压降可由根据位置的变化算得，其中参数都取平均值。

其余的压降根据形阻压降的基本公式再乘以相应的系数求得。

最后各项相加得出热管的总压降。

五、课程设计小结

为期两周的课程设计结束了，这两周里可谓受益匪浅。

刚开始的时候，对于这个新鲜的设计感到一筹莫展，真不知道从哪里下手。

后来在老师的指导下，先静下心来把书看了一遍。

在看书的同时，我也结合课程设计指导书，将一些没有头绪的问题慢慢理顺了。

渐渐地，在和老师、同学的交流中我把问题弄明白了。

知道了什么是热管因子，怎么理解归一化系数，学会了如何从冷却剂的温度逐步算出芯块中心温度。

在我们的这个小组中，经过不断的讨论还提高了我们的团队解决问题的能力。

最后还要感谢老师的耐心指导，才能使我顺利的完成课程设计。

六、参考资料

1．《核反应堆热工分析》，于平安著，上海交通大学出版社

2．《反应堆热工流体力学》，赵兆颐,朱瑞安，清华大学出版社。

3．《反应堆热工水力学》，俞冀阳，贾宝山，清华大学出版社。

4．《压水反应堆热工分析》，（美）汤粮孙，J.韦斯曼，袁乃驹译，原子能出版社。

5．《MATLAB语言与控制系统仿真》，孙亮主编，北京工业大学出版让，2001。

七、程序代码

%流体堆芯出口温度计算

tfin=288;Fa=0.974;Nt=1840e+6;Wt=9055.56;b=0.05;

tfout=323;e0=0.01;

whilee0>0.001

t0_=0.5*（tfout+tfin）;

Cp_=1000*（0.0265*（t0_-300）+5.63）;

xi=tfin+Fa*Nt/（Wt*（1-b）*Cp_）;

e0=（tfout-xi）/tfout;

tfout=xi%堆芯出口处温度

end

%热流密度计算

m=121;n=265;dcs=9.6e-3;L=3.8;

q_=Fa*Nt/（m*n*pi*dcs*L）%燃料元件表面平均热流量

FRN=1.35;FZN=1.53;FqN=FRN*FZN;FqE=1.08;FDHE=1.08;FDHmE=0.95;

qmax=q_*FqN*FqE%最大热流量

ql_=q_*pi*dcs%平均线功率

qlmax=ql_*FqN*FqE%最大线功率

%平均管情况

B=17;S=12.5e-3;dx=0.8e-3;

Af=m*n*（S^2-pi/4*dcs^2）+m*4*B*S*dx;%总的流通截面积

tf_=0.5*（tfout+tfin）%热管平均温度

vf_=4.2e-6*（tf_-300）+0.001374;

pf_=1/vf_;%平均密度

v=Wt*（1-b）/（Af*pf_）;%平均流速

Ab=S^2-pi/4*dcs^2;%单元流通截面积

Wu=Wt*（1-b）*Ab/Af;%单元截面流量

%第一控制体温度计算

e11=0.01;tf1=300;L1=3.8/6;fai1=0.48;

whilee11>0.001

t11_=0.5*（tf1+tfin）;

Cp1_=1000*（0.0269*（t11_-280）+5.068）;

x1i=tfin+q_*FRN*FDHE*FDHmE*pi*dcs*L1*fai1/（Wu*Cp1_）;

e11=（x1i-tf1）/tf1;

tf1=x1i%求出该控制体出口处的温度

end

De=4*（S^2-pi/4*dcs^2）/（pi*dcs）;%单元通道当量直径

u1=944e-7;Pr1=0.85;k1=575.5e-3;%查得该温度下的热物性

Re1=Wu*De/（Ab*u1）;

h1=0.023*Re1^0.8*Pr1^0.4*k1/De;%该处的对流换热系数

dtf11=q_*FRN*fai1*FqE/h1;%单相强迫对流放热公式算得的温压

ts=347.328;P=16;

dtf12=25*（q_*FRN*fai1*FqE/10^6）^0.25*exp（-P/6.2）+ts-tf1;%采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压

ifdtf11

tcs1=tf1+dtf11

else

tcs1=tf1+dtf12

end

dci=8.5e-3;tci1=349;e12=0.01;

whilee12>0.001

t12_=0.5*（tci1+tcs1）;

kc1=0.0547*（1.8*t12_+32）+13.8;

yi=tcs1+ql_*FRN*fai1*FqE/（2*pi*kc1）*log（dcs/dci）;

e12=（yi-tci1）/yi;

tci1=yi%采用迭代算法求得包壳内表面温度

end

hg=5678;du=8.35e-3;

tu1=tci1+ql_*FRN*FqE*fai1*2/（pi*（dci+du）*hg）%燃料芯块表面温度

d1_ku=ql_*FRN*FqE*fai1/（4*pi*100）;

tu1_ku=（26.42-21.32）/（400-300）*（tu1-300）+21.32;

to1_ku=tu1_ku+d1_ku;

to1=（600-500）/（34.97-30.93）*（to1_ku-30.93）+500%根据积分热导率图表查得芯块中心温度

p=16e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3600;

h1=1296.4746e+3;x1=（h1-hfs）/（hgs-hfs）;%该点含汽量

qDNB1=3.154e6*（（2.022-6.238e-8*p）+...%根据W-3公式计算出临界热流量

（0.1722-1.43e-8*p）*exp（（18.177-5.987e-7*p）*x1））*...

（（0.1484-1.596*x1+0.1729*x1*abs（x1））*0.2049*G/10^6+1.037）*...

（1.157-0.869*x1）*...

（0.2664+0.8357*exp（-124*De））*（0.8258+0.341e-6*（hfs-hfin））

DNBR1=qDNB1/（q_*FRN*FqE*fai1）%计算烧毁比

%第二控制体温度计算

fai2=0.96;L2=3.8/6;e21=0.01;tf2=310;

whilee21>0.001

t21_=0.5*（tf1+tf2）;

Cp2_=1000*（0.0265*（t21_-300）+5.63）;

x2i=tf1+q_*FRN*FDHE*FDHmE*pi*dcs*L2*fai2/（Wu*Cp2_）;

e21=（x2i-tf2）/tf2;

tf2=x2i%求出该控制体出口处的温度

end

De=4*（S^2-pi/4*dcs^2）/（pi*dcs）;

u2=919e-7;Pr2=0.91;k2=562e-3;%查得该温度下的热物性

Re2=Wu*De/（Ab*u2）;

h2=0.023*Re2^0.8*Pr2^0.4*k2/De;%该处的对流换热系数

dtf21=q_*FRN*fai2*FqE/h2;%单相强迫对流放热公式算得的温压

ts=347.328;P=16;

dtf22=25*（q_*FRN*fai2*FqE/10^6）^0.25*exp（-P/6.2）+ts-tf2;%采用詹斯-洛特斯传热方程算得的过冷沸腾膜温压

ifdtf21

tcs2=tf2+dtf21

else

tcs2=tf2+dtf22

end

dci=8.5e-3;tci2=349;e22=0.01;

whilee22>0.001

t22_=0.5*（tci2+tcs2）;

kc2=0.0547*（1.8*t22_+32）+13.8;

zi=tcs2+ql_*FRN*fai2*FqE/（2*pi*kc2）*log（dcs/dci）;

e22=（zi-tci2）/zi;

tci2=zi%采用迭代算法求得包壳内表面温度

end

hg=5678;du=8.35e-3;

tu2=tci2+ql_*FRN*FqE*fai2*2/（pi*（dci+du）*hg）%燃料芯块表面温度

d2_ku=ql_*FRN*FqE*fai2/（4*pi*100）;

tu2_ku=（30.93-26.42）/（500-400）*（tu2-400）+26.42;

to2_ku=tu2_ku+d2_ku;

to2=（1000-900）/（48.06-45.14）*（to2_ku-45.14）+900%根据积分热导率图表查得芯块中心温度

p=16e+6;hfin=1273.59e+3;hfs=1650.54e+3;hgs=2584.84e+3;G=pf_*v*3600;

h2=1341.5988e+3;x2=（h2-hfs）/（hgs-hfs）;%该点含汽量

qDNB2=3.154e6*（（2.022-6.238e-8*p）+...%根据W-3公式计算出临界热流量

（0.1722-1.43e-8*p）*exp（（18.177-5.987e-7*p）*x2））*...

（（0.1484-1.596*x2+0.1729*x2*abs（x2））*0.2049*G/10^6+1.037）*...

（1.157-0.869*x2）*...

（0.2664+0.