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《核反应堆热工分析》

课程设计

学 生：余仕涛
学 号：20114136
指导教师：陈德奇
专 业：核工程与核技术
完成时间：2014年7月2日

重庆大学动力工程学院
二O一四年六月

重庆大学本科学生课程设计任务书
课程设计题目
《核反应堆热工分析》课程设计
学院
动力工程学院
专业
核工程与核技术
年级
2011级
已知参数和设计要求：

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和表2所示。

学生应完成如下计算：

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；
3. 热管内的流体温度(或焓)、包壳表面温度、芯块中心温度随轴向的分布；
4. 包壳表面最高温度，芯块中心最高温度；
5. DNBR在轴向上的分布；
6. 计算堆芯压降。
要求：
① 以小组为单位一起讨论，组员独立完成设计说明书；
② 设计说明书装订顺序要求：封面（课程设计专用封面）、任务书、成绩评定表、目录、正文、参考文献；格式具体要求见学校规定；
③ 提交地点：动力学院104；时间：20周周五截止。
目前资料收集情况（含指定参考资料）：
[1] 于平安, 朱瑞安, 喻真烷, 等. 核反应堆热工分析[M]. 第三版. 上海: 上海交通大学出版社, 2002.
[2] 俞冀阳, 贾宝山. 反应堆热工水力学[M]. 北京: 清华大学出版社. 2003.
[3] 赵兆颐, 朱瑞安. 反应堆热工流体力学[M]. 北京: 清华大学出版社. 1992.
[4] M. M. 埃尔-韦基尔. 核反应堆热工学[M]. 北京: 原子能出版社, 1976.
[5] 汤孙, J. 韦斯曼. 压水反应堆热工分析[M]. 北京: 原子能出版社, 1983.

课程设计的工作计划：
18周： 根据任务书，选定对象，查阅资料，制定计算方案，并编写计算程序或Excel表格。

19周： 完成程序编写或Excel计算表格的编制，按相应要求进行计算；
完成设计说明书。
任务下达日期2014年6月23日
完成日期2014年7月2日
指导教师 （签名）
学 生 （签名）
说明：
1、学院、专业、年级均填全称，如：动力工程学院、核工程与核技术、2007。
2、本表除签名外均可采用计算机打印。本表不够，可另附页，但应在页脚添加页码。
3、本课程设计是动力工程学院核能系新开的课程设计，相应任务书需要在该课程教学和实验实践中不断完善，因此本大纲为修订稿。

核反应堆热工分析课程设计任务书
(No.2 Phi3)
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.
1
系统压力 P
15.5MPa
2
堆芯输出热功率 Nt
2905 MW
3
冷却剂总流量 W
68500t/h
4
反应堆进口温度 tfin
293℃
5
堆芯高度 L
3.66m
6
燃料组件数 m
157
7
燃料组件形式n0×n0
17×17
8
每个组件燃料棒数 n
264
9
燃料包壳外径dcs
9.5mm
10
燃料包壳内径dci
8.36mm
11
燃料包壳厚度 δc
0.57mm
12
燃料芯块直径 du
8.19mm
13
燃料棒间距（栅距）s
12.6mm
14
两个组件间的水隙δ
0.8mm
15
2UO芯块密度 ρUO2
95%理论密度
16
旁流系数ζ
5.2%
17
燃料元件发热占总发热的份额 Fa
97.40%
18
径向核热管因子 FRN
1.35
19
轴向核热管因子 FZN
1.5
20
热流量核热点因子 FqN=FRN*FZN
2.026
21
热流量工程热点因子FqE
1.03
22
焓升工程热管因子 FΔHE（未计入交混因子）
1.142
23
交混因子 FΔHmE
0.93
24
焓升核热管因子 FΔHN=FRN
1.35
25
堆芯进口局部阻力系数 Kin
0.75
26
堆芯出口局部阻力系数 Kout
1
27
堆芯定位隔架局部阻力系数 Kgr
1.05

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
1
2
3
4
5
6
Phi.3
0.45
1.01
1.56
1.52
1.01
0.45

课程设计指导教师评定成绩表
项目
分值
优秀
(100>x≥90)
良好
(90>x≥80)
中等
(80>x≥70)
及格
(70>x≥60)
不及格(x<60)
评分
参考标准
参考标准
参考标准
参考标准
参考标准
学习态度
15
学习态度认真，科学作风严谨，严格保证设计时间并按任务书中规定的进度开展各项工作
学习态度比较认真，科学作风良好，能按期圆满完成任务书规定的任务
学习态度尚好，遵守组织纪律，基本保证设计时间，按期完成各项工作
学习态度尚可，能遵守组织纪律，能按期完成任务
学习马虎，纪律涣散，工作作风不严谨,不能保证设计时间和进度

技术水平与实际能力
25
设计合理、理论分析与计算正确，实验数据准确，有很强的实际动手能力、经济分析能力和计算机应用能力，文献查阅能力强、引用合理、调查调研非常合理、可信
设计合理、理论分析与计算正确，实验数据比较准确，有较强的实际动手能力、经济分析能力和计算机应用能力，文献引用、调查调研比较合理、可信
设计合理，理论分析与计算基本正确，实验数据比较准确，有一定的实际动手能力，主要文献引用、调查调研比较可信
设计基本合理，理论分析与计算无大错，实验数据无大错
设计不合理，理论分析与计算有原则错误，实验数据不可靠，实际动手能力差，文献引用、调查调研有较大的问题

创新
10
有重大改进或独特见解，有一定实用价值
有较大改进或新颖的见解，实用性尚可
有一定改进或新的见解
有一定见解
观念陈旧

论文(计算书、图纸)撰写质量
50
结构严谨，逻辑性强，层次清晰，语言准确，文字流畅，完全符合规范化要求，书写工整或用计算机打印成文；图纸非常工整、清晰
结构合理，符合逻辑，文章层次分明，语言准确，文字流畅，符合规范化要求，书写工整或用计算机打印成文；图纸工整、清晰
结构合理，层次较为分明，文理通顺，基本达到规范化要求，书写比较工整；图纸比较工整、清晰
结构基本合理，逻辑基本清楚，文字尚通顺，勉强达到规范化要求；图纸比较工整
内容空泛，结构混乱，文字表达不清，错别字较多，达不到规范化要求；图纸不工整或不清晰

指导教师评定成绩：
指导教师签名： 年 月 日
目录
1 设计目的 1
2 设计题目 2
3、计算过程及结果分析 3
3.1流体堆芯出口温度(平均管) 3
3.2燃料棒表面平均热流密度 3
3.3平均管的情况 3
3.4简化计算 4
3.5热管中的计算 4
3.5.1第一控制体出口温度 5
3.5.2出口处包壳外壁温度 5
3.5.3出口处包壳内壁温度 6
3.5.4出口处UO2的外表面温度 7
3.5.5出口处UO2的中心温度 8
3.6热管中的 8
3.7DNBR的计算 9
3.8计算热管中的压降 9
3.9计算结果 12
表1： 12
参考文献： 14

重庆大学课程设计 反应堆热工分析课程设计

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：

序号
反应堆主要参数
No.2
1
系统压力 P
15.5MPa
2
堆芯输出热功率 Nt
2905MW
3
冷却剂总流量 W
68500t/h
4
反应堆进口温度 tfin
293℃
5
堆芯高度 L
3.66m
6
燃料组件数 m
157
7
燃料组件形式n0×n0
17×17
8
每个组件燃料棒数 n
264
9
燃料包壳外径dcs
9.5mm
10
燃料包壳内径dci
8.36mm
11
燃料包壳厚度 δc
0.57mm
12
燃料芯块直径 du
8.19mm
13
燃料棒间距（栅距）s
12.6mm
14
两个组件间的水隙δ
0.8mm
15
2UO芯块密度 ρUO2
95%理论密度
16
旁流系数ζ
5.2%
17
燃料元件发热占总发热的份额 Fa
97.40%
18
径向核热管因子 FRN
1.35
19
轴向核热管因子 FZN
1.5
20
热流量核热点因子 FqN=FRN*FZN
2.026
21
热流量工程热点因子FqE
1.03
22
焓升工程热管因子 FΔHE（未计入交混因子）
1.142
23
交混因子 FΔHmE
0.93
24
焓升核热管因子 FΔHN=FRN
1.35
25
堆芯进口局部阻力系数 Kin
0.75
26
堆芯出口局部阻力系数 Kout
1
27
堆芯定位隔架局部阻力系数 Kgr
1.05
表1：

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
1
2
3
4
5
6
Phi.3
0.45
1.01
1.56
1.52
1.01
0.45

3、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=（293+320）/2=306.5，查得=5.634
KJ/Kg。

将得出的温度再次代入公式，当迭代误差<0.1%时，得tf,out=320.8℃
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：
==157*264*3.141592653*0.0095*3.66=4527.497
==0.974*2905000000/4527.497=622969.442
==622969.442*2.026*1.03=1300000.173
===622969.442*3.141592653*0.0095=18592.604 W/m
==18592.604*2.026*1.03=38798.674 W/m

3.3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*0.0008/2)]
=4.0411
==711.76124763 Kg/
=68500*0.948/(4.0411*711.761*3.6)=6.2713m/s
3.4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：
==0.0126*3.141592653*0.00952/4=8.7878*E-005 m2
==68500*0.948*8.7878*E-005/4.0411=1.412147116 t/h

3.5热管中的计算
（1） 热管中的流体温度：

自下而上控制休号
1
2
3
4
5
6
Phi.3
(z)
0.45
1.01
1.56
1.52
1.01
0.45
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。

3.5.1第一控制体出口温度
=300℃时，平均温度=296.5℃, 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：

=293+622969.442*1.35*1.142*0.93*3.14159265*0.0095*0.61*0.45/(1.412147116*5.37648)=296.469679℃

再将得出的温度值带回公式计算迭代几次,当迭代误差<0.1%。得=296.4951791℃，=294.7449395℃，平均温度下=5.3380065226273 KJ/(Kg. ℃)
同理可求得：
第二控制体，=304.1596633℃，
第三控制体：=315.4543381℃
第四控制体：=325.7050629℃
第五控制体: =331.9804302℃
第六控制体: =334.5502259℃

3.5.2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tf,out= 296.4951791℃，查得
ｕ(z)=0.00008987872Pa*s,k(z)=0.5689204W/(m*℃),Pr=0.849383969193
由上述公式可求得Ab= 0.0000878778157666875㎡,De= 0.011777867 m. Re,Nu==来求得：
h(z)=

第一控制体出口处包壳外壁温度：
=℃
同理可求得：
第二控制体，= 316.5307℃，
第三控制体：= 334.1336℃
第四控制体：= 343.3554℃
第五控制体: = 343.3502℃
第六控制体: = 339.6334℃

3.5.3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320℃，求出平均温度值=311.05℃
代入公式

=℃
将得出的内壁温度再次代入公式，如此迭代几次，一直到满足迭代误差<0.1%,算出出口处包壳内壁温度得出第一控制体 =316.0526℃.
同理可求得：
第二控制体， = 347.4069℃
第三控制体：= 381.1475℃
第四控制体：= 389.0206℃
第五控制体: = 373.8431℃
第六控制体: = 353.2574℃

3.5.4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：

=℃

同理可求得：
第二控制体，= 521.5364℃
第三控制体：= 650.0631℃
第四控制体：= 651.0666℃
第五控制体: = 547.9364℃
第六控制体:= 430.8855℃

3.5.5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=393.6855℃，在《核反应堆热工分析》表3-7中，用插值法查取 =26.0987，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，=1170.3℃
第三控制体：= 1878.2℃
第四控制体：= 1824.8℃
第五控制体: = 1209.4℃
第六控制体: = 672.9℃

3.6热管中的
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，= 296.5℃，= 1318.6675305413J/Kg,进口比焓值=1299.98240992293J/Kg. 查附录Ⅲ-1,饱和水比焓值=1629.85030094042J/Kg, 汽化潜热.
质量流量 =0.392263088*3600/87.87781575e-6=16069404.37(Kg/m2.h)
平衡态含汽量=(-)/=(1318.6675305413J/Kg -1629.85030094042J/Kg)/ =-0.322013224
W-3修正系数Fg=1.09873.
将上述数据代入W-3公式可得:
W/m2
同理可求得：
第二控制体:= 5704672.085 W/m2
第三控制体：=4830335.196W/m2
第四控制体：= 4018745.270W/m2
第五控制体: = 3506376.211W/m2
第六控制体: = 3276266.555W/m2
3.7DNBR的计算

根据已经计算得出的数据，第一控制体有：= 622969.442237487 W/， = 6293087.905 W/m2，5,，。所以又第一控制体的临界热流密度比：
=
同理可求得：
第二控制体， = 6.52035999
第三控制体： = 3.57449697
第四控制体： = 3.05217305
第五控制体: = 4.00773872
第六控制体: = 8.40483084
3.8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, 查得：
=,=,v=0.001356718m3/Kg, 质量流量G=16069438.05kg/(㎡*h)所以=0.011243017。得出：

= Pa
同理可求得：
第二控制体，= 7740.908731Pa
第三控制体： = 7621.830795Pa
第四控制体： = 7736.654742Pa
第五控制体: = 8140.82629Pa
第六控制体: = 8561.09051Pa
所以，总的摩擦压降为：

=7870.49266Pa+7740.908731Pa+7621.830795Pa+7736.654742Pa+8140.82629Pa+8561.09051Pa=47671.80374Pa

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, 平均比容为0.001356718m3/kg，得出第一控制体提升压降为：
Pa

同理可求得：
第二控制体： = 4338.773108Pa
第三控制体： = 4215.112456Pa
第四控制体: = 4056.733644Pa
第五控制体: = 3917.095603Pa
第六控制体，= 3831.585671Pa
所以，总的提升压降为：

=4406.222628Pa+4338.773108Pa+4215.112456Pa+4056.733644Pa+3917.095603Pa+3831.585671Pa=24765.52311Pa
局部压降：

出口
=Pa
进口
=Pa
定位格架出口

=Pa
根据以上计算，可以得出总的压降为：

=0+47671.80374Pa+24765.52311Pa+15656.49818Pa+10090.53261Pa+15283.03437Pa=113467.392Pa

3.9计算结果
表1：
℃
控制体1
控制体2
控制体3
控制体4
控制体5
控制体6
热管中流体出口温度
296.5
304.2
315.5
325.7
331.9
334.6
包壳外壁温度
302.1
316.5
334.1
343.4
343.4
339.6
包壳内壁温度
316.1
347.4
381.1
389
373.8
353.3
UO2芯块表面温度
393.7
521.5
650.1
651.1
547.9
430.9
UO2芯块中心温度
610.5
1170.3
1878.2
1824.8
1209.4
672.9

图1：

表2：
(MW)
控制体1
控制体2
控制体3
控制体4
控制体5
控制体6
`q
0.622969442
0.622969442
0.622969
0.622969442
0.622969442
0.62296944
Qn
0.280336249
0.629199137
0.971832
0.946913552
0.629199137
0.28033625
qh
0.389807554
0.8749014
1.351333
1.316683294
0.8749014
0.38980755
qDNB,h(z)
6.293078
5.704672
4.830335
4.018745
3.506376
3.276267
DNBR
16.14409
6.520359995
3.574497
3.052173053
4.007738715
8.40483084

图2：

参考文献：
[1] 于平安, 朱瑞安, 喻真烷, 等. 核反应堆热工分析[M]. 第三版. 上海: 上海交通大学出版社, 2002.
[2] 俞冀阳, 贾宝山. 反应堆热工水力学[M]. 北京: 清华大学出版社. 2003.
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