压水反应堆的热功率

课程设计报告(2013--2014年度第二学期)名称：核反应堆热工分析课程设计题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核学院班级：核电1101班学号：1111440113学生姓名：漆圣培指导教师：李向斌设计周数：一周成绩：日期：2014年06月29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：（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）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；（2）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；（3）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；（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；（5）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：（1）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；（3）必须保证正常运行工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热；（4）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（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）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、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用；3、掌握堆芯焓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（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、掌握压降的计算；6、掌握单相及沸腾时的传热计算。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（设计题目）2.2已知压水反应堆的热功率3500tNMw；燃料元件包壳外径9.5csdmm，包壳内径8.6cidmm，芯块直径8.19udmm；燃料组件采用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＝13mm,组件间水隙1wmm。系统工作压力p＝15.51MPa，冷却剂平均温度305RtC，堆芯冷却剂平均温升27.4tC；冷却剂旁流系数6%；冷却剂设计总流量14314Kg/s，2.55qF，1.65NHF；DNBR=1.3；又设燃料元件内释热份额占总释热量的97.4%；堆芯高度取L＝4.2672m；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0.00547(1.832)13.8[/()]ccsktWmC。试用单通道模型求燃料元件中心温度。三．设计正文冷却剂有效流量𝑊ef=𝑊𝑡(1−ζ)=14314×(1−6%)=13455kg/s焓升工程热管因子F∆𝐻𝐸取1.085（未计入交混因子）1）确定燃料元件的实际最大热流密度maxq因为压水堆的安全限值首先是燃料元件表面的最小DNBR，其次才是燃料元件的中心温度，故实际的maxq值由热点处的DNBq值除以DNBR而得。堆芯燃料棒数目41448)1241717(157N平均热流密度2max/65.155.2646.0mMWFqqq2max/14.23.165.1mMWDNBRqqDNB2）确定燃料元件表面平均热流密度𝐪̅𝑞̅=0.646𝑀𝑊/𝑚2𝑞̅1=𝑞̅π𝑑𝑐𝑠=0.646×3.14×0.0095=0.0193𝑀𝑊/𝑚𝑞̅1,𝑚𝑎𝑥=𝑞̅1𝐹𝑞=0.0193×2.55=0.0491𝑀𝑊/𝑚3）堆芯等效直径𝐃𝐞𝐟𝐷𝑒𝑓=√121×𝑇2𝜋/4式中T为正方形组件每边边长（m）。因为组件无盒壁，组件间水隙𝛿𝑤=1𝑚𝑚，相邻组件的燃料元件棒中心距为13+1=14mm，故得𝑇2=(17×13×10−3+2×0.5×10−3)2=0.049𝑚2将𝑇2带入到𝐷𝑒𝑓中，得D𝑒𝑓=2.75m4)热管版高度处水的比焓h(L2)h(L2)=ℎ𝑓,𝑖𝑛+∆ℎ𝑚𝑎𝑥2堆芯平均管焓升236/646.0414482672.4105.9%4.97103500mMWLNdFNqcsut∆h̅=𝑁𝑡𝑊𝑒𝑓=3500×10613455=260𝑘𝐽/𝑘𝑔堆芯热管最大焓升∆hℎ,𝑚𝑎𝑥=∆h̅∙𝐹∆𝐻𝑁∙𝐹∆𝐻𝐸=260×103×1.65×1.085=465.5𝑘𝐽/𝑘𝑔假设冷却剂温度变化是线性的，则𝑡𝑓,𝑖𝑛=286.7℃借助水和蒸汽计算程序，查得当𝑡𝑓,𝑖𝑛=286.7℃，p=15.51MPa时，ℎ𝑓,𝑖𝑛=1266.96𝑘𝐽/𝑘𝑔故h(L2)=ℎ𝑓,𝑖𝑛+∆ℎ𝑚𝑎𝑥2=1266.96+465.52=1499.71𝑘𝐽/𝑘𝑔借助水和蒸汽计算程序，在工作压力下𝑡(𝐿2)=327.39℃5)热管半高处冷却剂流速热管内冷却剂流速（或质量流速）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=𝑊𝑒𝑓v𝑓𝑡式中：𝑡为堆芯燃料元件周围的冷却剂总有效流通截面积（𝑚2）；v𝑓为冷却剂平均温度下的比容（𝑚3/𝑘𝑔）；借助水和蒸汽计算程序，可得𝑡̅𝑅=305℃，𝑝=15.51𝑀𝑃𝑎时，比容v𝑓=1.3967×10−3𝑚3/𝑘𝑔。𝑡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𝑡=𝑁[𝑃2−𝜋4𝑑𝑐𝑠2]+[4×(17𝑃)𝛿]式中为组件间的水隙宽度为0.001mm。𝑡=157×264×[(13×10−3)2−𝜋4×(0.0095)2]+157×[4×(17×13×10−3)×1×10−3]=4.20𝑚2于是=𝑊𝑒𝑓v𝑓𝑡=13455×1.3967×10−34.20=4.4744𝑚/6）计算热管半高度处燃料元件表面与冷却剂间的对流换热系数h(𝐿2)=𝐷𝑒v式中𝐷𝑒为一个燃料元件栅元中冷却剂通道的当量直径（m），𝐷𝑒=4𝑏𝐿=4[𝑃2−𝜋4(𝑑𝑐𝑠)2]𝜋𝑑𝑐𝑠=4×[(13×10−3)2−𝜋4(0.0095)2]𝜋×0.0095=0.0132𝑚热工参数p=15.51MPa，𝑡𝑓(𝐿2)=327.39℃在给定的热工参数下，运动粘度ν=0.1209×10−6m2/s，Pr=0.8751𝑅𝑒(𝐿2)=𝐷𝑒ν=4.4744×0.01320.1209×10−6=4.88×105而𝑁𝑢(𝐿2)=0.023𝑅𝑒0.8𝑃𝑟0.4=0.023×(4.88×105)0.8×(0.8751)0.4=774.97在给定的热工参数下，水的热导率κ=552.8×10−3𝑊/(𝑚∙℃)故ℎ(𝐿2)=κ𝑁𝑢𝐷𝑒=0.5528×774.970.0132=32.45×103𝑊/(𝑚2∙℃)7）计算燃料元件表面最高温度𝐭𝐜𝐬,𝐦𝐚𝐱𝑡𝑐𝑠,𝑚𝑎𝑥=𝑡𝑓(𝐿2)+∆𝜃𝑓(𝐿2)∆𝜃𝑓(𝐿2)={∆𝜃𝑓(𝐿2)当∆𝜃𝑓(𝐿2)≤∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)当∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)∆𝜃𝑓(𝐿2)∆𝜃𝑓(𝐿2)=𝑞̅𝐹𝑞ℎ(𝐿2)=0.646×106×2.5532.45×103=50.76℃∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)=𝑡𝑠+25(𝑞𝑚𝑎𝑥106)0.25𝑒𝑥𝑝(−𝑝6.2)−𝑡𝑓(𝐿2)式中：𝑡𝑠为冷却剂的饱和温度（℃），p=15.51MPa时，对应饱和温度为344.84℃∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)=344.84+25×(1.65×106106)0.25∙𝑒𝑥𝑝(−15.516.2)−327.39=19.77℃由于∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)∆𝜃𝑓(𝐿2)，故𝑡𝑐𝑠,𝑚𝑎𝑥=𝑡𝑓(𝐿2)+∆𝜃𝑓,𝐽(𝐿2)=327.39+19.77=347.16℃8）燃料元件包壳内表面最高温度𝐭𝐜𝐢,𝐦𝐚𝐱𝑡𝑐𝑖,𝑚𝑎𝑥=𝑡𝑐𝑠,𝑚𝑎𝑥+∆𝜃𝑐(𝐿2)∆𝜃𝑐(𝐿2)=𝑞̅1𝐹𝑞𝛿𝑐𝜅𝑐𝜋(𝑑𝑐𝑠+𝑑𝑐𝑖2)式中：𝛿𝑐为包壳厚度（m），𝛿𝑐=𝑑𝑐𝑠−𝑑𝑐𝑖2=9.5−8.62=0.45×10−3𝑚𝜅𝑐为包壳材料导热率[𝑊/(𝑚∙℃)]，近似认为燃料元件表面最高温度和内表面最高温度都发生在元件半高度处𝜅𝑐=0.00547(1.8𝑡𝑐𝑠,𝑚𝑎𝑥+32)+13.8=0.00547×(1.8×347.16+32)+13.8=17.39[W/(𝑚∙℃)]因而∆𝜃𝑐=0.0193×106×2.55×0.45×10−317.39×3.14×(9.5+8.62×10−3)=44.81℃故得𝑡𝑐𝑖,𝑚𝑎𝑥=347.16+44.81=391.97℃9）燃料芯块表面最高温度𝐭𝐮,𝐦𝐚𝐱𝑡𝑢,𝑚𝑎𝑥=𝑡𝑐𝑖,𝑚𝑎𝑥+∆𝜃𝑔(𝐿2)∆𝜃𝑔(𝐿2)=𝑞̅1𝐹𝑞ℎ𝑔𝜋(𝑑𝑐𝑖+𝑑𝑢2)式中ℎ𝑔是包壳与芯块间的气隙等效传热系数，这里取ℎ𝑔=5678𝑊/(𝑚2∙℃)，则∆𝜃𝑔=19.3×103×2.555678×3.14×(8.6+8.192×10−3)=328.8℃于是𝑡𝑢,𝑚𝑎𝑥=391.97+328.8=720.77℃10）计算燃料芯块的中心最高温度𝐭𝐨,𝐦𝐚𝐱∫𝜅𝑢𝑡𝑜,𝑚𝑎𝑥0𝑑𝑡=∫𝜅𝑢𝑡𝑢,𝑚𝑎𝑥0𝑑𝑡+𝑞̅1𝐹𝑞4𝜋=∫𝜅𝑢916.430𝑑𝑡+19.3×103×2.554×3.14×10−2查课本表3-7得∫𝜅𝑢673.380𝑑𝑡=45.14∫𝜅𝑢𝑡𝑜,𝑚𝑎𝑥0𝑑𝑡=38.65+39.18=77.83查课本表3-7可得𝑡𝑜,𝑚𝑎𝑥=2155℃2200℃四、课程设计总结或结论堆芯内部的燃料元件的温度设计终于完成了，经历了很多，也学到了很多。首先，经过此次的课程设计，掌握了核反应堆堆工设计的基本设计步骤，并在设计中对上课时所学的积分热导率，反应堆和工程热管热点因子