核反應度熱工分析課程設計

1、<p>　　1 設計目的 </p><p>　　通過本課程設計，達到以下目的：</p><p>　　深入理解壓水堆熱工設計準則；</p><p>　　深入理解單通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道（平均管）、熱通道（熱管）、熱點等在反應堆熱工設計中的應用；</p><p>　　掌握堆芯焓場的計算并求出體現(xiàn)反應堆

2、安全性的主要參數(shù)；燒毀比DNBR，最小燒毀比MDNBR，燃料元件中心溫度t0及其最高溫度t0,max，包殼表面溫度tcs及其最高溫度tcs,max等；</p><p>　　求出體現(xiàn)反應堆先進性的主要參數(shù)：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均熱流密度（熱通量），最大熱流密度，冷卻劑平均流速，冷卻劑出口溫度等；</p><p>　　通過本課程設計，掌握壓水堆熱工校核的具體工具；</

3、p><p><b>　　掌握壓降的計算；</b></p><p>　　掌握單相及沸騰時的傳熱計算。</p><p><b>　　2 設計題目</b></p><p>　　某壓水堆的冷卻劑和慢化劑都是水，用UO2作燃料，用Zr-4作燃料包殼材料。燃料組件無盒壁，燃料元件為棒狀，采用正方形排列。已知參數(shù)如

4、表1所示：</p><p><b>　　表2.1：</b></p><p>　　將堆芯自下而上分為6個控制體，其軸向歸一化功率分布如表2所示：</p><p>　　表2.2：堆芯歸一化功率分布　</p><p><b>　　3 計算過程</b></p><p>　　3.1流

5、體堆芯出口溫度(平均管) </p><p><b>　　(式3.1)</b></p><p>　　Cp按15.5MPa下流體平均溫度(tf,out + tf,in)/2查表得Cp= kJ/kgK。</p><p>　　采用迭代方法計算C語言程序代碼如下：</p><p>　　#include<stdio.h&

6、gt;</p><p>　　#include<math.h></p><p>　　#define limit 0.001</p><p>　　void main()</p><p><b>　　{</b></p><p>　　double tfo,tfi=292.4,cpi=5.242

7、73,cpo,a=0.09,tf,_tf,_cp,Fa=0.974,W=68500.0,Nt=3016.0,_tfo;</p><p>　　printf("請輸入假設的出口溫度 tfo:\n"); //估算實際的出口溫度在320至330之間。</p><p>　　scanf("tfo=%f",&tfo);</p><

8、p><b>　　do</b></p><p>　　{ _tfo=tfo;</p><p>　　tf=(tfo+tfi)/2;</p><p>　　if(tfo<320) </p><p>　　cpo=5.4655+(tfo-300)*0.7015/20;</p><p&

9、gt;<b>　　else</b></p><p>　　cpo=6.167+(tfo-320)*1.7645/20; //計算出口比容</p><p>　　_cp=5.4655+(tf-300)*0.7015/20; //計算平均比容</p><p>　　tfo=tfi+Fa*Nt*3600/(W*(1-a)*_cp); //迭

10、代出口冷卻劑溫度</p><p>　　}while(fabs(tfo-_tfo)>=limit);</p><p>　　printf("出口溫度：tfo=%f,\n,平均溫度：tf=%f,\n,出口比容：cpo=%f,\n,平均比容_cp=%f,\n",tfo,tf,cpo,_cp);</p><p><b>　　}</b&

11、gt;</p><p>　　平均溫度在310至320之間，故在程序中設置平均比容在310至320間差值并迭代而得，在320至330之間輸入不同的假設溫度，并在期間進行插值迭代而得。由此運算程序有如下結(jié)果：</p><p><b>　　圖3.1.1</b></p><p>　　由程序運算結(jié)果可知道平均管的出口溫度=322.0639</p&g

12、t;<p>　　平均溫度：=307.23206,</p><p>　　出口比容:=6.349107kJ/(Kg)</p><p>　　平均比容： kJ/(Kg)</p><p>　　3.2.燃料棒表面平均密度</p><p><b>　　==157</b></p><p><b

13、>　　=4.5252</b></p><p>　　==0.974=6.4916</p><p>　　燃料棒表面最大熱流密度</p><p><b>　　=6.4916</b></p><p><b>　　燃料棒平均線功率</b></p><p><b&

14、gt;　　=6.4916</b></p><p><b>　　=1.9364</b></p><p><b>　　燃料棒最大線功率</b></p><p><b>　　=</b></p><p><b>　　3.3平均管的情況</b></

15、p><p><b>　　平均管的流速</b></p><p><b>　　=157</b></p><p>　　=1/0.0014072=710.631</p><p><b>　　V==</b></p><p>　　3.4. 通道內(nèi)的截面積和流量</

16、p><p>　　為簡化計算起見，假定熱管內(nèi)的流體流速和平均管的V相同。則</p><p>　　同樣，熱管四根燃料元件間組成的單元通道內(nèi)的流量</p><p><b>　　=</b></p><p>　　3.5.熱管中的計算 （按六個控制體計算）</p><p>　　3.5.1熱管中的流體溫度</

17、p><p><b>　　設cn=</b></p><p>　　=75329.2265</p><p><b>　　則</b></p><p>　　查表可得在壓強為15.5Mp下，溫度為300時，比容為5.4655KJ/(Kg),溫度為320時，比容為6.167 KJ/(Kg)，溫度為340 KJ/(Kg

18、)。</p><p>　　由于比容和出口溫度都不知道，故只能通過迭代計算,迭代的思路是：根據(jù)進口溫度，估計出口溫度的范圍，如第一段控制體進口溫度=292.4，假設出口溫度在300下，故可以假設=300，由平均溫度查出比容，進而由公式算出，再由新的平均溫度查出以此再算出算出，以此類推，再由算出迭代誤差。如果最后迭代的結(jié)果與假設的出口溫度相差較大就另假設一個出口溫度再這樣計算。要求迭代誤差小于0.01。計算結(jié)果如下：

19、</p><p>　　①表3.5.1.1：第一段控制體</p><p>　?、郾?.5.1.3：第三段控制體</p><p>　　④表3.5.1.4：第四段控制體</p><p>　?、荼?.5.1.5：第五段控制體</p><p>　?、薇?.5.1.6：第六段控制體</p><p><

20、b>　　總結(jié)得到表如下：</b></p><p>　　3.5.2控制體出口處的包殼外壁溫</p><p><b>　　= （式3.2）</b></p><p><b>　　式中：可以用</b></p><p><b>　　所以，</b></p>

21、<p><b>　　式中:Re==</b></p><p><b>　　0.01179m</b></p><p>　　流體的、和Pr數(shù)根據(jù)流體的壓力和溫度由表查得；</p><p>　　如果流體已經(jīng)達到過冷沸騰，用Jens-Lottes公式：</p><p><b>　　作為判

22、別公式。</b></p><p><b>　　=+</b></p><p><b>　　當時，用前面的式子</b></p><p><b>　　當時，用</b></p><p><b>　　表3.5.2.1</b></p><

23、;p><b>　　總結(jié)得出以下表格：</b></p><p><b>　　表3.5.2.2</b></p><p>　　3.5.3控制體出口處的包殼內(nèi)壁溫</p><p>　　=ln() （式3.3）</p><p>　　式中：Zr-4的 </p>

24、<p>　　由于平均溫度不知道，故假設，迭代出，進而再算出，計算結(jié)果如下：</p><p>　　①表3.5.3.1：第一段控制體</p><p>　?、诒?.5.3.2：第二段控制體</p><p>　　③表3.5.3.3：第三段控制體</p><p>　?、鼙?.5.3.4：第四段控制體</p><p>　

25、?、荼?.5.3.5：第五段控制體</p><p>　?、薇?.5.3.6：第六段控制體</p><p>　　得出表3.5.3.7：</p><p>　　3.5.4第一個控制體出口處的芯塊外表面溫度</p><p><b>　?。ㄊ?.4）</b></p><p>　　計算結(jié)果如下：表3.5.4.

26、1</p><p>　　3.5.5第一個控制體出口處的芯塊中心溫度</p><p>　　用積分熱導求解的方法，即</p><p><b>　?。ㄊ?.5）</b></p><p>　　計算結(jié)果如表3.5.5.1下：</p><p>　　由芯塊中心溫度可知，=2052.193。</p>

27、<p>　　綜上所有的溫度的如下表3.5.5.2：</p><p><b>　　畫圖如下：</b></p><p>　　圖3.5.5.1 溫度沿軸向分布</p><p>　　3.5.6熱管中（為了簡化計算，不考慮熱流密度非均勻分布的影響)</p><p><b>　　用W-3公式計算,</b

28、></p><p><b>　?。ㄊ?.6）</b></p><p>　　式中：為軸向均勻加熱的臨街熱流密度；p為冷卻劑工作壓力（Pa）；G為冷卻劑質(zhì)量流密度；為冷卻劑通道的當量直徑（m）；為冷卻劑通道的飽和比焓；為堆芯進口處冷卻劑的比焓；為計算點z處的平衡含氣量，為其絕對值。平衡含氣量的計算式為：</p><p>　　其中為飽和汽化潛熱

29、，且查表得966.3664。</p><p><b>　　定位架修正系數(shù)：</b></p><p><b>　　（式3.7）</b></p><p>　　式中：為冷卻劑的熱擴散系數(shù)，單箍型定位架時，可取。</p><p>　　計算結(jié)果表3.5.6.1：</p><p>　　3

30、.5.7DNBR的計算</p><p>　　DNBR= （式3.8）</p><p>　　計算結(jié)果的表3.5.7.1：</p><p>　　根據(jù)數(shù)據(jù)有如下表3.5.7.2：</p><p><b>　　作圖如下：</b></p><p>　　圖3.5.7.1 燃料元件表面熱流密度和D

31、NBR沿軸向分布</p><p>　　3.5.8計算熱管中的壓降</p><p>　?、賳蜗嗔黧w的摩擦壓降 （式3.9）</p><p><b>　　式中f=</b></p><p>　　計算結(jié)果如下表3.5.8.1：</p><p>　　總的摩擦壓降=30277.70

32、972Pa</p><p>　?、?單相流體加速壓降 （式3.10）</p><p><b>　　表3.5.8.2：</b></p><p>　　③單相流體提升壓降： </p><p><b>　?。ㄊ?.11）</b></p>

33、<p>　　24646.30039Pa</p><p><b>　?、芫植繅航担?lt;/b></p><p>　　1)出口： （式3.12）</p><p>　　14499.88484Pa</p><p>　　2) 進口：9276.676482Pa （式3.13</

34、p><p>　　⑤ 局部壓降，定位格架出口 =14106.11308Pa （式3.14</p><p>　　其中，比容按相應的流體壓力和溫度，由表查得。</p><p><b>　　4結(jié)果分析：</b></p><p><b>　　4.1冷卻劑的溫度</b></p>&l

35、t;p>　　冷卻劑的溫度沿軸向升高，且在第三個和第四個控制體的進出口溫差最大，兩邊的溫差近似對稱分布。說明熱管在中心處的功率最大，近似余弦分布。堆芯熱管出口處達到最大值=335.6385，與平均管出口溫度=322.0639相比，溫差只有13，說明堆芯功率分布比較均勻。此外，在工作壓力為15.5Mp下，飽和溫度為=346.6373，堆芯冷卻劑并未達到飽和，且離飽和溫度還有10左右，故堆芯處于比較安全的工作狀態(tài)。</p>

36、<p><b>　　4.2包殼溫度</b></p><p>　　由計算結(jié)果可知，包殼內(nèi)外壁溫都在在第四個控制體，即中心偏上處出現(xiàn)最大值=346.8905,而包殼內(nèi)壁溫度最大值=396.9634。</p><p><b>　　4.3芯塊溫度</b></p><p>　　芯塊溫度在堆芯中間處的溫度最大，而且芯塊中心

37、與外表面存在著溫差，甚至溫差達到進兩倍，故極易是芯塊發(fā)生熱膨脹和腫脹，這也是為什么要采取碟形加倒角的措施的原因。</p><p>　　而芯塊中心最高溫度=2052.193，所以芯塊不會發(fā)生融化。</p><p><b>　　4.4溫差</b></p><p>　　從計算結(jié)果可以了解到，膜溫差和包殼導熱溫差只有幾十度，而包殼內(nèi)與芯塊外表的氣隙溫差

38、和芯塊中心與外表的溫差可以達到六七百度，故消除導熱難題應從這兩者入手。</p><p><b>　　4.5熱流密度</b></p><p>　　有圖3.5.7.1知，熱流密度呀沿軸向成余弦分布，符合理論結(jié)果。</p><p><b>　　4.6MDNB</b></p><p>　　計算中得知，MDN

39、B=3.18122.0,所以這種堆型運行十分安全。</p><p><b>　　4.7誤差</b></p><p>　　由于采用W-3公式計算而其公式試用范圍為xe：（-0.15~+0.15）而本題計算的xe已超過此范圍，因此的計算是不準確的，也出現(xiàn)了一定的錯誤。需要改正。在處理物性時簡單的采用了數(shù)直線性插值法，這種處理方法簡單，粗糙。這樣就給計算結(jié)果帶來較大誤差，甚

40、至出現(xiàn)錯誤。此外，由于有大量的計算，計算中有取舍，故誤差會在計算中積累和放大。</p><p><b>　　5參考資料</b></p><p>　　[1] 于平安, 朱瑞安, 喻真烷, 等. 核反應堆熱工分析[M]. 第三版. 上海: 上海交通大學出版社, 2002.</p><p>　　[2] 俞冀陽, 賈寶山. 反應堆熱工水力學[M]. 北

41、京: 清華大學出版社. 2003.</p><p>　　[3] 趙兆頤, 朱瑞安. 反應堆熱工流體力學[M]. 北京: 清華大學出版社. 1992.</p><p>　　[4] M. M. 埃爾-韋基爾. 核反應堆熱工學[M]. 北京: 原子能出版社, 1976.</p><p>　　[5] 湯孫, J. 韋斯曼. 壓水反應堆熱工分析[M]. 北京: 原子能出版社,