核反应堆热工水力课程设计VIP免费

标准文案大全一、设计要求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。5.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。二、设计任务某压水反应堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，Zr-4作燃料包壳材料。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P15.8MPa堆芯输出热功率Nt1820MW冷却剂总流量W32500t/h反应堆进口温度tfin287℃堆芯高度L3.60m燃料组件数m121燃料组件形式n0×n017×17每个组件燃料棒数n265燃料包壳外径dcs9.5mm燃料包壳内径dci8.6mm燃料包壳厚度δc0.57mm燃料芯块直径du8.19mm燃料棒间距（栅距）s12.6mm两个组件间的水隙δ0.8mmUO2芯块密度ρUO295%理论密度旁流系数ζ5%燃料元件发热占总发热份额Fa97.4%径向核热管因子1.33轴向核热管因子1.520热流量核热点因子=2.022热流量工程热点因子1.03焓升工程热点因子(未计入交混因子)1.142标准文案大全交混因子0.95焓升核热管因子=1.085堆芯进口局部阻力系数Kin0.75堆芯出口局部阻力系数Kout1.0堆芯定位格架阻力系数Kgr1.05若将堆芯自下而上分为3个控制体，其轴向归一化功率分布见下表：表堆芯归一化功率分布（轴向等分3个控制体）自下而上控制体号123456归一化功率分布0.481.021.501.560.960.48通过计算，得出：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在轴向上的变化；6.计算堆芯压降三、设计正文（详细的计算过程、计算结果及分析）1.计算过程1.1堆芯流体出口温度（平均管）按流体平均温度以及压力由表中查得。假设℃，查表得℃经过输入所查程序不断迭代得℃误差小于0.5℃。如需更精确的值，可以继续进行迭代计算。1.2燃料表面平均热流密度总式中总为堆芯燃料棒的总传热面积总代入数据得总标准文案大全燃料棒表面最大热流密度qmax代入数据得燃料棒平均线功率代入数据得燃料棒最大线功率代入数据得1.3平均管的情况平均管的流速V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:由1.1知℃，查表得标准文案大全1.4为简化计算起见，假定热管内的流体流速Vh和平均管的V相同。同样，热管四根燃料元件组成的单元通道内的流量代入数据得（）?1.5热管中的计算（按一个单元通道计算）（1）热管中的流体温度ΔΔ其中取平均温度对应的参数值，需要进行迭代计算，下面给出第一控制体出口处温度的算法假设℃,查表得℃,带入上式℃与假设误差较大，进行迭代，查表知℃℃误差℃，可以不再进行迭代，就取℃同理由程序迭代可求得第二控制体出口处流体温度℃标准文案大全第三控制体出口处流体温度℃第四控制体出口处流体温度℃第五控制体出口处流体温度℃第六控制体出口处流体温度℃(2)第一个控制体出口处的包壳外壁温度Δ?式中：h(z)为单相水强迫对流换热系数℃，可以利用以下公式来求ελ所以λε式中流体的λ、μ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：Δ其中为气体的饱和温度，p的单位为MPa，时，℃当ΔΔ时，用前面的式子当ΔΔ时，用Δ替换掉Δ代入数据得标准文案大全Δ?Δ第一控制体出口处℃，查表可得λ℃φμΔ℃Δ℃故Δ℃其余同理由程序计算得出结果如下第二控制体出口处℃，查表可得λ℃φμΔ...