核反应堆初步设计说明书

“核反应堆初步设计”课 程 设 计 说 明 书哈尔滨工程大学核科学与技术学院2目 录目 录 .2第 1 章 绪 论 .11.1、课程设计目的和要求 .11.2、课程设计内容 .1第 2 章 反应堆稳态热工计算 .22.1 引言 .22.2 应用单通道模型进行反应堆热工设计 .31、反应堆总热功率计算 .32、燃料元件的总传热面积的计算 .33、燃料元件根数及堆芯尺寸的确定 .54、反应堆有效流量 W有 效 计算 .65、平均管冷却剂的质量流速的确定 .66、平均管冷却剂的焓场 Hf,m(z)计算 .77、堆芯平均管的各类压降计算 .78、热管的有效驱动压头计算 .99、热管冷却剂的焓场计算 .92.3 燃料元件的传热校核计算 .102.3.1 功率分布函数 z表达式 .102.3.2 热管的温度场表达式 .112.3.3 包壳表面温度分布函数 .122.3.4 燃料中心温度的分布函数 .13第 3 章 反应堆稳态工况水力计算 .153.1 引言 .153.2 一回路内的流动压降和水泵功率 .153.3 反应堆自然循环能力分析 .17第 4 章 反应堆压力容器设计与部件图绘制 .174.2 薄壁容器的应力分析和强度设计 .184.3 管道的强度分析 .19第 5 章 计算程序与计算结果 .205.1 Matlab 程序如下 .205.2 程序计算结果 .28参考文献 .33附录 1：反应堆稳态热工计算表 .34附录 2 燃料温度校核计算表 .38附录 3 反应堆稳态工况水力计算表 .41附录 4 反应堆压力容器强度计算表 .411第 1 章 绪 论1.1、课程设计目的和要求1、运用“反应堆热工”课程中所学的知识，并加以巩固、充实和提高。2、掌握反应堆热工水力设计计算的方法与步骤。3、具有初步综合考虑反应堆结构设计的能力。4、培养学生查阅资料，合理选择和分析数据的能力，提高学生的运算、绘图等基本技能。5、培养学生对工程技术问题的严肃认真和负责态度。1.2、课程设计内容本课程设计中主要内容有：1、完成反应堆的方案设计与论证2、完成反应堆的稳态热工计算与传热校核3、完成反应堆稳态水力计算4、完成压力容器设计5、完成压力容器制图（0 号图纸） 、燃料元件制图与栅元图（共用 2 号图）编写完整的设计说明书。2第 2 章 反应堆稳态热工计算2.1 引言反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统。反应堆热工设计所要解决的具体问题，就是在堆型和为进行热工设计所必要的条件已定的前提下，通过一系列的热工水力计算和一、二回路热工参数最优选择，确定在额定功率下为满足反应堆安全要求所必要的堆芯燃料元件的总传热面积、燃料元件的几何尺寸、以及冷却剂的流速（或流量） 、温度和压力等，使堆芯在热工方面具有较高的技术经济指标。在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，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反应堆热工设计准则。反应堆在整个运行寿期内，不论是处于稳态工况，还是处于预期的事故工况，它的热工参数都必须满足这个设计准则。反应堆的热工设计准则，不但是热工设计的依据，而且也是安全保护系统设计的原始条件；除此之外，它还是制定运行规程的出发点。堆热工设计准则的内容，不但随堆型而不同，而且是随着科学技术的发展、堆设计与运行经验的积累以及堆用材料性能和加工工艺的改进而变化的。例如早期设计的压水动力堆，是不允许冷却剂发生过冷沸腾的；而近期设计的压水动力堆，则不但允许冷却剂发生过冷沸腾，而且还允许在堆芯最热通道出口处发生饱和沸腾（但堆芯出口处混合后的水温仍低于饱和温度） 。因为这样做可以提高堆芯出口处冷却剂的温度，从而可提高核电站的热效率。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有下列几点：1.燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。通常用 DNBR 来定量地表示这个限制条件，所谓 DNBR 是指利用专门的公式根据堆内某处燃料元件周围的冷却剂状态所预计的临界热流量与该处燃料元件表面的实际热流量之比。在整个堆芯内的这个 DNBR 的最小值称为最小 DNBR；为了使燃料元件不易烧毁，在计算的最大热功率下，最小 DNBR 不应低于某一规定值。如果用来预计临界热流量的公式没有误差，则最小 DNBR 为 1 时，即表示燃料元件表面要发生沸腾临界。如果计算公式存在误差，那么最小 DNBR 就要定得比 1 大些。2.燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。目前压水动力堆大多采用二氧化铀作为燃料。二氧化铀的熔点约为 2800，但经过辐照后，其熔点有所降低。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降低于 2650左右。在稳态热工设计中，现有的公开文献表明，燃料元件中心最高温度的限制值大多介于 22002450之间。包壳温度不超过 350。3.在稳态额定工况时，要求在计算的最大热力功率情况下，不发生流动不稳定性。对于压水堆，实际上只要堆芯最热通道出口附近冷却剂中的含汽量小于某一数值，即不会发生流动不稳定性。在早期的堆热工设计中，普遍采用的分析模型是单通道模型。即把所要计算的热管看作是孤立的、封闭的，它在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷3却剂的动量、质量和热量的交换。这种分析模型最适合于计算闭式通道。对于开式通道，由于相邻通道间的流体发生横向的质量、动量和热量的交换，应用这种模型进行分析就显得粗糙了；不过，为了简化计算，也有用此模型进行计算的，只要再用一个流体横向交混工程热管因子来修正焓升就可以了。近年来在堆热工设计中发展了比较精细的分析模型即子通道模型。所谓子通道模型，即认为相邻通道是互相关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量的交换。因此，在子通道内，沿着堆芯高度，不但流体焓在变化，而且流体的质量流速也在变化。任何反应堆的设计，其共同的要求是，确保反应堆安全可靠地运行。但由于设计任务和已知条件各不相同，对于经济性要求和特殊要求的侧重面就不相同，反应堆热工设计的步骤也并非是一成不变的。例如对舰船用核动力装置，往往把尺寸和重量的限制放在第一位；而对陆用核电站，尺寸和重量的限制是第二位的，经济性要求往往放在第一位。下面对本课程设计中设计的核电站的反应堆热工设计进行详细的说明。2.2 应用单通道模型进行反应堆热工设计1、反应堆总热功率计算根据任务书提出的电站总功率要求，堆热工设计方面应与一、二回路系统设计方面初步商定有关的热工参数。属于二回路系统的热工参数主要有动力循环蒸汽初参数及给水温度；而属于一回路系统的热工参数则是堆内冷却剂的工作压力、温度和流量。一般给出核电站电功率和电站总效率。反应堆热功率为：(2.1)tetN式中 Nt反应堆热功率，W；Ne电站电功率，W；电站总效率。t2、燃料元件的总传热面积的计算根据堆芯输出的总热功率和燃料元件表面平均热流密度 可求得所需的燃q料元件总传热面积 At,m2。(2.2)ttuNA=Fq式中 Fu燃料释热占堆芯总释热的份额，一般取 Fu=0.9744燃料元件表面热流密度 的计算如下：首先应用 W-3 公式计算均匀加热时q的临界热流密度 qDNB,EU，W/m 2:(2.3)68-8,76=3.1540.310+.72410exp89.59(.|)(.2e2DNBEUsatinppxGH（ ） （ ）（ ） sF式中 P冷却剂压力，Pa；质量含汽率，15%之间，本设计中取 0；xG冷却剂质量流速，kg/(m 2h)，这里先假定一个冷却剂质量流速做试计算，后由计算出来的平均管冷却剂的质量流速迭代出合理的结果；Hsat饱和水焓，J/Kg 需查表；De当量直径,m（2.4）24()sesdp正方形栅元的栅距,m；pFs为定位格架修正因子；正方形栅元的栅距与水铀比有如下关系：（2.5） 2)()+442HOscgsUNP(dd式中： 包壳厚度，m；c燃料与包壳之间的气隙，m；g水铀比，按 23.5 之间数值取值，本设计中选2HOUN取 2.1。定位格架修正因子 Fs是考虑定位格架搅混因素对临界热流密度影响的修正系数。对于目前通常使用的蜂窝状定位格架，该修正因子用下式计算：（2.6）0.3561.03()(4.8219SGa式中 定位格架混流扩散系数，温度在 260至 340时， 取值在a a0.0190.060，本设计中选取 0.040。对于非均匀加热时的临界热流密度：5（2.7）,DNBEUBncqF式中 热流密度不均匀修正因子，在这里取 =1.05。cF cF最大允许热流密度：,/maxDNBnqMR（2.8）式中 MDNBR最小烧毁比，在这里 MDNBR 取 1.31.8，本设计中选取 1.4。平均热流密度：（2.9）maxqF式中 F总热流密度热点因子：(2.10)NE式中 核热点因子；N工程热点因子，取值 1.16；E核热点因子:（2.11）NRZFg式中： 径向核热点因子，取值 1.50轴向核热点因子，取值 1.48NZ由以上各式可确定平均热流密度 ，进而可确定燃料元件总传热面积 At。q3、燃料元件根数及堆芯尺寸的确定根据堆芯总传热面积可以确定燃料组件和堆芯的尺寸。1）燃料元件总根数：（2.12）ttussAN=FdLq式中： L堆芯高度（活性段高度） ，m，由于加工制造等原因，要求在 3.03.8 米之间。燃料元件（包壳）外径。sd2）燃料直径与组件数和堆芯高度的关系正方形组件元件数与组件尺寸之间的关系为：6(2.13)224efNlDn式中： n每个组件内的元件数，1717 燃料组件内为 264 根组件的边长，采用 1717 燃料组件， =17 ，ml lPDef堆芯等效直径，要求不超过 3.5mN/n燃料组件数量由式 2.12 和式 2.13 可得：(2.14)24tef uslNDFndLq上式有两个未知量，即堆芯等效直径和堆芯高度，高径比 L/Def一般在0.91.5 之间。可先定出 L/Def的值后，代入下式 234()tef useflFLndqD即可求得 Def和 L 值。进而燃料元件的总根数也就可以确定,燃料的组件数也随之确定。在这里应注意的是应对燃料元件总数取燃料组件内的燃料元件数的整数。4、反应堆有效流量 计算W有 效堆芯热功率给定的情况下，反应堆有效流量与反应堆进出口温差相关联，进出口温差大，则流量小，则主泵功率小，但堆芯安全性降低；进出口温差小，则流量大，安全性提高，但主泵耗费功率大。因而需要考虑两方面参数的优化选择。本设计取温差为 30。进口温度及压力已知从而进口比焓 Hin已知，堆芯出口比焓值 Hout与出口温度及压力有关。（2.15）touinNW有 效5、平均管冷却剂的质量流速的确定根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算。例如在水堆热工稳态设计中，要计算热管中的最小 DNBR，燃料元件包壳外表面最高温度以及燃料芯块中心最高温度。而要计算以上各个值，首先必须预先知道热管内冷却剂的轴向焓场分布。可是，计算冷却剂焓场分布必须先要知道热管内冷却剂的质量流速；计算冷却剂质量流速又必须知道流体物性参数；而流体物性又与流体焓场有关。因此，在燃料的有效冷却剂流量确定后，整个冷却剂质量流速场与焓场的计算7过程，实质上是冷却剂的热量守恒方程和动量守恒方程间的迭代过程。为了计算热管冷却剂的焓和质量流速，还得事先求出平均管的相应参数。平均管的冷却剂质量流速 Gm，等于冷却堆芯燃料元件的有效冷却剂流量除以冷却剂的有效流通截面积。所谓冷却燃料的有效冷却剂流量，是指进入堆压力壳的冷却剂总流量中用来冷却燃料元件的那一大部份流量。还有一小部份流量不参与燃料元件的冷却，它们是：从压力壳进口直接漏到出口接管的流量；从堆芯下腔室向上流经堆芯外面围板与吊篮之间的环形空间，而后进入堆芯上腔室，再流至压力壳出口接管的流量；流入控制棒套管内，用以冷却控制棒，而后流出套管与堆芯上腔室的流体混合，随后再流出压力壳的流量；流经控制棒套管外围不参与冷却燃料元件的一部份流量；从压力壳进口处直接流到压力壳上封头内、供冷却上封头之用的一部分流量。以上这些不流经燃料元件周围、不参与冷却燃料元件的冷却剂流量，称为非有效流量、旁通流量、或漏流，并用旁流系数 来定量描述，即a(2.16)atW式中： Wt冷却剂的总流量,kg/h；W 冷却剂的旁通流量,kg/h。总流量计算公式如下：（2.17）(1)ta有 效不同结构的反应堆，其旁流系数是不同的，通常先由堆热工设计方面提出一个合理的数值，而后由结构设计和结构试验予以实现。本设计中取 0.04。当已知旁通流量后，即可求得平均管的冷却剂质量流速 ，kg/m 2h；mG(2.18)(1)atmbWGNA式中: Ab相应于一根燃料元件栅元的冷却剂流通截面,m 2；(2.19)24sbdAp此时求出的冷却剂质量流速 Gm与 W-3 公式中使用的不同,需要进行多次迭代计算,使求得的值相对误差小于 0.5%。6、平均管冷却剂的焓场 Hf,m(z)计算其计算公式为:(2.20),0()()zLfmfinmbqAzdG式中 A L一根燃料元件单位长度上的外表面积，m 2/m。为坐标 处的轴向功率归一化系数，为简化计算，其值为 1。()z87、堆芯平均管的各类压降计算（1）提升压降：（2.21）21()elpgzgL（2）加速压降：（2.22）2211()ammGV式中： Gm质量流速，kg/m 2sV1、 V2截面 1 与 2 的冷却剂流速、 截面 1 与 2 的密度（进出口端面）（3）摩擦压降采用达西公式计算：（2.23）2feLVpD式中： 摩擦系数f当量直径eD达西公式计算摩擦压降的关键在于摩擦系数 的计算