MW热工设计书

1、目录一课程设计的目的二课程设计的任务三热工设计的作用四热工设计的方法五原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析1、商定有关热工参数2、确定燃料元件参数3、计算平均通道的质量流速4、平均通道冷却剂的焓场5、平均通道的压降6、计算热管的有效驱动压头7、计算热管冷却剂的焓场8、最小临界热流密度比MDNBR9、热通道内燃料元件温度场六设计分析七参考书目一 课程设计的目的通过课程设计，初步掌握压水堆堆芯稳态热工设计的原理、方法，并能综合运用已学的知识对结果加以分析。 二课程设计的任务以100、60万、30万千瓦压水堆为设计对象，要求在热工设计准则的约束下，利用单通道模型进行下列工作：1确定出核电厂有关热

2、工参数（热功率、堆内冷却剂的工作压力、温度和流量等）2确定出燃料元件参数（栅格排列方式、栅距、芯块直径、包壳直径、元件数、堆芯直径、堆芯高度等）3根据热工设计准则中规定的内容进行有关的计算1）计算平均通道冷却剂的质量流密度2）计算平均通道冷却剂的焓场3）计算平均通道的各类压降4）计算热管的有效驱动压头和冷却剂的质量流密度5）计算热管的冷却剂焓场（实际上就是计算确定热点因子和焓升热通道因子）6）计算最小DNBR7） 计算燃料元件的温度三热工设计的作用热工设计在整个反应堆设计过程中，起主导作用和桥梁作用四热工设计的方法单通道模型：是热工水力设计中所采用的一种比较简单的模型。用单通道模型编制的计算机

3、程序在设计时通常采用二根通道：一根为名义通道，它的所有参数均为名义值，另一根为热通道，将所有不利因子均加在热通道上，它是堆芯的极限通道。通道之间不考虑质量、能量和动量交换，最多只能考虑热通道中因阻力增大而使其流量再分配和因交混效应而使热通道中冷却剂焓值下降两种机理。五原始数据的选择、计算过程、计算结果及分析1、商定有关热工参数反应堆输出的热功率已知：核电厂电功率Ne :900MW 电厂效率：压水堆核电厂毛效率（发电效率）0.3550.385 压水堆核电厂净效率（供电效率）（扣除厂用电）0.3150.345 取核电厂总效率0.333（取自反应堆热工设计手册编写：周全福）2、确定燃料元件参数燃料元

4、件的传热面积SFu是燃料内释热量占堆芯总发热量的份额(在大型压水堆设计中通常取 应根据实验或参照同类型相近功率的反应堆初步确定燃料元件表面平均热流密度-q根据大亚湾900MW堆，燃料元件表面平均热流密度取624.0KW/m2 （核动力装置热力分析彭敏俊，附录12)3、计算平均通道的质量流速，旁通系数根据以下数据，热工水力参数的名义值和设计中的取值参数名恰希玛核电站大亚湾核电站名义值偏差取值名义值偏差取值冷却剂流量(m3/h)33600322007137068520堆芯功率份额(-)1±3%1.031±2%1.02冷却剂平均温度(°C)302±330531

5、0±2.2312.2系统压力(MPa)15.3±0.19615.115.5±0.2115.29旁通流量(%)<354.36.5核焓升因子(-)1.6875*1.68751.55*1.55工程焓升因子(-)11.0411.033*此为技术规格书中的限值旁通系数取6.5%，(核动力装置热力分析彭敏俊，附录12)，根据大亚湾的规格取较大冷却剂流量52650t/h,根据热工水力设计手册（周全副）=A组件=0.02606m2，N=157。4、平均通道冷却剂的焓场等效于堆芯有效高度L=3.66m,Ab=0.02606m2 AL=SN*L=4214.4/(157*3.66

6、)=7.334m2入口焓值由冷却剂入口温度查表得到，冷却剂入口温度根据大亚湾堆型取292.4，压力为15.5。查饱和水蒸气表并且线性插值得到入口焓值算得出口焓值，反查温度为325.98冷却剂平均焓值为1402kJ/kg，反查温度为309.9。根据309.9，15.5MPa查得密度=704.9856kg/m3；=8.461*10-5pa*s平均通道冷却剂焓场分布图如下：堆芯高度Z(m)焓值kJ/kg5、平均通道的压降l 提升压降，l 加速压降，l 摩擦压降，l 形阻压降。1)提升压降由平均管冷却剂的焓值和系统的压力查得平均密度=704.9856kg/m3；平均动力粘度=8.461*10-5kg/

7、m*s2)加速压降平均通道冷却剂入口温度292.4，15.5MPa,查得=741.6425kg/m3=9.148*10-5kg/m*s平均通道冷却剂出口温度325.98，15.5MPa,查得=663.6856 kg/m3=7.795*10-5kg/m*s 3)摩擦压降栅距12.6mm，燃料棒直径9.5mm, 堆芯中部但是考虑边缘栅格，当量直径会变大，估算得10.5mm,但是不会大于12.6mm,保守估计取一个较大的当量直径11.9mm。当Re > 104是湍流区。故判定冷却剂在通道中处于湍流区4）形阻压降由于是等截面直通道故形阻压降为0平均通道的压降：6、计算热管的有效驱动压头kf,h为

8、热管摩擦压降的下腔室修正因子ka,h为热管各形阻压降及加速压降的下腔室修正因子，均已经由第六步求出，由于是等截面直通道为由于下腔室流量分配不均匀而使热通道流量减少的百分数，则 ；N0.2 计算：7、计算热管冷却剂的焓场可以得到是平均通道冷却剂流量，因为热管和平均管流通面积相同，所以Gh=/1.03=3342.2/1.03=3244.9kg/m3s查得同类型反应堆的=1.55，=1.033 ， FqE=1.03。焓场分布图如下8、最小临界热流密度比MDNBR计算方法：有了热通道内的冷却剂质量流速Gh及焓场 ，就可计算热通道的临界热流密度，并根据实际热流密度 ，根据公式 ，计算热通道轴向燃料元件表

9、面的临界热流密度比DNBR及最小临界热流密度比MDNBR，从而确定是否满足反应堆热工设计准则的要求。计算过程：经验证，符合W3公式的适用范围。 轴向均匀加热通道的临界热流密度，W/m2；p冷却剂工作压力，Pa；P=15.5Mpa计算点z 处的热力学平衡含汽率；G 冷却剂质量流速，kg/(m2h)；Gh =3244.9kg/m2s冷却剂通道的当量直径，m；=.0.0119m冷却剂的饱和焓，J/kg；=1629.88kJ/kg堆芯入口处冷却剂的焓，J/kg。=1303.22KJ/kg由MATLAB作出在通道内的分布图如下用MATLAB作图得DNBR分布图如下：z=2.292.34m时，得到最小DN

10、BR，MDNBR=2.204符合设计准则的要求。9、热通道内燃料元件温度场典型的温度分布示意图在热通道内燃料元件温度场的确定中，将燃料元件高度方向的原点设置在元件中心，即Z的范围是（-1.83,1.83）m。冷却剂的温升：，冷却剂入口温度是292.4，沿燃料元件轴向分布的冷却剂温度场： 冷却剂-包壳：,，定性温度tf=309.2，动力粘度=8.49*10-5kg/（m*s），K=0.5444w/（m），算出普朗特数1.40水纵向流过平行棒束，P=12.6mm,d=9.5mm，对于正方形栅格： C = 0.042 P/d - 0.024=0.032定性尺寸L=0.0119m，h=1223.26*

11、0.5444/0.0119=56481.8w/（m2）包壳：查表得=9.5mm,壁厚0.57mm, (水冷动力堆燃料包壳材料：锆合金周汇东编原子能出版社)目前接触导热模型往往引入一个经验间隙等效传热系数来处理间隙传热问题，一般都采用经验值5678w/（m2），=8.19mm用MATLAB作出燃料芯块中心及表面的温度场分布：燃料芯块中心最高温度1471，出现在Z=0.02m处，即中心偏上的地方。在稳态热工设计中，目前选取的燃料芯块内最高温度限值为22002450，所以符合设计准则的要求。燃料芯块表面最高温度374.3，出现在Z=0.3m处，即中心偏上的地方。目前选取的燃料芯块内最高温度限值为22002450，符合设计准则的要求。芯块中心最高温度点的位置更接近中心位置，这是因为燃料芯块中心温度的数值受温压数值的影响比燃料芯块表面的温压数值61.71更大。六设计分析利用单通道模型对900MW压水堆进行稳态热工设计，经过计算分析，在所选的设计参数下，燃料芯块内最高温度低于其相应燃耗下的熔化温度，低于2200，为运行过程中可能发生的动态工况留有一定裕量；燃料元件外表面不会发生沸腾临界，MDNBR低于规定的允许值2.2；能够保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却，在事故工况下能提供足够冷却剂以排出堆芯余热；在稳态和可预计的动态运行过程中，不发生流动