核反应堆热工水力课程设计解析Word文档格式.docx

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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δ0.8mm

UO2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

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

1

2

3

4

5

6

归一化功率分布

0.48

1.02

1.50

1.56

0.96

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

式中为堆芯燃料棒的总传热面积

代入数据得

燃料棒表面最大热流密度qmax

燃料棒平均线功率

燃料棒最大线功率

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

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

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

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

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

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

所以

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：

其中为气体的饱和温度，p的单位为MPa，

当时，用前面的式子

当时，用替换掉

第一控制体出口处

，查表可得

故

其余同理由程序计算得出结果如下

第二控制体出口处

第三控制体出口处

第四控制体出口处

第五控制体出口处

第六控制体出口处

（3）包壳内壁温度

式中Zr-4的

代入数据得：

由于与平均温度有关，由程序迭代计算结果如下

第一控制体出口处

第二控制体出口处

第三控制体出口处

第四控制体出口处

第五控制体出口处

第六控制体出口处

（4）燃料芯块外表面温度

式中是包壳与芯块间的气隙等效传热系数，这里取

第一个控制体出口处

第二个控制体出口处

第三个控制体出口处

第四个控制体出口处

第五个控制体出口处

第六个控制体出口处

（5）燃料芯块中心温度用积分热导求解的方法，即

其中

令

由于函数递增，可以通过二分法求解f（x）的根得出二氧化铀中心温度

通过编程可求得结果如下

1.6热管中的

用w-3公式计算，同样对3个控制体都算

p为冷却剂工作压力（Pa），G为冷却剂质量流密度,为冷却剂通道的当量直径（m）,为冷却剂的饱和比焓（J/kg）,为控制体进口处冷却剂的比焓（J/kg）,为计算点z处的平衡含气量，为其绝对值。

平衡含气量的计算式为

其中为汽化潜热（J/kg）。

通过程序计算得出结果如下

1.7DNBR的计算

同理可求其余段DNBR，结果如下：

1.8计算热管中的压降

单相流体的摩擦压降

式中：

使用公式编程分别计算六段控制体的摩擦压降

单相流体加速压降：

同样使用公式编程分别计算六段控制体的加速压降

单相流体提升压降

同上

局部压降，出口：

局部压降，进口：

局部压降，定位格架出口压降

以上所使用的比热容和动力粘度都通过软件查询后输入代码中进行计算。

通过程序计算结果如下

分段压降变化

控制体

提升压降/pa

4.397

4.316

4.173

3.984

3.813

3.708

摩擦压降/pa

1.003

0.935

0.450

0.445

0.439

0.435

加速压降//pa

0.117

0.269

0.453

0.565

0.412

0.228

总压降为

2.计算总结

温度汇总表

控制段

控制体外流体出口温度/℃

包壳外表面温度℃

包壳内表面温度

芯块表面温度

芯块中心温度

291.69

303.51

313.13

384.03

568.79

301.3

326.15

346.26

492.83

974.83

314.86

348.41

377.54

593.09

1383.57

327.70

348.43

378.72

602.89

1430.38

334.89

348.19

366.89

504.84

958.77

338.22

347.90

357.27

426.25

619.90

临界热流密度和烧毁比汇总

临界热流密度

5.244

4.731

3.897

3.109

2.624

2.388

烧毁比

15.077

6.40

3.585

2.750

3.722

6.864

单从表内数据看，DNBR都大于1，芯块中心温度小于二氧化铀的熔点2878℃，所以理论上能够保证安全性。

四、课程设计感想

通过这次反应堆热工分析的课程设计，我加深了对反应堆内部传热的了解，同时我发发现了自己的很多不足之处。

拿到课程设计题目后，我首先根据题目中的问题去复习热工分析的知识，去了解每个问题该怎么算。

然后将计算思路和公式写出来，为下一步的编程做准备。

由于大部分的求解都是非线性的方程，所以采用了迭代和二分法求解方程。

当把整个问题的求解思路理清和确定计算过程中使用算法后，整个问题就在水和水蒸气热物性如何导入上了。

在最开始，我使用通过一定的数据去拟合用到的热物性在定压下与温度的关系。

但在拟合之后，通过得出的结果与接用水和水蒸气热物性查询软件得出的结果有一点差距，所以就放弃了。

然后，我想将网上通过水和蒸汽热力性质公式IAPWS_IF97计算的源码做成接口，在计算过程中直接用它计算热物性。

后来，发现太难，源码有很多地方看不懂，不知道如何接入。

于是最终也放弃了。

后来就采用了最原始的方法，就是在计算的过程中，通过水和水蒸气热物性查询软件查出结果，一步一步输进去。

最后使用程序计算时，在输入参数时耗时太久，我深深的感受到书到用处方恨少，如果原来，把编程多学一点，将整个数据导入直接通过动态链接库完成，就省事太多。

这次课设让我把原来学的编程与实际问题结合起来，给我很大感触，原来敲着书上的例子，感觉漫无目的。

通过这次自己去思考如何解决一个问题，让我理解了拿到一个问题后，该如何处理。

同时通过这次课设，我意识到反应堆热工分析是个复杂而连续的过程，每个参数都受到大量的常数参数的影响也具有很多的修正因子。

我们不应该根据自己的常识来判断数据的变化情况，相反地我们应该随时坚持以数据计算为引导，以实验作为验证。

仔细客观认真地分析堆内数据的变化，并且对堆内数据进行全程监控，防止堆内数据随时变化，对反应堆的危害性。

附录（设计流程图、程序）

1、程序说明

共7个程序由c语言编写，分别为计算流体出口温度，控制体出口流体温度，燃料包壳外壁温度，燃料包壳内壁温度，二氧化铀中心温度，qDNB,压降。

使用了迭代和二分法求解部分非线性方程。

（1）堆芯出口温度计算：

此段根据任务书给出的基本参数和热量与流量之间关系，运用迭代的算法，求出堆芯的出口温度。

（2）第一至第六控制体的各量计算：

因