反应堆热工分析课程设计

1《核反应堆热工分析》课程设计指导书编写：苏光辉郭玉君审校：贾斗南西安交通大学核科学与技术学院二零零六年十一月2一、概述在利用核能作为能源的核动力装置中，反应堆及堆芯输热系统时将核能转变为其他形式能量的一个中间枢纽。因此，反应堆热工设计在整个核反应堆设计中占有极其重要的地位。反应堆热工设计的任务实设计出一个安全、可靠、经济的堆芯输热系统。做好反应堆热工设计并非易事，他涉及的面广，与许多方面的设计有关，如反应堆本体结构、堆物理、堆控制、堆材料及二回路系统等等。在进行堆芯输热系统的设计时，必须保证反应堆安全、可靠。为此，针对不同的堆型，预先制定了热工设计必须遵守的要求，在反应堆的整个运行寿期内，不论是处于稳态工况，还是处于预期的事故工况，反应堆的热工参数都必须满足这些要求。这些要求就是通常所讲的反应堆的热工设计准则。这些准则非常重要，它不断是热工设计的依据，也是安全保护系统设计的原始条件，而且也是制定运行规程的出发点。反应堆热工设计准则的内容，不仅随反应堆的堆型有关，而且随科学技术的发展，堆设计与运行经验的积累以及堆用材料性能和加工工艺等的改进而发生变化。目前，压水动力堆的稳态热工设计准则有：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。DNBR是根据堆内某处燃料元件周围的冷却剂状态使用专门的计算公式而得到的临界热流密度与该处燃料元件表面的实际热流密度的比值。DNBR随堆芯通道的长度是变化的，在整个堆芯内，DNBR的最小值称为最小DNBR，用MDNBR或DNBRmin表示。为了确保燃料元件不烧毁，当计算的最大热功率下，MDNBR不应低于某一规定值。如果计算热流密度的公式没有误差，则当MDNBR=1时，表示燃料元件表面要发生沸腾临界。若该公式存在误差，则MDNBR就要大于1。例如，W-3公式的误差为23%，所以当使用W-3公式计算DNBR时，就要求MDNBR≥1.3。2.燃料元件芯块最高温度应低于熔化温度。目前，压水堆大多采用2UO作为燃料。二氧化铀的熔点约为280515C±，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加410兆瓦i日/吨铀，其熔点下降32C。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650C左右。在稳态热工设计中，一般将燃料元件中心最高温度限制在2200~2450C之间。3.在稳态额定工况下，要求在计算的最大热功率下，不发生流动不稳定性。对于压水堆，只要在堆芯最热通道出口附近冷却剂中的含气量不大于某一数值，就不会发生流动不稳定性。由于气冷堆不存在压水堆那样的燃料元件表面的沸腾临界问题，所以气冷堆的热工设计准则与压水堆有所不同。它主要要求燃料元件表面最高温度、中心最高温度以及燃料元件和结构部件的最大热应力不超过允许值。对于用水作冷却剂的生产堆，一般就把燃料元件包壳与水发生加速腐蚀时的包壳表面温3度作为其设计准则之一。这是因为新的裂变燃料的生产量与堆的热功率成正比，要增加新的裂变燃料的生产量，就必须尽可能提高反应堆的热功率；而功率的提高会使燃料的表面温度也跟着升高。当这个温度高到某个数值时，包壳就会被水加速腐蚀，从而影响燃料元件的寿命。但包壳加速腐蚀并不会立即影响到反应堆的安全，但它会影响反应堆燃料的换料周期和运行周期，从而影响新的裂变燃料的生产量。因此，把引进包壳加速腐蚀的温度确定为生产堆的一条热工设计准则。重水反应堆堆芯的性能要求和安全要求之一就是正常运行、运行瞬态和中等频率事故过程中防止燃料发生由热工或水力导致的失效。为了满足这个准则，规定了下列堆芯热工水力设计基准：（1）临界功率比（CPR），在正常运行和缓慢失去反应性控制条件下，保证具有堆芯最小临界功率比的燃料元件包壳表面不发生烧干（或称干涸）。使用临界含汽量——沸腾长度（CLXB−）关系式以及考虑了关系式的不确定性后的临界功率比控制在1.30以上就能满足这个设计标准。这个30%的设计临界功率比裕量考虑了如下影响：换料时功率波动、临界功率比分析中的不确定性、仪表误差以及通道功率测量不确定性等。（2）水力学稳定性在正常运行工况和超功率瞬态过程中不应导致燃料管道组件内流动不稳定性。（3）燃料管道组件流量在所有四台主泵都运行的情况下，每个燃料管道组件中的实际流量必须大于和等于设计流量，但小于上限流量。每根燃料管道组件中的设计流量以燃料管道组件中的功率为基础的，以便在电厂寿期末的正常满功率运行条件下在出口集管处获得大约4%的含汽量。每根燃料管道的组件上限流量是疲劳试验的结果为基础的。上限流量被定义为这样一个流量，即在这个流量下，流动所引起的燃料棒束的振动水平，棒束的磨损以及压力管的磨损都是可以接受的，已有的试验结果表明：在单相流时，流量可上升至30kg/s，在两相流时流量上升至24kg/s，不会引起过分的流致振动和棒束以及压力管的磨损。（4）燃料温度在正常运行和中等频率事故下燃料的峰值温度小于它的熔化温度（～2840℃）。同时也要求保证燃料元件包壳和燃料棒束的完整性。以上这些设计基准要求与压水动力堆的设计准则相当的。在反应堆内，即使燃料元件的形状、尺寸、密度和裂变物质的浓缩度都相同，堆芯内的中子通量分布也是不均匀的，再加上堆芯内存在控制棒，水隙、空泡及反射层的影响，中子通量的分布更是不均匀的。从而，堆芯内的热功率分布也是不均匀的。而燃料元件在加工、安装及运行中的各类工程因素也能造成实际值与设计值之间产生偏差。为了表示有关的热工参数的最大值偏离平均值（或名义值）的程度，引入了热管因子的概念。分核热管因子和工程热管因子。堆芯功率分布（有时称堆芯功率整体分布）的不均匀程度常用热流量核热点因子NqF来4表示。在反应堆发展早期，人为地把热点位于热管内，故NqF也称为热流量核热管因子。核热管因子的定义是：RNF=径向核热管因子=热管的平均热流量堆芯平均管的平均热流量ZNF=轴向核热管因子=热管的最大热流量热管的平均热流量故，因中子通量分布（径向和轴向）引起的热流量核热点因子NqF可表示为：NqF=RNF⋅ZNF=堆芯最大热流量堆芯平均热流量在局部峰（控制棒、空泡、水隙所致）明显的堆内还必须考虑局部峰核热管因子LNF的影响。因而，由总的通量分布（径向、轴向和局部峰）引起的热流量核热点因子NqF为NqF=RNF⋅ZNF⋅LNF在实际计算中，还应考虑到在堆芯核设计中如应用R-Z坐标计算时方位角影响，以及核计算不准确性所造成的误差，故NqF为NqF=RNF⋅ZNF⋅LNF⋅UNF⋅NFθ式中UNF为核计算误差修正系数，NFθ为方位角修正系数。即热流量核热点因子为：NqF=maxqq=RNF⋅ZNF⋅LNF⋅UNF⋅NFθ一般将LNF及NFθ归并在RNF中。焓升核热管因子为NHFΔ=热管冷却剂焓升平均管冷却剂焓升=RNF热流量工程热点因子EqF为：EqF=堆芯热点最大热流量堆芯名义最大热流量焓升工程热管因子EHFΔ为：EHFΔ=堆芯热点最大焓升堆芯名义最大焓升焓升热管因子及热流量核热点因子为：HFΔ=NHFΔ⋅EHFΔqF=NqF⋅EqF5当用单通道模型分析计算时，热管冷却剂焓升为：HHH00,max()()LLNENERhqFFzdzqFFzdzHWWϕϕΔΔΔΔ==∫∫此时，燃料元件表面最大热流量为：,maxNEhqqqqFF−=二、设计目的通过本课程设计，达到以下目的：1．深入理解压水堆热工设计准则；2．深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用；3．掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数；烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃烧元件中心温度0t及其最高温度0,maxt，包壳表面温度cst及其最高温度,maxcst等；4．求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等；5．通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具；6．掌握压降的计算；7．掌握单相及沸腾时的传热计算。三、单通道模型分析计算举例已知某压水堆采用水作冷却剂并兼作慢化剂，用2UO作燃料，用Zr-4作包壳材料。反应堆的输出热功率为953MW，堆内冷却剂的工作压力P为14.7MPa，堆芯进口处的冷却剂温度分别是,fint为284oC，,fext为310oC，冷却剂总流量tW为624.610×kg/h。燃料元件外径csd为10mm，包壳内径cid为8.7mm，芯块直径ud为8.53mm；栅距P为13.3mm。燃料元件采用正方形栅格排列，每个燃料组件中燃料元件排列的数目为1515×，而其中有20根是控制棒套管，一根是中子通道测管，因而每个燃料组件内实际有204根燃料元件棒。燃料元件内的释热量占堆芯总功率的97.4%，可忽略冷却剂的释热量。旁流系数为9%。设热点位于热管内，1.8NNRHFFΔ==，热管轴向归一化功率分布的最大值1.78NZF=，热流量工程热点因子1.04EqF=，焓升工程热管因子1.08EHFΔ=。要求燃料元件中心最高温度不超过2200oC。试用单通道模型对堆芯进行热工分析。求解步骤：1．确定燃料元件的实际最大热流密度maxq6压水动力堆的安全限制首先是燃料元件表面的MDNBR，其次才是燃料元件的中心温度。因此，maxq值由热点处的DNBq值除以DNBR而得。取22.8/,2.0DNBqMWmDNBR==2max2.81.40/2.0DNBqqMWmDNBR===2．确定燃料元件表面平均热流密度q−2max2,max1.400.42/1.801.781.040.423.140.010.013/0.044/NEqqcslNElqqlqqMWmFFqqdMWmqqFFMWmπ−−−−===××==××===3．求全堆燃料棒根数N为：tucsNFNdLqπ=取堆芯高度为2.9m，有66953100.97424703.140.012.90.4210N××==××××4．确定堆芯燃料元件组件数n因为每个组件内燃料棒根数为204，则24270119204204Nn==考虑到堆芯内组件布置的对称性，对称安排后应取n=121。5．求堆芯等效直径efD224efnTDπ=式中：T为正方形组件每边长，m。设燃料组件无盒壁，考虑到装卸料的要求，组件间的水隙取为0.8mm，即相邻组件的燃料棒中心距为23322(1513.3100.810)0.04Tm−−=××+×=最后得2.48efDm=6．求热管半高处水的焓值()2LHmax,()22finHLHHΔ=[phone]NEtHHefNFFWΔΔ=×+]6361953101.81.08125610224.610(19%)/3600×××=×+×××−3140510/Jkg=×3140510/KJkg=×已知压力P=14.7MPa，查水的热物性质表可得o311.8C2fLt⎛⎞=⎜⎟⎝⎠7．计算堆芯内冷却剂流速热管内冷却剂流速（或质量流速）的精确计算可按教科书中介绍的方法求解，也可按热管与平均管压降相等的原则进行迭代求解。作为例子，为简化计算，取热管半高处冷却剂流速近似等于平均管半高处的流速，则eftfWVAρ=式中：tA为堆芯燃料元件周围的冷却剂总有效流通面积，2m。fρ为冷却剂平均温度,,()2finfextt+下的密度，3/kgm。tA应有两部分组成。一部分是组件内燃料元件棒之间冷却剂的流通面积；另一部分是组件间水隙的横截面积，因为流过这个水隙的冷却剂是冷却燃料组件最外面一排燃料元件的，所以它也属于有效冷却剂的流通面积。因此有：22[][4(15)]4tCSANPdnPπδ=−+×（δ组件的水隙宽度）322332121204[(13.310)0.01]4121[4(1513.310)0.0410]2.45mπ−−−−=××−×+××××××=则：624.610(19%)3.40/2.45725.83600eftfWVmsAρ××−===××8．计算热管半高处燃料元件表面与冷却剂间的对流放热系数h81Re()2VDeVDeρμυ==式中：De为一个栅元中冷却剂通道