4
当用单通道模型分析计算时，热管冷却剂焓升为：
ΔH h ,max
∫ =
L
0
E qFΔN H FΔHϕ ( z ) dz
W
−
∫ =
L
0
qFRN FΔE Hϕ ( z ) dz W
此时，燃料元件表面最大热流量为：
qh ,max = q FqN FqE
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 t0 及其最高温度 t0,max ，包壳表面温度 tcs 及其最高温度
FqN = FRN ⋅ FZN =
堆芯最大热流量 堆芯平均热流量
N
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 FL 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 Fq 为
N
FqN = FRN ⋅ FZN ⋅ FLN
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 Fq 为
N
3
表示。在反应堆发展早期，人为地把热点位于热管内，故 Fq 也称为热流量核热管因子。 核热管因子的定义是：
N
FRN =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 热管的最大热流量 热管的平均热流量
N
FZN =轴向核热管因子=
故，因中子通量分布（径向和轴向）引起的热流量核热点因子 Fq 可表示为：
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 Def
2 Def =
4nT 2
π
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
T 2 = (15 × 13.3 × 10−3 + 0.8 × 10−3 ) 2 = 0.04m 2
o o
6
外径 d cs 为 10mm，包壳内径 d ci 为 8.7mm，芯块直径 du 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 15 × 15 ，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， FR = FΔH = 1.8 ，热管轴向归一化功率分布的最大值 FZ = 1.78 ，热流量
3．求全堆燃料棒根数 N 为：
N=
取堆芯高度为 2.9m，有
N t Fu π d cs Lq
N=
953 × 106 × 0.974 = 2470 3.14 × 0.01× 2.9 × 0.42 × 106
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
n=
N 24270 = 119 204 204
N N N
焓升工程热管因子 FΔH = 1.08 。 要求燃料元件中心最高温度不超 工程热点因子 Fq = 1.04 ，
E
E
过 2200 C 。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 qmax
o
5
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， qmax 值由热点处的 qDNB 值除以 DNBR 而得。 取 qDNB = 2.8MW / m , DNBR = 2.0
N
FqN = FRN ⋅ FZN ⋅ FLN ⋅ FUN ⋅ FθN
式中 FU 为核计算误差修正系数， Fθ 为方位角修正系数。即热流量核热点因子为：
N N
FqN =
N N
q max N N N N N = FR ⋅ FZ ⋅ FL ⋅ FU ⋅ Fθ q
一般将 FL 及 Fθ 归并在 FR 中。 焓升核热管因子为 FΔH =
《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
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
西安交通大学 核科学与技术学院 二零零六年十一月
1
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 UO2 作为燃料。二氧化铀的熔点约为 2805 ±15 C ，经辐照后， 其熔点会有所降低。燃耗每增加 10 兆瓦 i 日/吨铀，其熔点下降 32 C 。在通常所达到的燃 耗深度下，熔点将降至 2650 C 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 2200~2450 C 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
2
qmax =
qDNB 2.8 = = 1.40 MW / m 2 DNBR 2.0
−
2．确定燃料元件表面平均热流密度 q
q=
−
−
qmax 1.40 = = 0.42 MW / m 2 N E Fq Fq 1.80 × 1.78 × 1.04
− −
q l = q π d cs = 0.42 × 3.14 × 0.01 = 0.013MW / m 2 ql ,max = q l FqN FqE = 0.044 MW / m
2
4
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 （ X C − BL ）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 Fq 来