目录
一、设计任务1二、课程设计要求2三、计算过程2四、程序设计框图8五、代码说明书9六、热工设计准则和出错矫正10七、重要的核心程序代码11八、计算结果及分析17
f一、设计任务
某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr4作包
壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：
系统压力
158MPa
堆芯输出功率
1820MW
冷却剂总流量
32100th
反应堆进口温度
287℃
堆芯高度
366m
燃料组件数
121
燃料组件形式
17×17
每个组件燃料棒数
265
燃料包壳直径
95mm
燃料包壳内径
836mm
燃料包壳厚度
057mm
燃料芯块直径
819mm
燃料棒间距（栅距）
126mm
芯块密度
95
理论密度旁流系数
5
燃料元件发热占总发热的份额
974
径向核热管因子轴向核热管因子局部峰核热管因子交混因子热流量工程热点因子焓升工程热管因子堆芯入口局部阻力系数堆芯出口局部阻力系数堆芯定位隔架局部阻力系数
1351528111095103108507510105
1
f若将堆芯自上而下划分为5个控制体，则其轴向归一化功率分布如下
表：堆芯轴向归一化功率分布（轴向等分5个控制体）
自上而下控制体号
1
2
3
4
5
归一化功率分布
048102150096048
通过计算，得出
1堆芯出口温度；
2燃料棒表面平均热流及最大热流密度，平均线功率，最大线功率；
3热管的焓，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；
5DNBR在轴向上的变化；
6计算堆芯压降；
二、课程设计要求
1．设计时间为两周；2．独立编制程序计算；3．迭代误差为01；4．计算机绘图；5．设计报告写作认真，条理清楚，页面整洁；6．设计报告中要附源程序。
三、计算过程
目前，压水核反应堆的稳态热工设计准则有：（1）燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。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℃，经辐照后，其熔点会有所降低。燃耗每增加104兆瓦日吨铀，其熔点下降32℃。在通常所达到的燃耗深度下，熔点将降至2650℃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℃之间。（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。
2
f通常用临界热流密度比DNBR来定量地表示这个限r