课程设计报告
20192019年度第二学期
名称：
核反应堆热工分析
题目：单通道模型反应堆稳态热工设计
院系：
核科学与工程学院
班级：
学号：
学生姓名：
指导教师：
设计周数：
2
成绩：
日期：2019年6月26日
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f一、课程设计的目的与要求
该课程设计的主要目的为：培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理
论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。该课程设计的基本要求为：在堆型和为进行热工设计所必需的条件已经确定的前提下，
利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计，并对热工设计准则进行验证；二、设计正文
已知压水反应堆的热功率Nt2895Mw；燃料元件包壳外径dcs95mm，包壳内径dci836mm，
芯块直径du819mm；燃料组件采用1717正方形排列，共157组燃料组件；每个组件内有
24个控制棒套管和一个中子通量测量管；燃料棒中心间栅距P126mm，组件间水隙δw1mm。系统工作压力p155Mpa，冷却剂平均温度tR310℃，堆芯冷却剂平均温升t346℃；冷却剂旁流系数ζ65；冷却剂设计总流量71370m3h；DNBR208；又设燃料元件内释热份
额占总释热量的974；堆芯高度取L366m；并近似认为燃料元件表面最大热流密度、元
件表面最高温度和元件中心最高温度都发生在元件半高度处；已知元件包壳的热导率
kc000547（18tcs32）138Wm℃。适用单通道模型求燃料元件中心温度。（大亚
湾）
求解步骤：
由题知Fu974Wef165935。取FNH151，FEH107；FZN154；FqE103
Fq239
FqN

FqFqE

232
相应温压下，水的cp
5816kJkgC
1、确定燃料元件的实际最大热流密度qmax
因为压水堆的安全限值首先是燃料元件表面的最小DNBR，其次才是燃料元件的中心温度，
故qmax值由热点处的qDNB值除以DNBR而得。根据给定的热工参数，参照相近的堆设计中所用的qDNB值或堆外实验所得的qDNB数据，暂取qDNB为280MWm2并取DNBR的值为208，
则
qmaxq2D0N8B
280135MWm2
208
2、确定燃料元件表面平均热流密度qqFqqNmFaqEx2312×315030565MWm2
qlqπdcs0565×314×0009500169MWmqlmaxqlFqNFqE00169×232×1030040MWm3．求堆芯等效直径DefDef√15π7×4T2
式中：T为正方形组件每边长，m。
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f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10mm，即相邻组件的燃料棒中心距为
T217×126×1032×05×10320046m2将T2代入Def式中得Def3033m4．求热管半高处水的焓值hL
2
假设冷却剂温度是线性变化的，则tfi
2926；
hL2hfi
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