目录
一、设计任务1
二、课程设计要求2
窑炉技术
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
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Zr-4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15.8MPa
冷却剂总流量32100t/h
堆芯高度 3.66m
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9.5mm
燃料包壳内径8.36mm
燃料包壳厚度0.57mm
燃料芯块直径8.19mm
燃料棒间距（栅距）12.6mm
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97.4%
径向核热管因子 1.35
轴向核热管因子 1.528
局部峰核热管因子 1.11
交混因子0.95
热流量工程热点因子 1.03
焓升工程热管因子 1.085
堆芯入口局部阻力系数0.75
堆芯出口局部阻力系数 1.0
堆芯定位隔架局部阻力系数 1.05
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）
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；
5. DNBR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0.1%；
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
视频门禁系统
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。变径套
通常用临界热流密度比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。
（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。
（4） 必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。缘114
本计算根据《核反应堆热工分析》课程设计指导书中的计算提示，采用简单的C 语言编程计算。将堆芯沿轴向划分为五个等分控制体进行计算以下是计算过程: 3.1堆芯流体出口温度（平均管）
,,..(1).f out f in
Fa Nt
t t W Cp ς=+
- ℃
Cp 按流体平均温度
,,1
()2f f in f out t t t =
+以及压力由表中查得。喷雾面膜
3.2燃料表面平均热流密度q
./q Fa Nt F =总
W/m 2
式中F 总为堆芯燃料棒的总传热面积
=....cs F mn d L π总 m 2
燃料棒表面最大热流密度q max
max q q ..N E
q q F F = w/m 2
燃料棒平均线功率l q
.
....cs l cs
q d L
q q d L ππ=
= W/m
二阶低通滤波电路燃料棒最大线功率,max
l q
,max ..N E
l l q q q q F F = w/m
3.3平均管的情况
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