CONTENTS01反应堆热工水力设计概述华02堆芯热工水力设计118901ACAOTONGUNI03CFD在反应堆热工水力设计中的应用
CONTENTS 重水堆（CANDU） 01 反应堆热工水力设计概述 02 堆芯热工水力设计 03 CFD在反应堆热工水力设计中的应用
反应堆热工水力设计概述Part1896TONGmHe
Part1 反应堆热工水力设计概述
ENuclear Thermal-hydraulic Laboratory先进核反应堆工程设计THeL核反应堆热工水力研究实验室PART核能技术发展图谱GenerationIVGenerationIll+Generation IllIGeneration Il革新性设计GenerationI改进型设计先进轻水堆商用压水堆早期原型堆MSR(MoltenSaltcooled)AP1000(PWR)LFR(Lead cooled)CANDU6(AECL)Bruce(PHWR/CANDU)EPR(PWR)GFR (Gas cooled)AP600(PWR)CalderHall (GCR)CalvertCliffs(PWR)SMR (PWR)SFR (Sodium cooled)System80+Shippingport (PWR)Flamanville1-2(PWR)VVER-1200SCWR (SupercriticalwaterFermi-1(SFR)Fukushima I1-4(BWR)ESBWR(BWR)cooled)PeachBottom1(HTGR)GrandGulf (BWR)VHTR(Gascooled)GenlGen IVGenllGen IllGenlll+195019601970198019902000201020202030先进反应堆4/59
PART 1 4/59 先进核反应堆工程设计 核能技术发展图谱 先进反应堆
Nuclear Thermal-hydraulic Laboratory先进核反应堆工程设计ATHeL核反应堆热工水力研究实验室PART典型先进反应堆堆型AP1000堆芯高温气冷堆芯屏散松校时鲜服茶反射堆芯容器热管堆堆芯分滤相燃科盐下联室n燃科放入口11000 mm出鞋鞋排批管熔盐堆堆芯钠冷快堆堆芯5/59
PART 1 5/59 先进核反应堆工程设计 典型先进反应堆堆型 AP1000堆芯 钠冷快堆堆芯 高温气冷堆芯 熔盐堆堆芯 热管堆堆芯
NuclearThermal-hydraulicLaboratory福先进核反应堆工程设计THeL核反应堆热工水力研究实验室PART反应堆热工水力设计的任务就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统在进行反应堆热工设计之前，由各专业讨论并初步确定的前提为：二回路对冷却剂流过根据所设计反应堆的热燃料元件的一回路冷堆芯的流程堆的用途和功率、堆芯形状、它在以及堆芯进特殊要求选却剂热工功率分布不堆芯内的布参数的要口处冷却剂定堆型，确均匀系数和置方式以及求流量的分配定所用的核栅距允许变水铀比允许情况燃料、慢化化的范围的变化范围剂、冷却剂和结构材料的种类6/59
PART 1 6/59 先进核反应堆工程设计 反应堆热工水力设计的任务 就是要设计一个既安全可靠而又经济的堆芯输热系统。 在进行反应堆热工设计之前，由各专业讨论并初步确定的前提为： 根据所设计 堆的用途和 特殊要求选 定堆型，确 定所用的核 燃料、慢化 剂、冷却剂 和结构材料 的种类 反应堆的热 功率、堆芯 功率分布不 均匀系数和 水铀比允许 的变化范围 燃料元件的 形状、它在 堆芯内的布 置方式以及 栅距允许变 化的范围 二回路对 一回路冷 却剂热工 参数的要 求 冷却剂流过 堆芯的流程 以及堆芯进 口处冷却剂 流量的分配 情况
NuclearThermal-hydraulic Laboratory福先进核反应堆工程设计ATHeL:核反应堆热工水力研究实验室PART反应堆热工水力设计涉及面广：堆物理设计元件设计：（燃料元件）结构设计控制系统设计一回路系统设计二回路系统设计1/59
PART 1 7/59 先进核反应堆工程设计 反应堆热工水力设计涉及面广： 堆物理设计 元件设计（燃料元件） 结构设计 控制系统设计 一回路系统设计 二回路系统设计
Nuclear Thermal-hydraulic Laboratory先进核反应堆工程设计ArTHeL核反应堆热工水力研究实验室PART反应堆热工水力设计的主要任务ContainmentStructurePressurizerSteanGenerotor总的热功率2、运行压力、进口温度和总流量等主要热工参数Condenser3、堆芯水铀比、堆芯结构、燃料元件尺寸和栅格布置BssuizeRWE4、稳态热工水力分析PHRH瞬态安全分析5余热排出系统?安全注入系统辅助给水系统图8/59
PART 1 8/59 先进核反应堆工程设计 反应堆热工水力设计的主要任务 1、总的热功率 2、运行压力、进口温度和 总流量等主要热工参数 3、堆芯水铀比、堆芯结构、 燃料元件尺寸和栅格布置 4、稳态热工水力分析 5、瞬态安全分析 余热排出系统 安全注入系统 辅助给水系统
2堆芯热工水力设计PartM6TONG热工水力准则稳态/瞬态分析NuTHel参数送代及优化
Part2 堆芯热工水力设计 ◆ 热工水力准则 ◆ 稳态/瞬态分析 ◆ 参数迭代及优化
ENuclearThermal-hydraulicLaboratory2.1热工水力准则ATHeL:核反应堆热工水力研究实验室PARTeR压水堆热工水力设计准则压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则：I必须保证正常运燃料元件芯块内行工况下燃料元在稳态工况下和最高温度低于其件和堆内构件能燃料元件外表面可预计的瞬态运相应燃耗下的熔得到充分冷却；不允许发生沸腾行工况中，不发化温度在事故工况下能临界生流动不稳定性提供足够的冷却剂以排出堆芯余热10/59
PART 2 10/59 2.1 热工水力准则 压水堆热工水力设计准则 压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则： 燃料元件芯块内 最高温度低于其 相应燃耗下的熔 化温度 燃料元件外表面 不允许发生沸腾 临界 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 在稳态工况下和 可预计的瞬态运 行工况中，不发 生流动不稳定性
Nuclear Thermal-hydraulic Laboratory2.1热工水力准则ATHeL核反应堆热工水力研究实验室PART临界热流密度比（DNBR）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，通常用月临界热流密来定量地表示这个限制条件。度比（DNBR）DNBR的定义是：利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度DNBR=该处的实际热流密度在整个堆芯内DNBR的最小值称为最小临界热流密度或最小偏离核态沸腾比或最小DNBR比11/59
PART 2 11/59 临界热流密度比（DNBR） 2.1 热工水力准则 DNBR = 利用专门公式计算得到的堆内某处的临界热流密度 该处的实际热流密度 在整个堆芯内DNBR的最小值称为最小临界热流密度或最 小偏离核态沸腾比或最小DNBR比。 燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，通常用临界热流密 度比（DNBR）来定量地表示这个限制条件。 DNBR的定义是：