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17PAGE\*MERGEFORMAT21一、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堆芯输出功率1820MW冷却剂总流量32100t/h反应堆进口温度287℃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）自上而下控制体号12345归一化功率分布0.481.021.500.960.48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。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。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）℃按流体平均温度以及压力由表中查得。3.2燃料表面平均热流密度W/m2式中为堆芯燃料棒的总传热面积m2燃料棒表面最大热流密度qmaxw/m2燃料棒平均线功率W/m燃料棒最大线功率w/m3.3平均管的情况平均管的流速Vm/s式中，堆芯内总流通面积n0为燃料组件内正方形排列时的每一排（列）的燃料元件数由压力以及流体的平均温度查表得到：3.4为简化计算起见，假定热管内的流体流速Vh和平均管的V相同。（实际上，应该按照压降相等来求。热管内的流体流速要小一些）。则Vh=V同样，热管四根燃料元件组成的单元通道内的流量3.5热管中的计算（按一个单元通道计算）（1）热管中的流体温度第一个控制体出口处的包壳外壁温度式中：h(z)可以用来求。所以，式中：流体的k(z)、μ（z）和Pr数根据流体的压力好温度由表查得。（k=λ传热系数）如果