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：