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课程设计报告
名称：核反应堆热工分析课程设计
题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：--------------------
班级：----------
学号：---------
学生姓名：-----------
指导教师：--------
设计周数：--------
成绩：
日期：2014年6 月25日
一、课程设计的目的与要求
反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。
在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为：
（1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类；
（2）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；
（3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范围；
（4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求；
（5）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。
在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点：
（1）燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度；
（2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界；
（3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热；
（4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。
在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。
热工课程设计主要是为了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。通过本课程设计，达到以下目的：
1、深入理解压水堆热工设计准则；
2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用；
3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等；
4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等；
5、掌握压降的计算；
7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计的考核方式：
1、 报告一份；
2、计算程序及说明一份；
3、答辩。
二、设计任务（设计题目） 已知压水反应堆的热功率
1933t N Mw =；燃料元件包壳外径9.5cs d mm =，包壳内径
8.36ci d mm =，芯块直径8.19u d mm =；燃料组件采用17x17正方形排列，共145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P ＝13mm,组件间水隙1w mm δ=。
系统工作压力p ＝15.51MPa ，冷却剂平均温度300.3R t C =?，堆芯冷却剂平均温升24.3t C ?=?；冷
却剂旁流系数6%ζ
=；冷却剂设计总流量9194Kg/s ， 2.6q F =， 1.65N H F ?=；DNBR=1.23;又设燃料
元件内释热份额占总释热量的97.4%；堆芯高度取L ＝3.6576 m ；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
0.00547(1.832)13.8[/()]c cs k t W m C =++?。试用单通道模型求燃料元件中心温度。
三、设计正文（详细的计算过程、计算结果及分析） 1.基本参数的确定：
根据冷却剂的平均温度300.3R
t C =?，堆芯冷却剂平均温升24.3t C ?=?知：
R t =2t ,,f ex
f in t +=300.3℃
t ?=in ,f t +ex f ,t =24.3℃ （1） 求得出口温度为ex f ,t =312.45℃，入口温度为in ,f t =288.15℃。
系统工作压力p ＝15.51MPa ，入口比焓为in f h ,=1274.49kJ/kg,冷却剂平均温度300.3R
t C =?条件下，
比容s v =0.0013776m 3
/kg,密度
s ρ=1/s v =725.90kg/m 3,动力粘度s m /10*1218.026-=ν，普朗克数
8598.0=r p ,热导率)/(w 10*9127.5613-C m ??=κ。
2.计算最大热流密度
堆芯燃料棒数目：N=145*(17*17-20-1)=38280 （2）
2
3
6/45.0382806576.3105.9%4.97101933q m W LN d F N u t =??????==-ππ
2max /17.16.245.0q q m MW F q =?== 2max /44.123.117.1q q m MW DNBR DNB =?== 一般取临界热流密度上限为2
/80.2m MW ,显然满足要求。 3.求堆芯等效直径
ef
D
ef D =
4/1452
πT ? (5) 式中：T 为正方形组件每边长m 。
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1.0mm ，即相邻组件的燃料棒中心距为13+1=14mm,故得
T2=（17x13x10
3
-+2x0.5x10
3
-）2
=0.052
m
将T2代入式中得
ef
D
ef
D =3.016m
4.求热管半高处水的焓值)
2(L
h
查表并计算得
49
.1274h ,=in f kJ/kg ，则得到半高度处的焓值为
kg
kJ W F F N h h L h ef N
H
E H t in f 78.1473%619194208
.165.1101933101274.49249.12742)2(63
max ,=-?????+
?=+=?+=??）
（ρ
(6)
由工作压力的焓温转换关系得
)
2(t L f =323.36℃ 5.热管半高度处的冷却剂流速
热管内冷却剂流速（或质量流速）的精确计算可按教科书中介绍的方法求解，也可按热管与平均管压降相等的原则进行迭代求解。作为例子，为简化计算，取热管半高处冷却剂流速近似等于平均管半高处的流速，则
t
f ef
A W V ?=
ρ (7)
单位为3
m kg 。t A 应由两部分组成：一部分是组件内燃料元件棒之间冷却剂的流通面积；另一部
分是组件间水隙的横截面积，因为流过这个水隙的冷却剂是冷却燃料组件最外面 一排燃料元件的，所以它也属于有效冷却剂的流通面积。因此有
]
174[]4
[2
2δπ
P n d P N A cs t ?+-
=
式中组件的水隙宽度0.001m 。
])0095.0(4
)1013[(2641452
2
3?-
???=-π
t A +
]001.01013174[1453?????-错误！未指定书签。
=3.884m2 (8)
于是
t f ef
A W V ?=
ρ=s
m 06.311.726884.3%619194=?-?）
（
6.计算热管半高处燃料元件表面与冷却剂间的对流放热系数h
ρμe e VD L R =)2(
其中
e D 为当量直径
m
d d P D cs
cs e m 15.13105.9]
105.94
1013[4]
4
[43
2
32
32
2=????-
?=
-=
---ππ
ππ
）（）（ (9)
系统工作压力p ＝15.51MPa ，)2(t L
f =323.36℃，动力粘度s m /101178.02
6-?=ν，普朗克数9728.0=r p ,
热导率
)/(w 106847.5133
-C m ???=κ。 所以
ρμe e VD L
R =)2(5
6310416.3101178.01015.1306.3?=???=-- (10)
77
.6079728.010146.3023.0023.0)2(4.08
.054.0r 8.0u =???==）（P R L N e (11)
在所给的条件下，水的热导
C m W ?
?=547.0κ，则 )(1074.2315.13106847.51377.607)2(233
C m W
D Nu L h e ?-??=??==κ (12)
max ,cs t =f t （2L 错误！未指定书签。）+
)2(L
f θ? (13)错误！未指定书签。
C L h L f ?
=???==?2839.491074.236.21045.0)2(q )2(3
6θ (14)
)2
()2.6exp(1025)2(25.06max ,L
t P q t L
f s J f --+=?）（
θ C ?
=--??+=6108.2336.323)2
.651.15(ex p 101017.12584.34425.06
6）（， （15）
由此知得 )2
()2(,L L f j f θθ?
max
,t cs =323.36+23.6108=346.97C ?
8.求燃料元件包壳内表面最大温度
max
,ci t
max ,ci t =)2(max
,L
t c cs θ?+ （16）
)
2()2(1ci cs c
c E q N q c
d d F F q L
+=
?πκδθ （17）
式中
c δ包壳厚度 （m ）,
m d d ci cs c 31057.0236
.85.92-?=-=-=
δ
c κ为包壳材料热导率，c κ=0.00547（1.8cs t +32）+13.8[W/(m ·℃)] （18）
式中
2t ci
cs c t t +=
，因ci t 尚未求出，股暂取c t 为375℃，则可得
c κ=0.00547（1.8?cs t +32）+13.8=0.00547（1.8?错误！未指定书签。375+32）+13.8=17.66W/(m ·℃)
因而
C
d d F F q L ci cs c c E q N q c ?-=?+??????=+=?17.401000236.85.966.176
.21057.01043.13)
2()2(331）（ππκδθ
故得
C
t ci ?=+=14.38717.4097.346max ,
C
t t ci cs c ?=+=+="05.367214
.38797.3462t max ,max ,
C
t c c ?>-"
5t
误差比较大，需要继续迭代，多次迭代后，结果为
C c ?=13.367t ，)]/([5899.17k C m W c ??=，C ?=?3330.40c θ，C t ci ?
=3030.387max ,。
所以燃料包壳内表面的最高温度为C
t ci ?=3030.387max ,。
9.燃料芯块表面最高温度
max
,u t
)
2(t max ,max ,L
t g ci u θ?+=
)
2()2
(1u
cs g E
q N q g d d h F F q L +=
?πθ （19）
式中是包壳与芯块间的气隙等效传热系数，取
)]
/([5678h 2C m W g ??=
)2()2
(1u cs g E q N q g d d h F F q L
+=
?πθC
?=?+????=61.236)1000219
.836.8(
56786
.21043.133π
C
t u ?=+=91.62361.2363030.378max ,
10.计算燃料芯块的中心最高温度
由于在芯块中温度变化较大，热导率变化较大，需采用积分热导率方法进行求解，即
π
κκ41t 0
t 0
max
,0max
,0E
q N q u u F F q dt dt +
=?
?
=错误！未指定书签。
35.88+27.79=63.7W/cm （20）
错误！未指定书签。
四、课程设计总结或结论
根据单通道模型计算堆芯最高温度为1621C ，远低于熔点，且按W-3公式计算结果不发生沸腾临界。此时鉴于参数的裕度很大，可以考虑提高堆芯功率。按照上述两个准则，计算表明堆芯功率可以提高。
本次设计最大的收获除了对反应堆热工的具体任务有了根深一步的了解，还有就是对第一次用公式编辑器编辑这么多公式啊，终于知道教科书上的那些东西是怎么搞出来的了，也终于知道了编书人们的辛苦了。掌握了这项技能后，以后的学习中就更加得心应手了。还有就是利用 matlab 程序进行编程求解大大缩短了求解的时间。
附录（设计流程图、程序、表格、数据等）
五、参考文献
[1].核反应堆热工分析（第三版），于平安朱瑞安，上海交通大学出版社，2002
附录
本程序包含了本次课程设计的所有题型的求解，包括：已知平均热流密度，未知燃料组件数；已知燃
料组件数；未知燃料组件数以及平均热流密度的求解。程序内所有的题中未知的量，如果说明中给出了应该怎么取值，则按照说明取值，若说明未给出取值，则取0，不可输入空集，否则会出现计算错误。
本程序基于matlab 编写，程序中需要调用水蒸气计算插件，所以在运行程序之前请先安装水蒸气计算程序，并且按照提示接入matlab，然后再运行该程序。
该程序由主程序和13 个子程序组成，注意理解每个程序所计算的对象。
主函数：
%本程序中，除了温度以外的所有计算量，其单位均取国际标准单位，温度单位取摄氏度℃。
%输入部分，若数据是未知的，则输入为 0，不可以输入为空！
clear
disp('请输入相关参数：');
P=input('系统压力：');
Nt=input('堆芯功率 Nt:');
W=input('质量流量：'); %如果没有给出质量流量，则用反应堆功率*4.72*10^(-6)计算出再输入，这里的单位是 t/h；
L=input('堆芯高度:'); %未知则取 2.9
m=input('燃料组件数：');
if m==0
q=input('请输入平均热流密度：');
else
end
n0=input('燃料组件形式 n0*n0,n0=');
n=input('每个组件的燃料棒数：');
Dcs=input('燃料包壳外径：');
Dci=input('燃料包壳内径：');
Du=input('芯块直径：');
s=input('燃料棒间距（栅距）：');
delta=input('两个组件间水隙：'); %未知则取 0.8mm
casi=input('旁流系数：');
deltaB=input('请输入下腔室不均匀系数：');
Fa=input('请输入 Fa：');
DNBR=input('请输入 DNBR:'); %未知，则取 2
Fq=input('请输入热流密度热点因子 Fq:');
Fh=input('请输入焓升热管因子 Fh:');
qMAX=2.8*1000000;%快速烧毁的上限热流密度
Tin=input('请输入入口冷却剂温度（若未知则输入 0）：'); if Tin==0
Tp=input('请输入冷却剂平均温度：');
Tdelta=input('请输入冷却剂平均温升：');
End
if Tin==0
[Tin,Tout]=T1(Tp,Tdelta);
else
Tout=input('请输入出口冷却剂温度：');
%Tout=T2(Tin,P,Fa,Nt,W,casi);
end
Tp=(Tin+Tout)/2;
if q==0
[q,qmax,ql,qlmax,m]=T32(qMAX,DNBR,Fq,Dcs,L,Fa,Nt,n);
else
[m,q,qmax,ql,qlmax]=T31(q,Fq,Dcs,Fa,L,n,Nt);
end
else
[q,qmax,ql,qlmax]=T3(m,n,Dcs,L,Fa,Nt,Fq);
End
if qmax*DNBR>qMAX
disp('警报：qmax 过高，可能会发生快速烧毁')
End
Def=T5(s,n0,delta,m);
Tf2=T6(W,casi,Tin,P,Nt,Fh,deltaB);
Vf2=T41(P,Tp,W,casi,m,n,s,Dcs,delta,n0,deltaB);%Vf2 为半高度处的冷却剂流速h2l=T7(s,Dcs,P,Tp,Vf2);
tcsmax=T8(P,qmax,h2l,Tf2);
tcimax=T9(tcsmax);
tumax=T10(qlmax,Dci,Du,tcimax);
tomax=T11(qlmax,tumax);
if tomax>2200
disp('堆芯温度过高，最高温度为');
disp(tomax);
else
disp('堆芯最高温度为：');
disp(tomax);
End
function [Tin,Tout]=T1(Tp,delta)
Tin=Tp-delta/2;
Tout=Tp+delta/2;
%已知平均温度和温度上升值，求入口出口值
函数 T2：
function Tout=T2(Tin,P,Fa,Nt,W,casi)
Tout(10)=0;
Tf(10)=0;
Tout(1)=Tin+45;
for i=1:10
Tf(i)=0.5*(Tout(i)+Tin);
Cp= WASPCHS('pt2Cp',P,Tf(i))*1000;
Tout(i+1)=Tin+(Fa*Nt*1000000)/((W/3.6)*(1-casi)*Cp); e=abs(Tout(i+1)-Tout(i))/Tout(i);
if e>0.001
continue
else
Tout=Tout(i+1);
break
end
end
%已知入口温度，出口温度求解
函数 T3
function [q,qmax,ql,qlmax]=T3(m,n,Dcs,L,Fa,Nt,Fq)
F=m*n*pi*Dcs*L;
q=Fa*Nt*1000000/F;
ql=q*pi*Dcs;
qlmax=ql*Fq;
%两个系数，求热流密度
函数 T31
function [m,q,qmax,ql,qlmax]=T31(q,Fq,Dcs,Fa,L,n,Nt)
q=q*1000000;
ql=q*pi*Dcs;
qlmax=ql*Fq;
qmax=q*Fq;
N=Nt*1000000*Fa/(pi*Dcs*L*q);
m=ceil(N/n);
m=ceil((m-1)/4)*4+1;
%在不知道燃料组数 m，却知道平均热流密度时候，求解 m,qlmax,qmax,等
函数 T32
function [q,qmax,ql,qlmax,m]=T32(qMAX,DNBR,Fq,Dcs,L,Fa,Nt,n) qmax=qMAX/DNBR;
q=qmax/Fq;
ql=q*pi*Dcs;
qlmax=ql*Fq;
N=Nt*1000000*Fa/(pi*Dcs*L*q);
m=ceil(N/n);
m=ceil((m-1)/4)*4+1;
%不知道燃料组件数不知道热流密度情况下求解 m,qlmax,qmax;
function Vf2=T41(P,Tp,W,casi,m,n,s,Dcs,delta,n0,deltaB) rou= 1/WASPCHS('pt2V',P,Tp);
Cp=WASPCHS('pt2Cp',P,Tp)*1000;
At=m*n*(s*s-(pi/4)*(Dcs*Dcs))+m*4*n0*s*delta/2;
Vf2=(W/3.6)*(1-casi)*(1-deltaB)/(At*rou);
%求热管半高度处冷却剂流速
函数 T5
function Def=T5(s,n0,delta,m)
T=(n0*s+delta)^2;
Def=sqrt((m*T/(pi/4)));
%求等效直径
函数 T6
function Tf2=T6(W,casi,Tin,P,Nt,Fh,deltaB)
V= WASPCHS('pt2V',P,Tin);
H= WASPCHS('pt2H',P,Tin);
Wef=(1-casi)*(1-deltaB)*W/(3.6*V);
H2=H+(Nt*1000000*Fh)/(2*Wef);
Tf2=WASPCHS('pH2T',P,H2);
%求取热管半高处水的焓值，求出半高处温度。1.67 为因子
函数 T7
function h2l=T7(s,Dcs,P,Tp,Vf2)
De=4*(s*s-pi*Dcs*Dcs/4)/(pi*Dcs);
U= WASPCHS('pt2U',15,305);
RAMD= WASPCHS('pt2RAMD',15,305);
rou=1/WASPCHS('pt2v',15,305);
Re=Vf2*De/U;
Nu=0.023*(Re^0.8)*(PRN^0.4);
h2l=Nu*RAMD/De;
%求半高度处的比焓
函数 T8
function tcsmax=T8(P,qmax,h2l,Tf2)
deltaf=qmax*1000000/h2l;
ts= WASPCHS('p2T',P);
deltaj=ts+25*(qmax)^0.25*(exp(-P/6.2))-Tf2;
if deltaf>deltaj
tcsmax=Tf2+deltaj;
else
tcsmax=Tf2+deltaf;
end
%计算燃料元件表面最高温度 tcsmax
函数 T9
function tcimax=T9(tcsmax)
tc1=tcsmax+25;
tc=tcsmax+35;
while abs(tc-tc1)>=0.001
tc=tc1;
k=0.00547*(1.8*tc+32)+13.8;
tcimax=tcsmax+0.0168*10^6*2.32*1.03*0.57/(k*pi*(9.5+8.36)/2); tc1=(tcimax+tcsmax)/2;
end
%求取燃料元件内表面最高温度 tcimax
函数 T10
function tumax=T10(qlmax,Dci,Du,tcimax)
hg=5678; %间隙导热的等效传热系数
deltag=qlmax/(hg*pi*(Dci+Du)/2);
tumax=tcimax+deltag;
%求燃料芯块表面最高温度
函数 T11
function tomax=T11(qlmax,tumax)
deltaq=qlmax/(4*pi*100); %这里的单位是 W/cm
%先建立积分热导率表用于插值运算
T1=[50,100:100:1200,1298,1405,1560,1738,1876];
T2=[1990,2155,2343,2432,2805];
T=[T1,T2]; %积分热导率表温度项
Ks1=[4.48,8.49,15.44,21.32,26.42,30.93,34.97,38.65]; Ks2=[42.02,45.14,48.06,50.61,53.41,55.84,58.40];
Ks3=[61.95,66.87,68.86,71.31,74.88,79.16,81.07,90]; Ks=[Ks1,Ks2,Ks3]; %积分热导率数值项
Ks00=interp1(T,Ks,tumax);
Ks01=Ks00+deltaq;
tomax=interp1(Ks,T,Ks01);
%求解燃料芯块的中心温度
教育之通病是教用脑的人不用手，不教用手的人用脑，所以一无所能。教育革命的对策是手脑联盟，结果是手与脑的力量都可以大到不可思议。
课程设计报告 课程名称信号与系统课程设计指导教师 设计起止日期 学院信息与通信工程 专业电子信息工程 学生 班级/学号 成绩 指导老师签字
目录 1、课程设计目的 (1) 2、课程设计要求 (1) 3、课程设计任务 (1) 4、课程设计容 (1) 5、总结 (11) 参考文献 (12) 附录 (12)
1、课程设计目的 “信号与系统”是一门重要的专业基础课，MATLAB作为信号处理强有力的计算和分析工具是电子信息工程技术人员常用的重要工具之一。本课程设计基于MATLAB完成信号与系统综合设计实验，以提高学生的综合应用知识能力为目标，是“信号与系统”课程在实践教学环节上的必要补充。通过课设综合设计实验，激发学生理论课程学习兴趣，提高分析问题和解决问题的能力。 2、课程设计要求 （1）运用MATLAB编程得到简单信号、简单信号运算、复杂信号的频域响应图； （2）通过对线性时不变系统的输入、输出信号的时域和频域的分析，了解线性时不变系统的特性，同时加深对信号频谱的理解。 3、课程设计任务 （1）根据设计题目的要求，熟悉相关容的理论基础，理清程序设计的措施和步骤； （2）根据设计题目的要求，提出各目标的实施思路、方法和步骤； （3）根据相关步骤完成MATLAB程序设计，所编程序应能完整实现设计题目的要求； （4）调试程序，分析相关理论； （5）编写设计报告。 4、课程设计容 （一）基本部分 （1）信号的时频分析 任意给定单频周期信号的振幅、频率和初相，要求准确计算出其幅度谱，并准确画出时域和频域波形，正确显示时间和频率。 设计思路： 首先给出横坐标，即时间，根据设定的信号的振幅、频率和初相，写出时域波形的表达式；然后对时域波形信号进行傅里叶变化，得到频域波形；最后使用plot函数绘制各个响应图。 源程序： clc; clear; close all; Fs =128; % 采样频率 T = 1/Fs; % 采样周期 N = 600; % 采样点数 t = (0:N-1)*T; % 时间，单位：S x=2*cos(5*2*pi*t);
反应堆热工基础卷子 2010级成都理工大学 一、填空 1、核反应堆中，裂变碎片的动能约占总能量的84％，裂变能的绝大部分在燃料元件内转换 为热能，少量在慢化剂内释放，通常取97.4％在燃料元件内转为热能。 2、影响堆芯功率分布的因素主要有燃料布置、控制棒、水隙及空泡。 3、进行瞬态分析的四类电厂工况是正常运行和运行瞬变、中等频率故障、稀有故障和极限 事故。 4、核电厂专设安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和其 他安全设施。 5、回路系统的压降一般包括：提升压降、加速压降、摩擦压降、形阻压降。 6、垂直加热通道中的主要流型包括：泡状流、环状流、滴状流。 二、问答 1、简述反应堆热工分析的内容包括哪5项？ 答：分析燃料元件内的温度分布；冷却剂的流动和传热特性；预测在各种运行工况下反应堆的热力参数；预测各种瞬态工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化工程；分析事故工况下压力、温度、流量等热力参数随时间的变化过程。 2、核反应堆停堆后为什么还要继续进行冷却？ 答：核反应堆停堆后，虽然堆内自持的裂变反应随即终止，但还是有热量不断地从燃料芯块通过包壳传入冷却剂中。这些热量主要来自燃料棒内储存的显热、剩余中子引起的裂变和裂变产物和中子俘获产物的衰变，因此，反应堆停堆后，还必须继续进行冷却，以便排出这些热量，防止燃料元件损坏。 3、就压水堆而言，造成流量分配不均匀的主要原因有哪些？ 答：就压水堆而言，造成流量分配不均匀的原因主要有：进入下腔室的冷却剂流，不可避免地会形成许多大大小小的涡流区，从而有可能造成各冷却剂通道进口处的静压力各不相同；各冷却通道在堆芯或燃料组件中所处的位置不同，其流通截面的几何形状和大小也就不可能完全一样，燃料元件和燃料组件的制造、安装的偏差，会引起冷却剂通道流通截面的几何形状和大小偏离设计值，各冷却剂通道中的释热量不同，引起冷却剂的温度、热物性以及含气量也各不相同，导致各通道中的流动阻力产生显著差别。 4、什么是流动不稳定性？在反应堆中蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允 许出现流动不稳定性，为什么？ 答：流动不稳定性是指在一个质量流密度、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一种频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。流动不稳定性对反应堆系统的危害很大，主要表现在流量和压力振荡所引起的机械力会使部件产生有害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏；流动振荡会干扰控制系统；流动振荡会使部件局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳破坏；流动振荡使系统内的换热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并可能造成沸腾临界过早出现。 5、简述压水堆涉及中所规定的稳态设计准则？ 答:目前压水堆设计中所规定的稳态设计准则一般有以下几点：燃料元件芯块内最高温度低于其相应燃耗下的烙化温度，燃料元件外表面不允许发生沸腾临界，必须保证正行运行工况下燃料原件和对内构件能够得到充分冷却。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。
核反应堆物理课程报告 罗晓 2014151214
有关反应堆反应性的研究报告 作者：罗晓 摘要：本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习，在学习之尾，为了检验学习成果，特在此做有关反应堆反应性的研究报告。在反应堆研究的各个方面，反应性的研究不可忽视，在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。 关键词：反应堆、反应性、控制 首先，我们在此解释反应性的概念。宏观上来说，反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。数学定义如下： 其中：k 为反应堆的有效增值系数 从上式来看，反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。在反应堆内引入反应性有很多种办法，而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒，常采用由银 － 铟 － 镉合金组成的控制棒组件，他们通过控制棒驱动机构有效控制，我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物，在堆芯运行期间，随着核燃料一起逐渐被消耗掉，我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中，将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中，将其称为可溶毒物，用 3ρ 表示。以上引入的这些反应性，无论是因操作需要而人为引入的，还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏)，他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。 同时，反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况： （1）温度效应 因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应。温度效应可以用反应性温度系数来衡量。负的温度系数对于反应堆安全运行有重要意义。 1=K K ρ-
《数字信号处理》课程设计报告 设计题目： IIR滤波器的设计 专业： 班级： 姓名： 学号： 指导教师： 2010年月日
1、设计目的 1、掌握IIR 滤波器的参数选择及设计方法； 2、掌握IIR 滤波器的应用方法及应用效果； 3、提高Matlab 下的程序设计能力及综合应用能力。 4、了解语音信号的特点。 2、设计任务 1、学习并掌握课程设计实验平台的使用，了解实验平台的程序设计方法； 2、录制并观察一段语音信号的波形及频谱，确定滤波器的技术指标； 3、根据指标设计一个IIR 滤波器，得到该滤波器的系统响应和差分方程，并根据差分方程将所设计的滤波器应用于实验平台，编写相关的Matlab 程序； 4、使用实验平台处理语音信号，记录结果并进行分析。 3、设计内容 3.1设计步骤 1、学习使用实验平台，参见附录1。 2、使用录音机录制一段语音，保存为wav 格式，录音参数为：采样频率8000Hz、16bit、单声道、PCM 编码，如图1 所示。 图1 录音格式设置 在实验平台上打开此录音文件，观察并记录其波形及频谱（可以选择一段较为稳定的语音波形进行记录）。 3、根据信号的频谱确定滤波器的参数：通带截止频率Fp、通带衰减Rp、阻带截止频率Fs、阻带衰减Rs。 4、根据技术指标使用matlab 设计IIR 滤波器，得到系统函数及差分方程，并记录得到系统函数及差分方程，并记录其幅频响应图形和相频响应图形。要求设计 第 1页出的滤波器的阶数小于7，如果不能达到要求，需要调整技术指标。 5、记录滤波器的幅频响应和系统函数。在matlab 中，系统函数的表示公式为：
因此，必须记录系数向量a 和b。系数向量a 和b 的可以在Matlab 的工作空间（WorkSpace）中查看。 6、根据滤波器的系统函数推导出滤波器的差分方程。 7、将设计的滤波器应用到实验平台上。根据设计的滤波器的差分方程在实验平台下编写信号处理程序。根据运行结果记录处理前后的幅频响应的变化情况，并试听处理前后声音的变化，将结果记录，写入设计报告。 3.2实验程序 （1）Rs=40; Fs=1400; Rp=0.7; Fp=450; fs=8000; Wp=2*pi*Fp;Ws=2*pi*Fs; [N,Wn]=buttord(Wp,Ws,Rp,Rs,'s'); [b1,a1]=butter(N,Wn,'s'); [b,a]=bilinear(b1,a1,fs); [H,W]=freqz(b,a); figure; subplot(2,1,1);plot(W*fs/(2*pi),abs(H));grid on;title('频率响应'); xlabel('频率');ylabel('幅值');、 subplot(2,1,2); plot(W,angle(H));grid on;title('频率响应'); xlabel('相位(rad)');ylabel('相频特性'); 3.3实验结果（如图）： N =5 Wn=6.2987e+003 第 2页
热工控制系统课程设计 题目燃烧控制系统 专业班级: 能动1307 姓名: 毕腾 学号: 02400402 指导教师: 李建强 时间: .12.30— .01.12
目录 第一部分多容对象动态特性的求取 (1) 1.1、导前区 (1) 1.2、惰性区 (2) 第二部分单回路系统参数整定 (3) 2.1、广义频率特性法参数整定 (3) 2.2、广义频率特性法参数整定 (5) 2.3分析不同主调节器参数对调节过程的影响 (6) 第三部分串级控制系统参数整定....................... (10) 3.1 、蒸汽压力控制和燃料空气比值控制系统 (10) 3.2 、炉膛负压控制系统 (10) 3.3、系统分析 (12) 3.4有扰动仿真 (21) 第四部分四川万盛电厂燃烧控制系统SAMA图分析 (24) 4.1、送风控制系统SAMA图简化 (24) 4.2、燃料控制系统SAMA图简化 (25) 4.3、引风控制系统SAMA图简化 (27) 第五部分设计总结 (28)
第一部分 多容对象动态特性的求取 某主汽温对象不同负荷下导前区和惰性区对象动态如下: 导前区: 136324815.02++-S S 惰性区: 1 110507812459017193431265436538806720276 .123456++++++S S S S S S 对于上述特定负荷下主汽温导前区和惰性区对象传递函数, 能够用两点法求上述主汽温对象的传递函数, 传递函数形式为 w(s)= n TS K )1(+,再利用 Matlab 求取阶跃响应曲线, 然后利用两点法确 定对象传递函数。 1.1 导前区 利用MATLAB 搭建对象传递函数模型如图所示:
核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????
信号分析课程设计 信号系统的时域分析 编程实现的卷积积分或卷积和 一、课程设计题目： 基于 MATLAB 的连续时间LTI 系统的时域分析 二、基本要求： ① 掌握连续时不变信号处理的基本概念、基本理论和基本方法； ② 学会 MATLAB 的使用，掌握 MATLAB 的程序设计方法； ③ 学会用 MATLAB 对信号进行分析和处理； ④ 编程实现卷积积分或卷积和，零输入响应，零状态响应； ⑤ 撰写课程设计论文，用信号处理基本理论分析结果。 三、设计方法与步骤： 一般的连续时间系统分析有以下几个步骤: ①求解系统的零输入响应; ②求解系统的零状态响应; ③求解系统的全响应; ④分析系统的卷积；⑤画出它们的图形. 下面以具体的微分方程为例说明利用MATLAB 软件分析系统的具体方法. 1．连续时间系统的零输入响应 描述n 阶线性时不变（LTI ）连续系统的微分方程为： 已知y 及各阶导数的初始值为y(0),y (1)(0)，… y (n-1)(0)， 求系统的零输入响应。 建模 当LIT 系统的输入为零时，其零输入响应为微分方程的其次解（即令微分方程的等号右端为零），其形式为（设特征根均为单根） 其中p 1,p 2,…,p n 是特征方程a 1λ n +a 2λn-1+…+a n λ+a n =0的根，它们可以 用root(a)语句求得。各系数 由y 及其各阶导数的初始值来确定。对此有 1121111n n m n n m m n n m d y d y dy d u du a a a a y b b b u dt dt dt dt dt -++-++?????++=+????++1212()n p t p t p t n y t C e C e C e =++????+120n C C C y ++????+=11220 n n p C p C p C Dy ++????+=
一、设计要求 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： 1.燃料元件芯块内最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； 2.燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； 3.必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下 能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； 4.在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 5.在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而 热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 二、设计任务 某压水反应堆的冷却剂和慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，Zr-4作燃料包壳材料。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P15.8M P a 堆芯输出热功率N t1820M W 冷却剂总流量W32500t/h 反应堆进口温度t f i n287℃堆芯高度L 3.60m 燃料组件数m121 燃料组件形式n0×n017×17 每个组件燃料棒数n265 燃料包壳外径d c s9.5m m 燃料包壳内径d c i8.6m m 燃料包壳厚度δc0.57m m 燃料芯块直径d u8.19m m 燃料棒间距（栅距）s12.6m m 两个组件间的水隙δ0.8m m UO2芯块密度ρUO2 95%理论密度旁流系数ζ5% 燃料元件发热占总发热份额F a97.4% 径向核热管因子 1.33 轴向核热管因子 1.520 热流量核热点因子= 2.022 热流量工程热点因子 1.03 焓升工程热点因子(未计入交混因子) 1.142 交混因子0.95 焓升核热管因子= 1.085
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 (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 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） 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。
热工控制系统课程设计 ----某直流锅炉给水控制系统设计 二○一○年十二月 目录 第一部分多容对象动态特性的求取 (2) 第二部分单回路系统参数整定 (4) 一、广义频率特性法参数整定 (5) 二、临界比例带法确定调节器参数 (6) 三、比例、积分、微分调节器的作用 (9) 第三部分串级控制系统参数整定 (10) 一、主蒸汽温度串级控制系统参数整定 (10) 二、给水串级控制系统参数整定 (13) 三、燃烧控制系统参数整定 (15)
第四部分 某电厂热工系统图分析 ........................................................ 16 参考文献： (19) 第一部分 多容对象动态特性的求取 选取某主汽温对象特定负荷下导前区和惰性区对象动态特性如下： 导前区： 1 40400657 .12++-s s 惰性区： 1 1891542269658718877531306948665277276960851073457948202 .1234567+++++++s s s s s s s 对于上述特定负荷下主汽温导前区和惰性区对象传递函数，可以用两点法求上述主汽温对象的传递
函数，传递函数形式为n Ts K s W )1()(+=，利用Matlab 求取阶跃响应曲线，然后利用两点法确定对象 传递函数。 导前区阶跃响应曲线： 图1-1 由曲线和两点法可得： 657.1=K 637.28,663.0657.14.0)(4.01==?=∞t y 165.61,326.1657.18.0)(8.02==?=∞t y 2092.25.0075.12 121≈=??? ? ??+-=t t t n ，8.2016.22 1≈+≈n t t T 即可根据阶跃响应曲线利用两点法确定其传递函数：2 ) 18.20(657 .1)(+-= s s W 惰性区阶跃响应曲线：
第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。 （1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+
代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论：
《核反应堆热工分析》课程设计 学生：杨伟 学号：20094271 指导教师：陈德奇 专业：核工程与核技术 完成时间:2012年7月5日 重庆大学动力工程学院 二O一二年六月
通过本课程设计，达到以下目的： (1)深入理解压水堆热工设计准则； (2)深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了解平均通道（平均 管）、热通道（热管）、热点等在反应堆热工设计中的应用； (3)掌握堆芯焓场的计算并求出体现反应堆安全性的主要参数；烧毁比 DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度t0及其最高温度t0,max，包壳表面温度t cs及其最高温度t cs,max等； (4)求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度， 燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； (5)通过本课程设计，掌握压水堆热工校核的具体工具； (6)掌握压降的计算； (7)掌握单相及沸腾时的传热计算。
某压水堆的冷却剂和慢化剂都是水，用UO2作燃料，用Zr-4作燃料包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，采用正方形排列。已知参数如表1所示： 将堆芯自下而上分为6个控制体，其轴向归一化功率分布如表2所示： 表2： 堆芯归一化功率分布
3 计算过程及结果分析 3.1流体堆芯出口温度(平均管) ) 1(***..ζ-+ =p t a in f out f C W N F t t 按15.5MPa 下流体平均温度 =(t f,out + t f,in )/2查表得。 假设出口温度为320，则=（292.4+320）/2=306.2，差得=5.836KJ/Kg 。 20.24633.6*) 05.01(*836.5*685003016000 974.0..=-?+ =in f out f t t 由于 |320 -320.246|<0.5 满足条件 3.2燃料棒表面平均热流密度 = W/ 式中为堆芯内燃料棒的总传热面积 = 燃料棒表面最大热流密度 = W/ 燃料棒平均线功率 == W/m 燃料棒最大线功率 = W/m 根据以上已知的公式查表可计算得： = =
“核反应堆物理分析”课程教学大纲 英文名称：Analysis of Nuclear Reactor Physics 课程编码：NUCL0006 学时：64学分：4 适用对象：核能专业本科 先修课程：核辐射物理基础 使用教材及参考书： 谢仲生主编，《核反应堆物理分析》，西安交大出版社，2004年 一、课程性质、目的和任务 “核反应堆物理分析”是核能专业区别于常规能源动力类专业的核心课程，是核工程与核技术专业的专业基础理论课程。讲述的是中子核反应的基础理论和分析计算方法，讲述的内容主要包括中子与原子核的作用、中子慢化与扩散、核反应堆临界理论、反应性控制、核燃料循环与管理等。 “核反应堆物理分析”课程主要讲授核反应堆的基础理论知识，目的是培养学生具备从事核反应堆工程领域或相关工作的基础知识。任务是让学生掌握核反应堆基础理论知识和基本原理。 二、教学基本要求 1.注重讲解物理概念，帮助学生正确理解抽象的知识。 2.培养学生的分析问题理解问题的能力，切实掌握所学知识。 3．达到全部理解并接受基本知识的目的。 三、教学内容及要求 第一章核反应堆的核物理基础 本章主要介绍学习本课程所必须具备的基础知识和基本概念，主要包括：中子与原子核的相互作用，中子截面和核反应率，共振吸收，核裂变过程，热中子能谱和链式裂变反应等。 第二章中子慢化和慢化能谱
本章主要讲述中子在慢化过程中的规律和相关知识，主要有：中子的弹性散射过程，无限均匀介质中子的慢化能谱，均匀介质中的共振吸收，热中子反应堆内能谱的近似分布与热中子的平均截面等。 第三章中子扩散理论 本章主要讲述中子在扩散过程中的规律和相关知识，具体包括：单能中子扩散方程，非增殖介质内中子扩散方程的解，扩散长度，与能量相关的中子扩散方程和分群扩散理论，扩散－年龄近似等。 第四章均匀反应堆的临近理论 本章主要介绍均匀反应堆的临界理论，具体包括：均匀裸堆的单群理论，有反射层的反应堆的单群扩散理论，双群扩散理论，多群扩散方程的数值解法等。 第五章栅格的非均匀效应与均匀化群常数的计算 本章主要介绍非均匀反应堆的非均匀效应和均匀化方法，具体包括：栅格的非均匀效应，栅格的均匀化处理，栅元均匀化群常数的计算，燃料组件内中子通量密度分布及少群常数的计算，非均匀栅格的共振吸收，栅格几何参数的选择等。 第六章反应性随时间的变化 本章主要讲述反应堆的反应性随时间的变化规律，主要内容为：燃料中重同位素成分随时间的变化，裂变产物中毒，反应性随时间的变化与燃耗深度，核燃料的转换与增殖等。 第七章温度效应与反应性控制 本章主要讲反应堆的温度效应和反应性，主要包括：反应性温度系数，反应性控制的任务和方式，控制棒控制，可燃毒物控制，化学补偿控制。 第八章核反应堆动力学 本章主要介绍核反应堆的点堆动力学知识，主要包括：不考虑缓发中子的核反应堆动力学，考虑缓发中子的核反应堆动力学，阶跃扰动时点堆模型动态方程的解，反应堆周期等。 第九章核燃料管理简介 本章简介核电厂反应堆燃料管理基本知识，具体有：多循环燃料管理，单循环燃料管理，堆芯换料设计的优化等。 四、实践环节 无
成绩评定表 课程设计任务书
摘要 本文研究的是傅里叶变换的对称性和时移特性，傅里叶变换的性质有：对称性、线性（叠加性）、奇偶虚实性、尺度变换特性、时移特性、频移特性、微分特性、积分特性、卷积特性（时域和频域）；从信号与系统的角度出发,给出了激励信号的具体模型；应用Matlab软件进行仿真，将研究的信号转化成具体的函数形式，在Matlab得到最终变换结果。使用傅里叶变换的方法、卷积的求解方法以及函数的微分等方法研究题目。 关键词: 傅里叶变换;对称性;时移特性;Matlab 目录 1、Matlab介绍................................................................................... 错误!未定义书签。
2.利用Matlab实现信号的频域分析—傅里叶变换的对称性与时移特性设计 (5) 2.1.傅里叶变换的定义及其相关性质 (5) 2.2.傅里叶变换的对称性验证编程设计及实现 (7) 2.3.傅里叶变换的时移特性验证编程设计及实现 (10) 3.总结 (13) 4.参考文献 (13) 1 、Matlab介绍 MATLAB作为一种功能强大的工程软件，其重要功能包括数值处理、程序设计、可视化显示、图形用户界面和与外部软件的融合应用等方面。 MATLAB软件由美国Math Works公司于1984年推出，经过不断的发展和完善，如今己成为覆盖多个学科的国际公认的最优秀的数值计算仿真软件。MATLAB具备强大的数值计算能力，许多复杂的计算问题只需短短几行代码就可在MATLAB中实现。作为一个跨平台的软件，MATLAB已推出Unix、Windows、Linux和Mac等十多种操作系统下的版本，大大方便了在不同操作系统平台下的研究工作。 MATLAB软件具有很强的开放性和适应性。在保持内核不变的情况下，MATLAB可以针对不同的应用学科推出相应的工具箱(toolbox)，目前己经推出了
课程设计报告 ( 20 13 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核科学与工程学院 班级：实践核1101班 学号：1111440306 学生：佳 指导教师：王胜飞 设计周数：1周 成绩：
日期：2014 年 6 月19 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）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围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）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。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了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。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等； 5、掌握压降的计算；
目录 实验1 离散时间信号的频域分析-----------------------2 实验2 FFT算法与应用-------------------------------7 实验3 IIR数字滤波器的设计------------------------12 实验4 FIR数字滤波器的设计------------------------17
实验1 离散时间信号的频域分析 一．实验目的 信号的频域分析是信号处理中一种有效的工具。在离散信号的时域分析中，通常将信号表示成单位采样序列δ（n ）的线性组合，而在频域中，将信号表示成复变量e n j ω-或 e n N j π2-的线性组合。通过这样的表示，可以将时域的离散序 列映射到频域以便于进一步的处理。 在本实验中，将学习利用MATLAB 计算离散时间信号的DTFT 和DFT,并加深对其相互关系的理解。 二、实验原理 (1)DTFT 和DFT 的定义及其相互关系。序列x(n)DTFT 定义为()jw X e = ()n x n e ∞ =∞ ∑ω jn -它是关于自变量ω的复函数，且是以2π为周期的连续函数。 ()jw X e 可以表示为()()()jw jw jw re im X e X e jX e =+,其中，()jw re X e 和()jw im X e 分别是 ()jw X e 实部和虚部；还可以表示为 ()jw X e =()|()|jw j w X e e θ，其中， |()|jw X e 和{} ()arg ()j w X e ωθ=分别是()jw X e 的幅度函数和相位函数；它们都是ω的实函数，也是以2π为周期的周期函数。 序列()x n 的N 点DFT 定义为2211 ()()()()N N j k j kn kn N N N N n X k X e x n e x n W π π ---==== ∑∑，()X k 是周期为N 的序列。()j X e ω与()X k 的关系：()X k 是对()j X e ω）在一个周期 中的谱的等间隔N 点采样，即 2k |()()|jw w N X k X e π = = ，而()j X e ω 可以通过对()X k 内插获得，即
第一部分 名词解释 第二章 堆的热源及其分布 1、衰变热：对反应堆而言，衰变热是裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变所产生的热量。 2、裂变能近似分布：总能200MCV 168是裂变产物的动能 5是裂变中子动能 7是瞬发R 射线能量 13是缓发B 和R 射线能量 同时还有过剩中子引起的辐射俘获反应。 3、堆芯功率分布和因素：径向贝塞尔函数 轴向余弦函数 1燃料布置 2控制棒 3水隙和空泡 第三章 堆的传热过程 4、积分热导率：把u κ对温度t 的积分()dt t u ? κ作为一个整体看待，称之为积分热导率。 5、燃料元件的导热：指依靠热传导把燃料元件中由于核裂变产生的热量从温度较高的燃料芯块内部传递到温度较低的包壳外表面的这样一个过程。 6、换热过程：指燃料元件包壳外表面与冷却剂之间直接接触时的热交换，即热量由包壳的外表面传递给冷却剂的过程。 7、自然对流：指由流体内部密度梯度所引起的流体的运动，而密度梯度通常是由于流体本身的温度场所引起的。 8、大容积沸腾：指由浸没在（具有自由表面）（原来静止的）大容积液体内的受热面所产生的沸腾。 9、流动沸腾：也称为对流沸腾，通常是指流体流经加热通道时产生的沸腾。 10、沸腾曲线：壁面过热度（s w sat t t t -=?）和热流密度q 的关系曲线通常称为沸腾曲线。 11、ONB 点：即沸腾起始点，大容积沸腾中开始产生气泡的点。 12、CHF 点：即临界热流密度或烧毁热流密度，是热流密度上升达到最大的点。Critical heat flux 13、DNB 点：即偏离核态沸腾规律点，是在烧毁点附件表现为q 上升缓慢的核态沸腾的转折点H 。Departure from nuclear boiling 14、沸腾临界：特点是由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升。达到沸腾临界时的热流密度称为临界热流密度。 15、快速烧毁：由于受热面上逸出的气泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，于是在加热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面的温度骤升； 16、慢速烧毁：高含汽量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界。 17、过渡沸腾：是加热表面上任意位置随机存在的一种不稳定膜态沸腾和不稳定核态沸腾的结合，是一种中间传热方式，壁面温度高到不能维持稳定的核态沸腾，而又低得不足以维持稳定的膜态沸腾，传热率随温度而变化，其大小取决于该位置每种沸腾型式存在的时间份额。 18、膜态沸腾：指加热面上形成稳定的蒸汽膜层，q 随着t ?增加而增大。对流动沸腾来说，膜态沸腾又分为反环状流和弥散流。 19、“长大”：多发生在低于350°C 的环境下，它会使燃料芯块变形，表面粗糙化，强度降低，以至破坏。 20、“肿胀”：大于400℃时，由裂变气体氪和氙在晶格中形成小气泡引起的，随着燃耗的增加，气泡的压力增加，结果就是得金属铀块肿胀起来。肿胀是指材料因受辐照而发生体积增大的现象。 21、弥散体燃料：是用机械方法把燃料弥散在热导率高、高温稳定性好的基体金属中制成的
华扶#力*孑 课程设计报告 （20 13 一2014年度第二学期） 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计 院系：核科学与工程学院______________________ 班级：实践核1101班______________________ 学号：06 _________________________ 学生姓名：M _____________________ 指导教师：王胜飞__________________ 设计周数：Ul _______________________ 成绩：_____________________ 日期：2014 年6月19日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设讣，尤其是对动力堆，最基本的要求是安全。要求在整个寿期内能够长期稳泄运行，并能适应启动、功率调和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确左的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选左堆型，确怎所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）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用： （3）燃料元件的形状、它在堆芯内的分布方式以及栅距允许变化的范H： <4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求： （5）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。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规立了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规左的稳态热工设计准则，一般有以下几点：< 1）燃料元件芯块内最高应低于英他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表而不允许发生沸腾临界： （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热： <4）在稳态额泄工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳左性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确?DNBR?J 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和英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。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设讣准则： 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焰场的计算并求岀体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR,最小烧毁比MDNBR, 燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及英最髙温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等： 5、掌握压降的计算： 6、掌握单相及沸腾时的传热计算。 7、理解单通道模型的编程方法。 课程设计要求： 1.设计时间为一周；