ВВЭР-1200. KP_ВВЭР-1200. Курсовой проект по дисциплине Курсовой проект проектирование твэл ядерных энергетических установок ввэр1200

• Название: Курсовой проект по дисциплине Курсовой проект проектирование твэл ядерных энергетических установок ввэр1200
• Анкор: ВВЭР-1200
• Дата: 21.08.2021
• Размер: 2 Mb.
• Имя файла: KP_ВВЭР-1200.docx
• Тип: Курсовой проект; #227529

КУРСОВОЙ ПРОЕКТ

по дисциплине «Курсовой проект: проектирование ТВЭЛ ядерных энергетических установок»

«ВВЭР-1200»

Москва

Содержание

1.Введение. 3

2.Теплофизический расчёт реактора. 16

3.Прочностной расчет реактора. 23

4.Заключение 32

5.Список литературы. 33

1. Введение.

Ядерная энергетика начиналась на реакторах канального типа. Но из-за ряда технических, экономических и даже социальных причин закрепились в отрасли именно корпусные реакторы.

Реакторы данного типа получили широкое распространение в мире. Среди них: водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР или PWR), корпусные кипящие реакторы (BWR), высокотемпературные реакторы с газовым теплоносителем (He, CO₂), реакторы на быстрых нейтронах и другие.

В России самыми популярными реакторами являются водо-водяные энергетические реакторы корпусного типа, теплоносителем и замедлителем в которых служит легкая вода под давлением. Промышленное использование реакторов данного типа в России началось в 1964 году с пуском на Нововоронежской АЭС 1 блока с мощностью 210МВТ. За ним последовал пуск реактора ВВЭР-365 в 1970 году, а также реактора ВВЭР-440 в 1971 году. Последний стал советским реактором первого поколения и получил широкое распространение, как на родине, так и в других странах. Работы по созданию реактора второго поколения начались в 1966 году, а пуск его произошел в мае 1980 году. Важной характеристикой в строении реакторов является пригодность для железнодорожной транспортировки, поэтому эффективный диаметр зоны практически не изменился, а тепловая мощность была увеличена за счет уменьшения неравномерности энерговыделения, увеличения теплосъема и повышения расхода теплоносителя. Также одной из главных особенностей новых реакторов стало использование защитной герметичной оболочки из предварительно напряженного бетона, рассчитанной на максимальное давление в результате самой тяжелой проектной аварии – разрыв главного циркуляционного трубопровода.

В настоящее время также введен в эксплуатацию РУ ВВЭР-1200 поколения 3+ с повышенным уровнем безопасности, электрическая мощность которого составляет 1200МВТ. Это достигнуто внедрением новых «пассивных систем безопасности», которые способны функционировать без вмешательства операторов даже при полном обесточивании станции. Применены система пассивного отвода тепла от реактора, пассивная система каталитического удаления водорода и ловушка расплава активной зоны. Другой особенностью проекта стала двойная защитная оболочка, в которой внутренняя оболочка предотвращает утечку радиоактивных веществ при авариях, а внешняя оболочка противостоит природным и техногенным воздействиям, таким как, например, смерчи или падение самолёта.

Далее для общего представления устройства реактора приведены изображения основных составных частей. Реактор (рисунок 1.1) представляет собой вертикальный сосуд высокого давления (корпус с крышкой), внутри которого размещаются ВКУ, активная зона, органы регулирования и первичные датчики СВРК – СВРД. Корпус (рисунки 1.2 – 1.4) уплотняется крышкой, конструктивно входящей в блок верхний, при помощи шпилек главного разъема. Внутрикорпусные устройства входят в состав реактора и включают шахту внутрикорпусную, выгородку и блок защитных труб (рисунки 1.5 – 1.7).

Конструкция верхнего блока (с приводами СУЗ ШЭМ-3) представлена на рисунке 1.8. На эллипсоидной части крышки верхнего блока (рисунок 1.9) выполнены отверстия под патрубки:

- приводов СУЗ – 121;

- СВРД - 18;

- воздушника - 1;

- резервный - 1.

Металлоконструкция блока верхнего включает в себя шесть штанг, закрепленных на крышке, воздушный коллектор, шестигранные трубы, дистанционирующие плиты и траверсу. Все элементы металлоконструкции закреплены на штангах с возможностью свободного температурного перемещения.

Оборудование шахты реактора (рисунок 1.10) предназначено для закрепления ядерного реактора при нормальных условиях эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации, проектных авариях и является одновременно биологической защитой от нейтронного потока активной зоны реактора.



Рисунок 1.1 - Реактор



Рисунок 1.2 - Корпус реактора (продольный разрез)

Рисунок 1.3 – Корпус реактора (вид сверху)



Рисунок 1.4 – Корпус реактора (поперечный разрез)

3680

Рисунок 1.5 - Шахта внутрикорпусная


4270


Рисунок 1.6 - Выгородка



9

8

7

5

6

3550
1- канал направляющий, 2- стойка, 3-плита верхняя, 4- обечайка,
5- плита средняя, 6- обечайка перфорированная, 7- труба защитная, 8- каркас защитный, 9- плита опорная

Рисунок 1.7 – Блок защитных труб

7895


1-траверса, 2-привод СУЗ, 3-площадка обслуживания, 4-металлоконструкция, 5-короб воздушный, 6-патрубки, 7-крышка, 8-эллипсоид, 9-фланец

Рисунок 1.8 - Блок верхний

1-стойка, 2-патрубок, 3-бобышка, 4-эллиптическая часть крышки, 5-фланец

Рисунок 1.9 – Крышка

Рисунок 1.10 – Оборудование и схема охлаждения шахты реактора
Твэлы являются наиболее ответственными и самыми напряженными конструкциями активной зоны современного ядерного энергетического реактора. Твэл считается работоспособным, если он в течение всего времени эксплуатации герметичен и его геометрические размеры изменились только в таких пределах, в которых их изменение не приведет к заметному ухудшению внешнего охлаждения или объемного распределения температур. Выход твэла из строя, т.е. разрушение одного из барьеров безопасности, приводит к попаданию топлива и продуктов деления в контур теплоносителя. Именно поэтому так важна разработка надежных конструкций твэлов.

При этом чрезмерный консерватизм в выборе допускаемых запасов прочности приводит к повышению стоимости производства. Поэтому правильный подход к решению вопросов надежности твэлов заключается в оптимальном сочетании требуемых условий безопасности и экономических показателей установки.

2. Теплофизический расчёт реактора.

В таблицу 1.1 внесены данные, необходимые для расчёта.

Таблица 1.1. Входные данные.

Величина	Обозначение	Ед. измер.	Значение
Тепловая мощность реактора	Qp	МВт	3200
Температура теплоносителя на входе в реактор	tвх	0С	298,2
Температура теплоносителя на выходе из реактора	tвых	0С	328,6
Высота АЗ	H0	мм	3730
Диаметр твэла	d	м	9,1·10-3
Диаметр направляющего канала		м	12,9·10-3
Диаметр центральной трубки		м	12,9·10-3
Толщина оболочки твэла	δоб	м	0,65·10-3
Число твэлов в ТВС АЗ	n		312
Число направляющих каналов (вместе с центральной трубкой)	+		19
Размер "под ключ" ТВС	t	мм	235
Относительный шаг решетки	l		1,4
Эффективная добавка высоты АЗ	δ	м	0,08
Средняя плотность воды	ρ	кг м3	667,1
Теплоёмкость воды	Cp	Дж кг · 𝐾	6574
Температуропроводность воды	a1	м2 𝑐	12,5*10-3
Теплопроводность воды	λ	Вт м · 𝐾	0,506
Перепад температуры воды в АЗ	Δt	0C	30,4
Теплопроводность оболочки	λоб	Вт м · 𝐾	21,40
Теплопроводность топлива	λтоп	Вт м · 𝐾	3,5
Диаметр АЗ		м	3,330

Активная зона:

Конструирование реактора с учетом этих особенностей приводит к тому, что активная зона имеет форму цилиндра с отношением высоты к диаметру H/D ≈ 0,9. Наилучшее значение этого параметра для транспортировки ≈ 1,12; при этом диаметр определяется мощностью. Длина топливного столба увеличена с 3530 мм в ВВЭР-1000 до 3730 мм в ВВЭР-1200 за счёт укорочения головки и хвостовика ТВС.



















Отсюда:

, , , ,









Расчет числа Нуссельта в пучках стержней в зависимости от относительного шага решетки (формулы 11.64-11.65 из Дементьева):







Температурный расчет:









Для средненагруженного ТВЭЛа:



Для максимально нагруженного ТВЭЛа:



Далее все расчеты проводим по аналитическим выражениям ниже с помощью программы, в которой и строим графики распределения температур топлива, оболочки и теплоносителя. Используем два значения – для средненагруженного ТВЭЛа и для максимально нагруженного.







Для построения графиков использовались следующие константы.

Коэффициенты теплопроводности для циркониевой оболочки, газового зазора и материала таблетки равны соответственно 21.400, 0.275 и 3.50 . Толщина газового зазора равна 0.115 мм.



Рис. 1. Зависимость температуры теплоносителя от высоты в активной зоне.



Рис. 2. Зависимость температуры оболочки ТВЭЛа от высоты в активной зоне.



Рис. 3. Зависимость температуры в центре топливной таблетки от высоты в активной зоне.

Как видно из приведенных графиков, значения температур для средненагруженного ТВЭЛа не превышают в пике точку насыщения для теплоносителя (347,32 ℃) и предельную температуру нормальной эксплуатации циркониевого сплава (350 – 360 ℃). Для максимально нагруженного ТВЭЛа аналогичные показатели превышают предельные значения. Такое нарушение могло возникнуть в условиях данного теплогидравлического расчета, тогда как на самих реакторах стремятся дополнительно снижать коэффициент неравномерности энерговыделения. Кроме того, небольшое превышение температуры насыщения теплоносителя приводит лишь к пузырьковому режиму кипения, который, в свою очередь, является механизмом отрицательной обратной связи по температуре. Поскольку увеличение температуры влечет за собой увеличение числа центров парообразования, а также пузырьковый режим кипения увеличивает степень турбулентности потока жидкости, то коэффициент теплоотдачи возрастает.

Графики перепадов температур приведены ниже.



Рис. 4. Зависимость перепада температур в оболочке ТВЭЛа от высоты в активной зоне.



Рис. 5. Зависимость перепада температур в газовом зазоре от высоты в активной зоне.



Рис. 6. Зависимость перепада температур в топливной таблетке от высоты в активной зоне.

Из графиков видно, что значения для средненагруженного и максимально нагруженного ТВЭЛов сильно разнятся, чем и объясняется значительный коэффициент неравномерности поля энерговыделения.

3. Прочностной расчет реактора.

3.1 Предельное давление к концу кампании и объем газосборника.

В реакторах с преимущественно тепловым спектром стальные сплавы в качестве конструкционного материала для твэлов использовать не позволяет ряд недостатков в нейтронно-физических характеристиках, особенно высокое микросечение захвата в тепловых областях. В связи с этим стало необходимым найти компромиссы, которыми стали циркониевые сплавы.

В реакторе ВВЭР-1200 основным сплавом для оболочек твэлов является сплав Э110 (Zr + 1% Nb). Он был выбран исходя из особенностей фазово-структурных превращений в сплаве. Оболочки твэлов после прокатки подвергают вакуумному отжигу при температуре 580 ℃ в течение 3 ч. Благодаря отжигу оболочки имеют рекристаллизованную мелкозернистую микроструктуру с большим количеством частиц (0.1 мкм), равномерно распределенных в матрице сплава.

Рассчитаем основные параметры. За один акт деления выделяется 3.244*10^-11 Дж тепла. Тогда за 1 секунду работы на единичной мощности должно произойти C делений:



Средняя линейная нагрузка максимально нагруженного твэла равна:



Тогда средняя плотность делений в единице объема топлива равна Ф_ср:



При выгорании в 5 % число делений N будет равно 1.2*10²¹ см^-3. Тогда длительность кампании будет равна t₀:



Далее воспользуемся экспериментальным выражением для расчета допустимых напряжений к концу кампании.



где К – коэффициент запаса по облучению, t₀ – время кампании, – эквивалентное напряжение, P(t) – давление ГПД. К примем равным 2.

Тогда из данных выражений с учетом эмпирических коэффициентов получаем:



В итоге получаем предельно допустимое давление в конце кампании – 15.08 Мпа.

Как уже было определено выше, число делений в единице объема топлива равно N = 1.2*10²¹ см^-3. Причем на одно деление приходится в среднем 2.004 осколка. Тогда число осколков в единице объема равно N_оск = 2.4048*10²¹ см^-3. Из них четверть – ГПД. N_ГПД = 0.25*N_оск = 0.6012*10²¹ см^-3.

Поведение топлива как «барьера», удерживающего продукты деления, зависит от температуры и степени выгорания. При температурах ниже 1000 °С диоксид урана удерживает всё, даже газовые продукты деления. С ростом температуры и выгорания картина существенно меняется. Продукты деления становятся более подвижными. При температуре выше 1600 °С большая доля газов выходит из топлива под оболочку, заметно возрастает также выход иода и других летучих нуклидов.

Детальное описание процесса выхода ГПД требует привлечения сложных математических моделей. Поэтому используем двухзонную модель. Постулируем, что при температуре топлива 1650℃ и выше из матрицы выделяется 100% ГПД. При температуре ниже 1650℃ выделяется лишь 5% от всех образовавшихся ГПД.

Распределение температур в топливной таблетке имеет вид



Тогда для Тц = 2250℃ и Ттопл = 1050℃ получим радиус r_гр, при котором температура равна 1650℃.



Полученное уравнение решим численно, методом касательных (Ньютона). Тогда получим

Тогда легко получить объемы двух зон с температурой выше 1650℃ и ниже соот-но:





Тогда количество вышедших ГПД равно





Средняя температура газа в твэле равна Т_ср:



Средняя температура в газосборника в реакторе типа ВВЭР принимается равной температуре внутренней оболочки твэла на выходе теплоносителя: Тгс = 365 °C.

Тз = 590 °C, Тц = 2250 °C.

Объемы газового зазора и центрального отверстия определяются следующим образом:





Критическое давление было определено выше: Pкр = 15.08 МПа. Тогда приравнивая его к давлению ГПД под оболочкой, получим квадратное уравнение относительно Vгс.

Давление ГПД под оболочкой равно:



Преобразуем к стандартному виду:



Расчет коэффициентов дает: a = 1, b = -19.2598, c = -1146.055. Тогда решая полученное квадратное уравнение, найдём Vгс:

Vгс = 44.826 см³.

Разумеется, не представляет труда получить теперь значения для свободного объема и средней температуры газа в твэле:

Vсв = 58.0679 см³

Тср = 536.90 ℃

3.2 Устойчивость оболочек твэлов под внешним давлением. Вопрос эллипсности.

Ползучесть сплавов циркония в реакторах с водой под давлением определяет силовое взаимодействие топлива и оболочки, изменение ее диаметра, развитие эллипсности и потерю устойчивости под действием внешнего давления теплоносителя. В условиях аварии с потерей теплоносителя высокотемпературная ползучесть оболочки, нагруженной внутренним давлением ГПД, определяет изменение диаметра, перекрытие проходного сечения в ТВС и процессы разгерметизации твэлов.

Ползучесть труб из сплава Zr + 1 % Nb без облучения изучали при растяжении и сжатии в области температур 350 — 400 °С при напряжениях 70, 100, 120 МПа. Измерялась осевая, окружная и радиальная деформации. Длительность испытаний составляла 3000 ч. Полученные результаты для осевой скорости ползучести аппроксимируются соотношением:



При высоких температурах, характерных для аварийных режимов, в области α + β фазы (610 — 910) °С скорость ползучести описывается соотношением:



Для β-фазы (температура выше 910 ℃) получено выражение:



Сведения о влиянии облучения на ползучесть сплавов циркония, полученные на начальной стадии облучения противоречивы. Экспериментально наблюдалось как увеличение, так и уменьшение скорости ползучести в процессе облучения. По-видимому, влияние облучения определяется уровнем напряжений, потоков нейтронов и температур.

На рис. 3.8 показана зависимость диаметральной деформации ползучести нагруженных внутренним давлением оболочек из сплава 110 в процессе облучения. Показано, что при малых флюенсах и плотностях потоков нейтронов деформация под облучением меньше, чем без облучения. По всей вероятности, это определяется влиянием радиационного упрочнения сплава на ранних стадиях облучения и, возможно, деформацией радиационного роста.



Рис. 7. Зависимость диаметральной деформации оболочек из сплава 110 от длительности испытаний при температуре 330 — 350 ℃, напряжении 130 МПа: сплошные линии — в процессе облучения при плотностях потоков нейтронов 3*10¹⁴ (1), 5*10¹⁴ (2) и 1*10¹⁵ н/(см²*с) (3); пунктирная линия — без облучения.

Анализ представленных и других экспериментальных данных показал, что скорость ползучести линейно изменяется от напряжений и потока нейтронов. Для расчета скоростей ползучести сплавов циркония при рабочей температуре 330 оС можно рекомендовать соотношение:



Если скорость ползучести измерять в 1/ч, а плотность потока быстрых нейтронов в 1/см2с, то значения коэффициента А для сплава Э110 равно 2.7*10^-23.

С характеристиками ползучести тесно связана потеря устойчивости оболочек твэлов в реакторах с высоким давлением теплоносителя. Оболочка в исходном состоянии имеет начальную эллипсность ω₀, обусловленную отклонением формы от цилиндрической. Если относительную эллипсность вычислять как разницу между максимальным и минимальным диаметрами, деленными на средний диаметр оболочки — (Dmax – Dmin)/Dср, то ее текущее значение в процессе эксплуатации может быть вычислено по итерационной процедуре:



Rср = 4.225 мм – средний радиус оболочки твэла.

Разность давлений на каждой итерации определяется как:



Т_ср – средняя температура газа в твэле.

V_св – свободный объем.

k_gas – доля выходящих под оболочку ГПД.

k_gas = 0.19738.

= 2.004 – число осколков на одно деление.



Начальную эллипсность примем равной 0.01. Тогда реализуем процедуру вычисления с помощью компьютерного кода по схеме:

Рис. 8. Структурная схема программы определения давления предварительного заполнения твэла и изменения эллипсности оболочки в процессе эксплуатации.


Рис. 9. Зависимость напряжения (максимального) в оболочке твэла при различных значениях давления начального заполнения.

Из графика видно, что только начиная с давления 5.8 МПа и выше не будет превышаться предел текучести от максимального напряжения (120 Мпа для сплава Э110).

3.3 Радиационный рост изделий из сплавов циркония под действием облучения.

В процессе облучения циркониевые сплавы подвержены не только ускоренной ползучести, но и радиационному росту, т.е. изменению размеров изделий при постоянном объеме. Это явление связано с анизотропией стоков радиационных точечных дефектов вследствие несимметричности кристаллической структуры. Для оболочек из циркониевых сплавов радиационный рост проявляется в изменении размеров в осевом и диаметральном направлении, что может ограничивать достижение высоких выгораний вследствие изгиба твэлов.

Поскольку радиационный рост связан с текстурой изделия, то методом его подавления может быть термомеханическая обработка, приводящая к созданию квазиизотропной мелкозеренной структуры, т.е. многократна холодная деформация в разных направлениях и специальные режимы отжига. Эффективным способом, приводящим к подавлению радиационного роста, является скоростная высокочастотная обработка труб в мощных СВЧ полях. Такая обработка приводит к измельчению зерен сплавов урана и отжигу напряжений.

Зависимость изменения высоты оболочек твэлов из разных сплавов циркония от флюенса быстрых нейтронов представлена на рис. 10.



Рис. 10. Зависимость радиационного роста сплавов циркония в осевом направлении от флюенса быстрых (Е > 0,1 МэВ) нейтронов при температурах 330 — 350 °С

4. Заключение

В данной работе была рассмотрена реакторная установка В-491 (ВВЭР-1200). Приведено краткое описание водо-водяных реакторов в целом, некоторые особенности конкретной установки В-491, а также устройство реактора и его ВКУ.

В первой части работы был произведен теплогидравлический расчет, а также расчет геометрических параметров. На основе полученных зависимостей и рассчитанных характеристик были построены графики распределения температур по высоте активной зоны для теплоносителя, оболочки твэла и самого топлива. Также были построены графики температурных перепадах в указанных зонах. Расчет проводился для средненагруженного и максимально нагруженного твэлов. Все полученные результаты не превышают установленных пределов для температур теплоносителя и оболочки в случае средненагруженного твэла. В случае максимально нагруженного имеют место незначительные превышения в пиковых точках. В рамках данного расчета это допустимо, поскольку на реальных установках прибегают к дополнительным мерам по выравниванию поля энерговыделения.

Во второй части работы был проведен прочностной расчет. Было определено предельное давление в конце топливной кампании, а также рассчитан объем газосборника твэла. Также исходя из предельного нормального напряжения для цилиндрической трубки сплава Э110 и предельной эллипсности было получено с помощью итерационного метода начальное давление заполнения твэла. Кратко был рассмотрен радиационный рост циркониевых сплавов.

5. Список литературы.

1. 
   Б.А. Дементьев, Ядерные энергетические реаторы.
   
2. 
   С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук, Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000.
   
3. 
   В.Б. Малыгин, Эксплуатационные свойства материалов для обоснования проектов твэлов энергетическиъ реакторов.
   
4. 
   Ф.Г. Решетников и др., Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов.
   
5. 
   Г.А. Бать, Основы теории и методы расчета ядерных энергетических установок.