Теплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора.. Курсовая работа. Теплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора
 Скачать 424.96 Kb.
|
|
ФПТАЕ У ВО «Политехнический университет» г. Днепр Кафедра «Проектирование АЭС» КУРСОВОЕ ПРОЕКТИРОВАНИЕ Дисциплина:ЯЭР Тема: Теплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора. Выполнил студент группы 878525 Прокапенко И.П. Проверил, ст. преподаватель Кириллов «__» ___________ 2019 г. г. Днепр, 2019 год СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ 4 Реакторная установка ВВЭР-1500 разрабатывается на основе проектов реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Результаты разработки концептуального проекта реакторная установка ВВЭР-1500 подтверждают возможность создания такой установки, учитывающей принципы и подходы, содержащиеся в требованиях европейских пользователей атомной энергии (EUR) и рекомендациях МАГАТЭ и по основным техническим характеристикам, уровню безопасности, не уступающей перспективным зарубежным реакторным установкам PWR. 4 Основные технические решения: увеличенный размер корпуса реактора; сниженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000; увеличенная высота обогреваемой части активной зоны; ПГ горизонтальный типа ПГВ-1000М; пассивные системы безопасности рассчитаны на работу в течение не менее 24 часов; технические средства управления тяжелыми авариями; назначенный срок службы основного оборудования 50 лет, корпуса реактора - 60 лет. Тепловая мощность 4250 МВт, Длительность кампании 6 лет, Обогащение топлива подпитки 4,4%. 4 Расчет активной зоны реакторной установки 7 2Расчет распределения энерговыделения по высоте активной зоны.(пересмотреть). 10 1.1.1.Коэффициент неравномерности тепловыделения по объему АЗ: 12 1.1.2.Мощность средне нагруженной и максимально нагруженной TBC: 12 4.Расчет распределения температуры оболочки и сердечника ТВЭЛ по высоте активной зоны. 15 5.Оценка коэффициента запаса до кризиса теплообмена. 17 ВВЕДЕНИЕ 3 ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 4 1. Определение геометрических характеристик активной зоны реактора 4 2. Схема расчета активной зоны 7 2.1 Гидравлические потери давления в пределах активной зоны Error: Reference source not found 2.2 Расчет линейных тепловых нагрузок и плотностей тепловых потоков 8 2.4 Распределение линейных тепловых нагрузок 10 2.5 Распределение тепловой нагрузки на единицу поверхности Error: Reference source not found 2.6 Расчёт расхода теплоносителя Error: Reference source not found 2.7 Изменение температуры теплоносителя по высоте активной зоны 12 2.8 Расчет температур оболочки и сердечника твэл 15 2.9 Расчёт коэффициента запаса до кризиса теплообмена 17 ЗАКЛЮЧЕНИЕ 19 ЛИТЕРАТУРА 20 Приложение А 21 Приложение Б 25 ВВЕДЕНИЕРеакторная установка ВВЭР-1500 разрабатывается на основе проектов реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Результаты разработки концептуального проекта реакторная установка ВВЭР-1500 подтверждают возможность создания такой установки, учитывающей принципы и подходы, содержащиеся в требованиях европейских пользователей атомной энергии (EUR) и рекомендациях МАГАТЭ и по основным техническим характеристикам, уровню безопасности, не уступающей перспективным зарубежным реакторным установкам PWR. Основные технические решения: увеличенный размер корпуса реактора; сниженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000; увеличенная высота обогреваемой части активной зоны; ПГ горизонтальный типа ПГВ-1000М; пассивные системы безопасности рассчитаны на работу в течение не менее 24 часов; технические средства управления тяжелыми авариями; назначенный срок службы основного оборудования 50 лет, корпуса реактора - 60 лет. Тепловая мощность 4250 МВт, Длительность кампании 6 лет, Обогащение топлива подпитки 4,4%. Задачей поверочного теплового расчета реактора является определение основных теплотехнических параметров при известном конструкционном оформлении и заданной мощности. Основная цель теплогидравлического расчета реакторов с водой под давлением – установить распределение тепловых потоков и температур по активной зоне реактора, найти максимальную температуру топлива для подтверждения невозможности его расплавления в тепловыделяющих элементах с большой тепловой нагрузкой, определить запас до кризиса теплообмена и гидравлическое сопротивление движению теплоносителя через активную зону. ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Выбор твс аз. Приведем основные характеристики реактора ВВЭР – 1500, используемые в расчете (создать таблицу) Активная зона: Тепловая мощность реактора: Q = 4000 МВт; Высота АЗ: Ho = 4.2 м; Экстраполированная добавка к размерам АЗ: δextr = 0.08 м; Удельная энергонапряженность АЗ: qv=100·106 Вт/м3; Энтальпия на выходе из АЗ: hout=1515 кДж/кг; Теплоноситель: Температура теплоносителя на входе в АЗ: tin = 305o C; Температура теплоносителя на выходе из АЗ: tout = 335o C; Давление теплоносителя на выходе из АЗ: Pout=16.5Мпа; Тепловыделяющая сборка: Материал оболочки ТВЭЛа: Цирконий; Ядерное топливо: Диоксид урана (UO2) Расположение ТВЭЛов в решетке (упаковка): Треугольная Количество ТВЭЛов в ТВС: ntvel=312 Количество регулирующих стержней в ТВС: nr = 18 Количество центральных каркасных трубок: nc =1 Наружный диаметр ТВЭЛа: d2=0.0091 м Внутренний диаметр ТВЭЛа: d1=0.0077 Диаметр регулирующих стержней: dr=0.0129 м; Диаметр центральной штанги: dc=0.0129 м; Диаметр центрального отверстия в топливной таблетке ТВЭЛа: dotv=0.0012 м; Шаг установки ТВС (размер под ключ) ha=0.235 м (при расчете нужно считать эффективную добавку по переферии ТВС в 1 мм, т.о., разиер под ключ будет определяться hk=0.236м); Шаг решетки: s=12.75·10-3 м; Коэффициенты: Неравномерности энерговыделения: kz=1.19; Теплопроводности оболочки ТВЭЛ: λob=20.6 Вт/м·К; Теплоотдачи контактного слоя в зазоре: αз=4.9·103 Вт/м2·К; Теплопроводности диоксида урана: λс=2.94 Вт/м·К; Теплопроводности газового зазора между оболочкой и топливной таблеткой: λз=0.33 Вт/м·К; Неравномерности энерговыделения по радиусу: kr = 1.5; Вариант распределения энерговыделения 16 В двух нижеследующих таблицах представлены необходимые для расчетов параметры теплоносителя на входе и выходе активной зоны таблица №1, и в состоянии насыщения при среднем давлении в активной зоне реактора таблица №2. (убрать таблицы) Таблица №1
Таблица № 2
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||