Тепловой расчет реактора (стр. 1 из 3)

МЭИ (ТУ)

Кафедра парогенераторостроения

Типовой расчёт по курсу:

Генераторы тепловой энергии

Тепловой расчёт ВВЭР

Студент:Иванов А.А.

Группа: С-2-95

Преподаватель: Двойнишников В.А.

Москва 2000 год

Аннотация.

В данной работе решались следующие задачи:

— расчёт реактора при m = 1 и q_v = 100 и определение его экономичности и надёжности при учёте наложенных ограничений: 1.6 < n < 2.2,

2 < W_т<10 м/с, t_об < 350 ^оС, t_c < 2300 ^оС.

— нахождение области допустимых значений относительной высоты активной зоны m и удельного энерговыделения q_v(m = 0.8 … 1.6,

q_v = 50 … 150)при учёте наложенных ограничений: 1.6 < n < 2.2,

2 < W_т<10 м/с, t_об < 350 ^оС, t_c < 2300 ^оС.

— для выбранного варианта расчёт температуры сердечника, оболочки и теплоносителя по высоте активной зоны.

Содержание:

1. Введение

2. Исходные данные

3. Тепловой расчёт реактора при m = 1 и q_v = 100 МВт/м³

3.1. Определение размеров активной зоны реактора и скорости теплоносителя

3.2. Определение коэффициента запаса по критической тепловой нагрузке

3.3. Расчёт максимальных температур оболочки ТВЭЛа и материала

топливного сердечника

3.4. Определение области допустимых значений m и q_v

3.5. Расчёт распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного

сердечника по высоте активной зоны реактора

4. Выводы

1. Введение

Назначение и виды тепловых расчётов реакторов.

Тепловой расчет ядерного реактора является одной из необходимых составных частей процесса обоснования и разработки конструкции. Без него невозможны ни предварительные поисковые проработки, ни определение оптимальных проектных решений.

Тепловые расчеты обычно выполняются одновременно с гидравлическим и нейтронно-физическим расчетами реактора. В зависимости от задач, решаемых на том или ином этапе проработки конструкции, различают поисковые и поверочные расчеты

Поисковые тепловые расчеты проводятся в период определения основных конструктивных решений. При их выполнении, как правило, известны тепловая мощность реактора, распределение плотности энерговыделения, вид теплоносителя и его параметры все эти данные получают в результате нейтронно-физического расчета, а также тип и конструкция ТВЭЛов и кассет, определяемых техническим заданием на основе накопленного опыта проектирования, изготовления и эксплуатации. В результате определяются размеры активной зоны и других элементов реактора, находятся, а при необходимости уточняются параметры теплоносителя, определяются характерные температуры, выбираются конструкционные материалы и топливные композиции.

По мере разработки конструкции тепловые расчеты выполняются снова, но более детально, с учетом выбранных конструктивных решений, как для номинального режима, так и для работы на частичных нагрузках. Также обсчитываются тепловые режимы работы оборудования при переходных процессах при пуске, останове, изменении нагрузки, характерных как для штатных ситуаций, так и в аварийных случаях. Во всех этих случаях тепловой расчет носит характер поверочного, и его основной задачей является определение термодинамических характеристик теплоносителя и тепловых параметров характеризующих условия функционирования элементов ядерного реактора. Обеспечение надежной работы реактора в целом и его отдельных элементов, достижение высокой экономичности реакторной установки требует высокой точности определения теплотехнических параметров, что ведет к существенному усложнению всех видов расчетов, в том числе и теплового. Необходимость же их автоматизации приводит к созданию сложных программных комплексов, объединяющих тепловые, Гидравлические, нейтронно-физические и прочностные расчеты.

Настоящий метод ориентирован на использование несколько упрощенного теплового расчета, базирующегося на одномерном представлении протекания процессов тепло - и массообмена в одной ячейке активной зоны реактора.

2. Исходные данные.

Для выполнения теплового расчета водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) в соответствии с упрощенной методикой требуются исходные данные, условно подразделяемые на режимные и конструктивные,

Данные режимного типа:

Тепловая мощность ВВЭР N = 1664.87 МВт

Конструктивные данные:

1. Характеристики кассеты:

Число ТВЭЛов в кассете n_ТВЭЛ= 331

Шаг решётки а¢¢ = 12.75·10^-3м

Размер кассеты “под ключ” а¢ = 0.238 м

Толщина оболочки кассеты δ = 1.5·10^-3 м

2. Характеристика ТВЭЛа:

Радиус топливного сердечника r₁ = 3.8·10^-3 м

Внутренний радиус оболочки r₂ = 3.9·10^-3 м

Внешний радиус оболочки r_q = 4.55·10^-3 м

3. Размер ячейки а = 0.242 м

4. Материал оболочки ТВЭЛов и кассет: 99% циркония и 1% ниобия

5. Топливная композиция: двуокись урана

3.Тепловой расчёт реактора при q_v= 100 МВт/м³ и m= 1

3.1. Определение размеров активной зоны реактора и скорости теплоносителя.

3.1.1. Температура теплоносителя на выходе из реактора

t_вых = 314 °C

Принимаем из расчёта парогенератора

3.1.2. Температура теплоносителя на входе в реактор

t_вх = 283 °C

Принимаем из расчёта парогенератора

3.1.3. Перепад температур теплоносителя между входом и выходом

Δt_т = t_вых - t_вх = 314 – 283 = 31 °С

3.1.4. Температура воды на линии насыщения

Запас до температуры кипения δt = 30 °C

t_s = t_вых + δt = 314 + 30 = 344 °C

3.1.5. Давление в реакторе

P = 15.2 МПа

3.1.6. Расход воды (теплоносителя) на один реактор

средняя температура воды в реакторе t_ср =

= 298.5 °C

средняя теплоёмкость воды C_p = 5.433 кДж/кг

G_т =

=9885.05 кг/с

Принимаем из расчёта парогенератора.

3.1.7. Объём активной зоны реактора.

Средняя плотность тепловыделения АЗ реактора q_v = 100 МВт/м³

V_АЗ =

= 16.648 м³

3.1.8. Диаметр активной зоны реактора

Параметр m^* =

= 1

D_АЗ =

= 2.767 м

3.1.9. Число кассет в активной зоне

Площадь поперечного сечения ячейки: S_яч = 0.866·a² = 5.072·10^-2м²

= 178.2 шт.

т.к.

дробное, то округляем его до ближайшего большего целого числа

N_кас = 179 шт. с последующим уточнением величин:

D_АЗ=

= 3.4 м

m =

= 0.993

3.1.10. Высота активной зоны реактора

H_АЗ = m·D_АЗ = 0.993·3.4 = 3.376 м

3.1.11. Тепловыделение в ТВЭЛах

Доля теплоты выделяемая в ТВЭЛах κ₁ = 0.95

Q_т = κ₁·N = 0.95·3064 = 2910.8 МВт

3.1.12. Суммарная поверхность ТВЭЛ

F = 2·π·r_q·H_АЗ·n_ТВЭЛ·N_кас = 2·π·4.55·10^-3·3.376·331·179 = 5719 м²

3.1.13. Расход теплоносителя через одну кассету

G_тк =

= 90.22 кг/с

3.1.14. Скорость теплоносителя в активной зоне реактора

сечение для прохода теплоносителя около одного ТВЭЛа S_вТВЭЛ = 0.866·(a¢¢)²-

-π·r_q² = 0.866·(12.75·10^-3)² – π·(4.55·10^-3)² = 7.574·10^-5м²

сечение для прохода теплоносителя в кассете S_вкас = S_вТВЭЛ·n_ТВЭЛ = 7.574·10^-5·331 = 2.507·10^-2м²

плотность воды при средней температуре и давлении в реакторе ρ_в = 713.2кг/м³

W_т =

= 5.046 м/с

3.2. Определение коэффициента запаса по критической тепловой нагрузке.

3.2.1. Коэффициенты неравномерности тепловыделения

Эффективная добавка отражателя δ₀ = 0.1 м

Эффективная высота активной зоны H_эф = H_АЗ + 2·δ₀ = 3.376 + 2·0.1 = 3.576 м

по оси реактора:K_z =

= 1.489

по радиусу активной зоны: K_r =

= 2.078

3.2.2. Коэффициент неравномерности тепловыделения в объёме АЗ

K_v = K_z·K_r = 1.489·2.078 = 3.094

3.2.3. Максимальная величина тепловой нагрузки на единицу поверхности ТВЭЛа

Средняя тепловая нагрузка на единицу поверхности ТВЭЛа q_F =

= =0.509 МВт/м²