Расход воды (теплоносителя) на один реактор

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                                                                                                                       

 

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.

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^-3 м

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

Определение размеров активной зоны реактора и скорости теплоносителя.

Температура теплоносителя на выходе из реактора

t _вых = 314 ° C

Принимаем из расчёта парогенератора

Температура теплоносителя на входе в реактор

t _вх = 283 ° C

Принимаем из расчёта парогенератора

Перепад температур теплоносителя между входом и выходом

Δ t_т = t_вых - t_вх = 314 – 283 = 31 ° С

Температура воды на линии насыщения

Запас до температуры кипения δt = 30 °C

t_s = t_вых + δt = 314 + 30 = 344 ° C

Давление в реакторе

P = 15.2 МПа

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.