double arrow

ВВЕДЕНИЕ. Методическое пособие


В.В. Шаповаленко

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ

ЯДЕРНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

Методическое пособие

У т в е р ж д е н о

Ученым советом университета

Севастополь

2012 г.

621.039.54(076.2)

Ш 241

УДК 621.039.54(076.2)

Шаповаленко В.В.

Ш 241Теплогидравлический расчет ядерного энергетического реактора:

Методическое пособие к курсовому проекту- 2-е изд. перераб. и доп. -

Севастополь: СНУЯЭиП, 2013.

Приводится методика и даются практические рекомендации по выполнению теплогидравлического расчета активной зоны водоохлаждаемого ядерного реактора.

Второе издание дополнено необходимой справочной литературой по свойствам основных материалов, используемых в ядерном реакторе, приведены характеристики последних модификаций ТВС для ВВЭР и в краткой форме даны поясняющие объяснения в области теории теплообмена, оценки теплотехнической надежности активной зоны ядерного реактора.

Методические указания рассчитаны на студентов, выполняющих курсовой проект по дисциплине «Теплогидравлический расчет ядерных энергетических реакторов» и дипломного проекта по специальности «Атомная энергетика».




Рецензенты:

Научный редактор:

ВВЕДЕНИЕ

Теплогидравлический расчет реакторов вместе с физическим, прочностным и экономическим служит цели обоснования реактора ядерной энергетической установки, ее теплотехнической оптимизации и надежности.

Теплогидравлический расчет тесно связан с нейтрононно-физическим расчетом. Без проведения этого расчета невозможны как предварительные проработки схемы и конструкции реактора, так и выбор окончательного варианта.

Основные исходные данные для теплогидравлического расчета реактора определяются в зависимости от поставленной задачи. Различают конструкционный и поверочный теплогидравлические расчеты.

Конструкционный расчет ядерного реактора предполагает выбор его конструкционного оформления, поверхности нагрева и определение единичной мощности при известных параметрах и ограничениях по их предельно допустимым значениям. Он проводится обычно на стадии создания и оптимизации того или иного типа реактора и предполагает проведение многовариантных расчетов, что присуще конструкторским разработкам.

Поверочный теплогидравлический расчет заключается в определении основных теплотехнических параметров при известном конструкционном оформлении реактора и заданной мощности.

Основной целью теплогидравлического расчета является определение основных характеристик активной зоны: линейной тепловой нагрузки, температуры теплоносителя, температуры топлива и оболочки твэла, коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи и сопоставление их по условию обеспечения теплотехнической надежности активной зоны с предельно допустимыми величинами.



Температуры определяются интенсивностью теплоотвода, поэтому одним из важнейших мероприятий по обеспечению теплотехнической надежности активной зоны реактора является организация эффективного отвода тепла от тепловыделяющих элементов, где выделяется более 90% всей энергии деления ядер урана.

Процессы теплообмена в значительной мере зависят от гидродинамики потока теплоносителя. Гидродинамика определяется гидравлическими сопротивлениями по контуру циркуляции, а на гидравлические сопротивления особенно значительное влияние оказывают характер обтекания поверхности теплообмена, а также состояние теплоносителя в участках активной зоны ядерного реактора.

Целью гидравлического расчета является определение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки, гидравлического сопротивления контура циркуляции теплоносителя и мощности циркуляционных насосов на его прокачку. При расчете гидравлических сопротивлений тракт циркуляции теплоносителя разбивается условно на характерные участки. И для каждого из участков определяются все виды гидравлических сопротивлений. Полное гидравлическое сопротивление тракта циркуляции теплоносителя складываются из сумы перепадов давлений, расходуемых на трение в каналах, местные сопротивления, изменение скорости потока и определение разности высот входного и выходного сечений циркуляционного контура, рассчитанных на каждом из участков.



Теплогидравлический расчет ведется для самой теплонапряженной ТВС. Поскольку принципы определения температурного поля теплоносителя одни и те же для различных каналов, рассмотрим наиболее общий случай - тепловыделяющую сборку с гладкостержневыми тепловыделяющими элементами, где имеет место турбулентное перемешивание теплоносителя по проходному сечению канала.

В данном методическом пособии представлен поверочный теплогидравлический расчет водоохлаждаемых реакторов, методика которого разработана на базе пособий [2], [5]. За прототип выбран серийный ВВЭР-1000, в котором активная зона набрана из шестигранных ТВС без чехла, без зазора между ними и без профилирования расхода теплоносителя. Расчет температур будет проводиться при средних расходах теплоносителя через одну ТВС , средней скорости движения теплоносителя в каналах и для наиболее теплонапряженной (центральной) ТВС.

При проведении поверочного теплогидравлического расчета реактора на основе опыта проектирования и эксплуатации принимаются основные конструкционные характеристики: структура активной зоны, шаг решетки, конструкция тепловыделяющей сборки. Выбираются схема теплоотвода и основные исходные параметры теплоносителя, тип и конструкция тепловыделяющих элементов. Основным требованием при этом является надежность и технологичность конструкции.

Курсовой проект выполняется в режиме сквозного проектирования.

Нижеприведенные данные выбираются из расчетно-графической работы

«Проектирование ЯЭУ»:

тип реактора – ВВЭР;

Qp - тепловая мощность реактора, МВт;

р - давление теплоносителя, МПа;

tвх - температура теплоносителя на входе в ЯР, оС;

tвых - температура теплоносителя на выходе из ЯР, оС;

Тип конструкции ТВС и ее конструкционные характеристики выбираются в соответствии с заданием, дополнительные сведения приведены в табл1.прил. 2.

Заданными величинами для реактора являются:

ядерное топливо - UO2;

форма ТВС - шестигранная чехловая или бесчехловая

Тепловыделяющие элементы - стержневые;

hкл - размер шестигранной ТВС (размер под ключ), м;

атвс - размер между центрами ТВС (шаг решетки ТВС), м;

n - полное число стержней в ТВС, шт;

nтвэ - число твэлов и твэгов в ТВС, шт;

nр - число трубок под поглощающие элементы ОР СУЗ, шт;

nц - центральный канал, м;

dтвэ - наружный диаметр твэла, м;

dр - наружный диаметр трубок под поглощающие элементы ОР СУЗ, м;

dц - наружный диаметр центрального канала, м;

δтвэ - толщина оболочки твэла, м;

δз - толщина газового зазора, м;

δоб - толщина кожуха ТВС, м;

материал оболочки твэла - сплав циркония, стали







Сейчас читают про: