Главная страница
Навигация по странице:

  • ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

  • Активная зона

  • Теплоноситель

  • Тепловыделяющая сборка

  • Коэффициенты

  • Вариант распределения энерговыделения 16

  • Теплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора.. Курсовая работа. Теплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора


    Скачать 424.96 Kb.
    НазваниеТеплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора
    АнкорТеплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора
    Дата24.01.2020
    Размер424.96 Kb.
    Формат файлаdocx
    Имя файлаКурсовая работа.docx
    ТипРеферат
    #105613
    страница1 из 9

    Подборка по базе: Выполнение расчетов.docx, Теплотехнический расчет_2017.pdf, Аслямов СГ Расчет заземления.docx, налог расчет 3 курс.docx, Безналичный расчет в России.docx, Санпин САНИТАРНО-ЗАЩИТНЫЕ ЗОНЫ АЭРОПОРТОВ, АЭРОДРОМОВ.doc, Таможенные пошлины и расчеты.docx, ПРОЕКТИРОВАНИЕ ПЕРИОДИЧЕСКОЙ ЭЛЕКТРОТЕПЛВОЙ ОБРАБОТКИ ПРИЗАБОЙНО, 1.1.8 пр.8 Повтор расчет отп.выплат.docx, Электрооборуд и расчет вент и кондиц.doc.
      1   2   3   4   5   6   7   8   9


    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

    ВВЕДЕНИЕ


    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.

    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

    1. 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

    Параметр

    Вход в активную зону

    Выход из активной зоны

    Температура

    t, oC

    305

    335

    Энтальпия

    h, кДж/кг

    1358.86

    1515.15

    Удельный объем

    v, 10 -3 м3/кг

    1.378

    1.478

    Плотность

    ρ, кг/ м3

    718.41

    655.04

    Таблица № 2

    Параметр

    Вода

    Пар

    Температура насыщения

    ts, oC

    349.86

    Удельный объем

    v, 10 -3 м3/кг

    1.73833

    8.8282

    Плотность

    ρ, кг/ м3

    586.012

    113.6

    Энтальпия

    h, кДж/кг

    1669.68

    2564.57

    Теплота парообразования

    r, кДж/кг

    893

    Теплоемкость

    cp, кДж/(кгC)

    10.26

    16,24

    Теплопроводность

    , Вт/(мК)

    0.438

    0.133

    Динамическая вязкость

    , 10-6 Пас

    68.75

    26.58

    Кинематическая вязкость

    , 10-6 м2

    0.117

    0.234

    Число Прандтля

    Pr

    1.61

    4.03


      1   2   3   4   5   6   7   8   9


    написать администратору сайта