Реферат: Тепловой расчет реактора

МЭИ (ТУ)

Кафедра парогенераторостроения

В данной работе решались следующие задачи:

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

2 < Wт <10 м/с, tоб < 350 оС, tc < 2300 оС.

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

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

2 < Wт <10 м/с, tоб < 350 оС, tc < 2300 оС.

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

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 qv

3.5. Расчёт распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного

сердечника по высоте активной зоны реактора

4. Выводы

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.

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:

Число ТВЭЛов в кассете nТВЭЛ = 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

Радиус топливного сердечника r1 = 3.8·10-3 м

Внутренний радиус оболочки r2 = 3.9·10-3 м

Внешний радиус оболочки rq = 4.55·10-3 м

Принимаем из расчёта парогенератора

Принимаем из расчёта парогенератора

Δtт = tвых - tвх = 314 – 283 = 31 ° С

Запас до температуры кипения δt = 30 ° C

ts = tвых + δt = 314 + 30 = 344 ° C

средняя температура воды в реакторе tср = = 298.5 ° C

средняя теплоёмкость воды Cp = 5.433 кДж/кг

Принимаем из расчёта парогенератора.

Средняя плотность тепловыделения АЗ реактора qv = 100 МВт/м3

Параметр m* = = 1

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

т.к.дробное, то округляем его до ближайшего большего целого числа

Nкас = 179 шт. с последующим уточнением величин:

HАЗ = m·DАЗ = 0.993·3.4 = 3.376 м

Доля теплоты выделяемая в ТВЭЛах κ1 = 0.95

Qт = κ1·N = 0.95·3064 = 2910.8 МВт

F = 2·π·rq·HАЗ·nТВЭЛ·Nкас = 2·π·4.55·10-3·3.376·331·179 = 5719 м2

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

-π·rq2 = 0.866·(12.75·10-3)2 – π·(4.55·10-3)2 = 7.574·10-5 м2

сечение для прохода теплоносителя в кассете Sвкас = SвТВЭЛ·nТВЭЛ = 7.574·10-5·331 = 2.507·10-2 м2

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

Эффективная добавка отражателя δ0 = 0.1 м

Эффективная высота активной зоны Hэф = HАЗ + 2·δ0 = 3.376 + 2·0.1 = 3.576 м

Kv = Kz·Kr = 1.489·2.078 = 3.094

Средняя тепловая нагрузка на единицу поверхности ТВЭЛа qF = = =0.509 МВт/м2

qmax = qF·Kv = 0.509·3.094 = 1.575 МВт/м2

Теплота парообразования теплоносителя R = 931.2 кДж/кг

Температура воды на линии насыщения ts = 347.32 ° C

Величина паросодержания теплоносителя в центральной точке реактора xкр = = = -0.2782

= 1.347·3.5990.5549·е0.4173 = 4.161 МВт/м2

Коэффициент теплопроводности теплоносителя λ = 548.3·10-3 Вт/(м·К) при температуре tcр

Эквивалентный диаметр сечения для прохода воды dэкв = = 6.851·10-3 м

Кинематическая вязкость воды. Для её определения необходимо найти динамическую вязкость. μ = 8.936·10-5 Па/с. ν = = 1.253·10-7 м2/с

Критерий Рейнольдса Re = = 2.759·105

Число Прандтля Pr = 0.9217

Коэффициент теплопроводности материала оболочки λоб = 24.1 Вт/(м·К)

Коэффициент теплопроводности газа в зазоре λз = 30 Вт/(м·К)

Коэффициент теплопроводности в цилиндрическом сердечнике λс = 2.7 Вт/(м·К)

Δθс = Δθа0 + Δθоб0 + Δθз0 + Δθс0 = 42.46 + 43.55 + 18.52 + 1261 = 1366 ° С

m = 0.8

m = 1.0

m = 1.2

m = 1.4

m = 1.6

Границы возможного диапазона значений qv

для каждого параметра (по графикам).

Прочерк в таблице означает, что максимальное или (и) минимальное значение величины находится за границами рассматриваемой области.

Знак "*" означает, что ни одно значение не входит в накладываемые ограничения.

Анализ таблицы показывает, что при заданных начальных условиях не существует значений m и qv, которые удовлетворяли бы наложенным ограничениям.

При m = 1 и qv = 100 получено, что данный пример не удовлетворяет условию экономичности n = 2.477 (1.6 < n < 2.2) и незначительно условию надёжности tоб = 351.7 oC (tоб < 350 oC).

При заданных начальных условиях характеристики теплоносителя и реактора, и поставленных ограничениях на скорость теплоносителя, коэффициент запаса, максимальную температуру оболочки и теплоносителя; области допустимых значений относительной высоты активной зоны m и удельного энерговыделения qv (m = 0.8 … 1.6, qv = 50 … 150) не существует. Во всех случаях кроме последнего (m = 1.6 и qv = 150, здесь n > 2.2) не проходит по надёжности.

При расчёте температур по высоте активной зоны получено для m = 1.4 и qv = 125: температура сердечника максимальна в середине высоты ТВЭЛа, температура оболочки максимальна на высоте z = 0.5, а температура теплоносителя максимальна в верхней части ТВЭЛа. Максимальный градиент температуры теплоносителя в середине высоты ТВЭЛа.