Содержание
Введение
Исходные данные
Определение геометрических характеристик
Определение теплогидравлеческих параметров
1. Средняя температура теплоносителя на выходе из активной зоны
2. Средняя температура теплоносителя в активной зоне
3. Расход теплоносителя через активную зону
4. Перепад давления по высоте зоны
5. Коэффициент неравномерности по высоте
Объемный коэффициент неравномерности
6. Линейный тепловой поток в центральной плоскости для кассет средней нагрузки
7. Линейный тепловой поток в центральной плоскости для кассет максимальной нагрузки
8. Распределение тепловой нагрузки по высоте активной зоны
9. Температура теплоносителя по высоте канала
10. Коэффициент теплоотдачи по высоте канала
11. Температура наружной поверхности оболочки ТВЭЛа
12. Температура внутренней поверхности оболочки ТВЭЛа
13. Температура внутренней и наружной поверхности топливного сердечника
14. Тепловой поток на единицу поверхности ТВЭЛа по высоте канала
15. Относительная энтальпия по высоте канала
16. Критический тепловой поток по высоте канала
17. Запас до кризиса
Заключение..47
Список литературы…49

Работа № 4117. Это ОЗНАКОМИТЕЛЬНАЯ ВЕРСИЯ работы, цена оригинала 1000 рублей. Оформлен в программе Microsoft Word.

Оплата. Контакты

ВВЕДЕНИЕ.
27 июня 1954 года, в нашей стране, в г. Обнинске была пущена первая в мире атомная электростанция (АЭС), она проработала 48 лет, эксплуатация ее прекращена 29 апреля 2002г.
За это время (48 лет) атомная энергетика стала важной отраслью экономики во многих странах мира. На начало 2001 года в 32 странах мира работало 438 энергоблоков. Суммарная установленная мощность их составляла более 350 ГВт. Строилось еще 33 блока.
Производство электроэнергии на АЭС в мире составило в 2000г. почти 2450 ТВт•час, т.е. около 17% всей выработанной энергии, но в отдельных странах оно доходит сегодня до 50 – 80 %.
В России по состоянию на май2002 г на 10 атомных электростанциях работает 30 энергоблоков в установленной мощностью 22242 МВт. Это составляет 11,5% от общей установленной мощности электростанций России. Они выработали в 2001 году почти 136,4 ТВт•час электроэнергии, т.е. примерно 15% от общей выработки.
Атомная энергетика пока вносит небольшой вклад в общий топливно – энергетический баланс страны – около 5%, но, уже играет заметную роль в производстве электроэнергии.
В последние годы развитию атомной электроэнергетики в нашей стране уделялось достаточно большое внимание. В «Программе развития атомной энергетики на 1998 – 2005 гг. и на период. До 2010 г.», утвержденной Правительством РФ в июле 1988 г., перед атомной энергетикой ставились следующие цели:
— на ближайшие 10-15 лет — сохранение существующего уровня производства энергии на АЭС, завершение строительства энергоблоков ряда станций, имеющих высокую степень готовности, в первую очередь, 1 Блока Ростовской , 5 блока Курской и 3 блока Калининской АЭС, модернизация действующих станций с увеличение их срока службы на 10 – 20 лет и разработка проектов новых АЭС повышенной безопасности
— на период после 2015 г. – увеличение вклада ядерной энергетики, в перспективе выработка энергии на АЭС должна была достигать 30 – 35% всей электроэнергии в стране и доходить до 40 -45 %в ее Европейской части.
Результатом реализации этой программы является ввод в эксплуатацию 1 блока Ростовской АЭС (2001 г.), а также развертывание работ на 3 блоке Калининской и 5 блоке Курской АЭС
Развитие крупномасштабной атомной энергетики позволит в полной мере использовать ее принципиальные особенности по сравнению с другими энерготехнологиями, а именно:
— при использовании всего урана ядерное топливо обеспечивает энергетику ресурсами на сотни лет:
— отходы атомной энергетики имеют относительно малые объемы и могут быть надежно локализованы, а наиболее опасные из них можно будет «сжигать» в ядерных реакторах.
При любом варианте развития в крупномасштабной ядерной энергетике могут найти свое место разные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов.
Новая стратегия развития отрасли предусматривает выполнение в первую очередь мер, обеспечивающих продление сроков эксплуатации действующих блоков АЭС, а также достройку «замороженных» объектов атомной энергетики с тем, чтобы к 2030 г. утроить мощность российских АЭС (достичь 60 – 65 ГВт). При том дефиците добычи газа, который прогнозирует «Газпром», именно ускоренное развитие атомной энергетики явится для всей энергетики страны выходом из положения.
Затем намечается постепенное замещение 12 работающих энергоблоков АЭС первого поколения (5,8 ГВт), разработанных и построенных еще до выхода основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики, на блоки повышенной безопасности (нового, третьего поколения). Базовые проекты АЭС нового поколения, представителями которых являются АЭС – 92 с реактором ВВЭР – 1000, АЭС с реактором ВВЭР -640 и АЭС с реактором БН – 800, отвечают новейшим требования по обеспечению безопасности, по ряду параметров превышающим западные.
Одним из направлений развития атомной энергетики в России стало строительство двухконтурных АЭС с реакторами водо-водяного типа (ВВЭР).
Водо — водяные реакторы имеют ряд преимуществ и ряд недостатков.
Преимуществом является то, что в качестве замедлителя и теплоносителя является обыкновенная вода, это легкодоступный и дешевый материал, у воды хорошая замедляющая способность из этого следует небольшие размеры активной зоны, из- за снижения плотности воды-теплоносителя с ростом температуры имеем отрицательный температурный коэффициент реактивности, вода пожаробезопасна, без вредна для окружающей среды.
К недостаткам этого типа реакторов можно отнести:
— большое сечение поглощения тепловых нейтронов;
— сложности монтажа оборудования;
— ограничение единичной мощности реактора из-за производственных и транспортных трудностей;
— сложности обеспечения безопасности при разрывах трубопроводов первого контура;
— коррозионная активность воды, необходимо строго поддерживать ВХР.
Увеличение единичной мощности возможно за счет выравнивания тепловыделения в активной зоне. Для этого необходим точный тепло-гидравлический расчет.
Задачи ТГР:
1 определение тепловой мощности отдельных ТВС в АЗ.
2 определение расхода теплоносителя через канал АЗ.
3 определение необходимой степени дросселирования потока теплоносителя на входе в отдельные каналы для обеспечения необходимого расхода через них
4 определение теплотехнических параметров теплоносителя
5 определение полей температур в ТВЭЛах и конструкционных материалах АЗ.
Различают поисковый и поверочный расчеты. Поисковый расчет заключается в выборе оптимального количества ТВС для данной мощности реактора, которая удовлетворяет предельно-допустимым параметрам. В поверочный расчет входит определение основных теплотехнических параметров при известной конструкции и мощности реактора и сравнение их с допустимыми параметрами.
Технологическая схема энергоблоков с реактором ВВЭР1000
Технологическая схема энергоблока с реактором ВВЭР-1000 имеет два контура.
Первый контур — радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоке с ректором ВВЭР-1000 — 4 циркуляционные петли.
Второй контур — нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.
В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.
Конструкция реактора ВВЭР1000
1-верхний блок; 2-привод СУЗ (системы управления и защиты); 3-шпилька; 4-труба для загрузки образцов-свидетелей; 5-уплотнение; 6-корпус реактора; 7-блок защитных труб; 8-шахта; 9-выгородка активной зоны; 10-топливные сборки; 11-теплоизоляция реактора; 12-крышка реактора; 13-регулирующие стержни; 14-топливные стержни; 15-фиксирующие шпонки;
Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.
Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную. Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и, как правило, жидким поглотителем.
Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.
В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).
Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора
В данном курсовом проекте выполняем поверочный расчет активной зоны водо-водяного реактора типа ВВЭР-1000.

Исходные данные.

Тепловая мощность =3000 МВт
Теплоноситель и замедлитель вода (не кипит)
Конструкционные материалы ТВЭЛов сплав на основе циркония
Топливо…
Давление теплоносителя на входе в АЗ = Па
Температура теплоносителя на входе в АЗ =283
Средний подогрев теплоносителя в АЗ =34
Форма ТВС.. шестигранная
ТВЭЛ .стержневые
Полное количество стержней в ТВС =332 шт
Количество ТВЭЛов . n =312 шт
Размер ТВЭЛа:
внешний диаметр оболочки ТВЭЛа =9,1•10-3 м
внутренний диаметр оболочки ТВЭЛа =7,72•10-3 м
внешний диаметр топливной таблетки =7,57•10-3 м
внутренний диаметр топливной таблетки =2,35•10-3 м
Количество трубок для стержней регулирования =18 шт
Диаметр трубок под стержни регулирования =12,6•10-3 м
Количество центральных трубок =1 шт
Диаметр центральной трубки =13,3•10-3 м
Трубки для детекторов замера энерговыделения =1 шт
Диаметр трубки для детекторов замера энерговыделения =12,6•10-3 м
Высота активной зоны =3,55 м
Размер ТВС под ключ =232•10-3 м
Толщина чехла =1,5•10-3 м
Расстояние между центрами ТВС =235•10-3 м
Количество дистанционирующих решеток (вместе с торцевыми) …. =15 шт
Удельное объемное энерговыделение qv = Вт/м3
Экстраполированная добавка =0,08 м
Шаг размещения ТВЭЛов в сборке s=12,7•10-3 м
Доля энерговыделения в ТВЭЛе χ =0,92
Теплопроводность оболочки ТВЭЛа λw =20,6 Вт/м К
Проводимость контактного слоя (газового зазора) αз=4,9•103 Вт/м2 К
Конструкция ТВС
Определение геометрических характеристик.
Построим график зависимости изменения температуры наружной поверхности топливного сердечника по высоте канала (для ТВС средней и максимальной нагрузки):
Рис. 9. Изменение температур наружной поверхности топлива по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Рис. 10. Общий график изменения температур по высоте канала активной зоны.
Температура внутренней поверхности топливного сердечника (для ТВС средней и максимальной нагрузки)
Для того, что бы посчитать температуру внутренней поверхности топливного сердечника, разбиваем таблетку на пять равных частей и для каждого участка считаем температуру, а так же теплопроводность таблетки.
Теплопроводность берем средней на каждом участке для этого находим ее на двух последующих участках, а затем ищем среднее значение.
Формулы, с помощью которых производим расчет:
— среднее значение теплопроводности на участке
— теплопроводность предыдущего слоя. На первом участке определяем по температуре наружной поверхности топлива. — теплопроводность данного слоя, принимаем по температуре, по приближенной параболе, а далее интерполируем пока разница температур будет менее .
— радиус топлива на данном участке, м; — радиус топлива предыдущего слоя, м.
Для определения теплопроводности используем метод последовательных приближений. Теплопроводность топлива можно определять по графику, а мы определяем по формуле
(температуру берем в К)
Построим график зависимости, изменение теплового потока на единицу поверхности по высоте, для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Рис. 12. Изменение теплового потока по высоте канала ТВС средней и максимальной нагрузки.
Поскольку теплоноситель не кипит (есть запас до кипения), то не производим расчет кризиса кипения.
15) Определяем относительную энтальпию по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки по формуле:
где,
— энтальпия теплоносителя (берем из таблиц по давлению и температуре теплоносителя (для ТВС средней и максимальной нагрузки))
— энтальпия насыщения (берем из таблиц по давлению (для ТВС средней и максимальной нагрузки))
— удельная теплота парообразования (берем из таблиц по давлению (для ТВС средней и максимальной нагрузки))
Сведем в таблицу значения величин найденных по справочнику теплофизических свойств воды и водяного пара.
Табл.15. Значения энтальпии и теплоты парообразования необходимые для дальнейшего расчета.
Изменение энтальпии по высоте канала:
Рис. 13. Изменение энтальпии по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки и энтальпии на линии насыщения.
Определяем относительную энтальпию по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Полученные значения заносим в таблицу:
Табл. 16. Значение относительной энтальпии по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Построим график зависимость изменение относительной энтальпии по высоте канала
Рис. 14. Изменение относительной энтальпии по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки.
По таблицам находим: температуропроводность на линии насыщения, плотность на линии насыщения, плотность теплоносителя для ТВС средней и максимальной нагрузки, кинематическую вязкость на линии насыщения, динамическую вязкость на линии насыщения и коэффициент поверхностного натяжения на линии насыщения, найденные значения заносим в таблицу.
Табл.17. Значения, необходимые для расчета критического потока, взятые из таблиц.
Найдем числа Рейнольдса и Прандтля для ТВС средней и максимальной нагрузки по формулам:
Для ТВС средней нагрузки в точке 1:
Для ТВС максимальной нагрузки в точке 15:
Число Прандтля:
где,
(кг/м3) – плотность по давлению насыщения
(Па•с) – динамическая вязкость (из таблиц по давлению)
(м2/с) – кинематическая вязкость (из таблиц по давлению)
(м2/с) – температуропроводность (из таблиц по давлению)
Величины необходимые для расчета приведены в табл.17
Определим по этим формулам числа Рейнольдса и Прандтля, результат вычислений занесем в таблицу (ищем для ТВС средней и максимальной нагрузки)
Табл. 18. Значения Рейнольдса и Прандтля.
Определим обобщенное расходное паросодержание.
Для ТВС средней нагрузки в точке 1:
Для ТВС максимальной нагрузки в точке 15:
Величины необходимые для расчета Х приведены в таблице 17
Вычисленные значения приведем в таблице:
Табл.19. Значения обобщенного расходного паросодержания для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Результат сведем в таблицу:
Табл. 20. Результаты вычислений для критического теплового потока для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Построим график зависимости изменения критического теплового потока по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Рис. 16. Изменение критического потока по высоте канала активной зоны реактора.
17) Запас до кризиса кипения для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Для ТВС средней нагрузки:
Для ТВС максимальной нагрузки:
Значения потоков приведены в таблицах 14, 20.
Результаты вычислений сведем в таблицу 21.
Табл. 21. Результаты вычислений запаса до кризиса для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Построим график зависимости изменение запаса до кризиса по высоте канала для ТВС средней и максимальной нагрузки.
Рис. 17. Изменение запаса до кризиса по высоте активной зоны реактора.
Изобразим графически изменение температуры по высоте канала
для ТВС средней нагрузки
Рис. 18. Графики изменения всех температур по высоте канала активной зоны реактора для ТВС средней нагрузки.
для ТВС максимальной нагрузки
Рис. 19. Графики изменения всех температур по высоте канала активной зоны реактора для ТВС максимальной нагрузки.
Изобразим графически изменение температуры по радиусу твэла.
Рис. 20. Изменение температуры по радиусу ТВЭЛа.
Заключение
В данном проекте мною был проведен ТГР реактора ВВЭР-1000.
Расчет включал в себя 2 основные части:
Определение геометрических характеристик активной зоны.
В результате была получена активная зона со следующими параметрами:
1. объем — м3 ,
2. диаметр – м,
3. высота – 3,55 м,
4. число кассет – 161 шт.
5. толщина чехла ТВС – 1,5 мм,
6. размер кассеты под ключ — 232 мм,
7. количество ТВЭЛ в кассете – 312,
8. диаметр оболочки ТВЭЛ – 9,1×0,69 мм,
9. относительный шаг решетки ТВЭЛ – 1,3956,
10. расстояние между центрами кассет – 235 мм,
11. количество дистанционирующих решеток – 15 шт;
12. топливный сердечник в ТВЭЛ — .
Определение теплогидравлических характеристик активной зоны.
В результате данного расчёта было получено, что:
1. в ТВС со средней нагрузкой условия поверхностного кипения не создаются и все параметры находятся в пределах допустимых значений:
tвн ср = 1129,49
2. в ТВС с максимальной нагрузкой условия поверхностного кипения не создаются и все параметры находятся в пределах допустимых значений:
tвн max = 1838,45
3. допустимая температура для циркониевых оболочек ТВЭЛ 650 0С для двух типов ТВС не превышается;
4. максимальная температура топлива для ТВС максимальной нагрузки не превышает предельно допустимую температуру и температуру плавления =2860 ± 200С.
Список литературы
1. Жуков А.В. Лекции по курсу «Теплогидравлический расчет ядерных реакторов». – Обнинск: ИАТЭ, 2008.
2. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1984.
3. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) – М.: Энергоиздат, 1990.
4. Кузеванов В.С., Баклушин Р.П. Тепловой и гидравлический расчет активных зон реакторов./Учебное пособие по курсу «Теплогидравлический расчет реакторов». – Обнинск, ИАТЭ, 1988.
5. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984.
6. Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А. Теплообмен в ядерных энергетических установках: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1986.
7. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник./Под ред. В.А. Григорьева, В.М. Зорина. М.: Энергоатомиздат, 1989.
8. Клемин А.И., Полянин Л.Н., Стригулин М.М. Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.
9. Полянин Л.Н., Ибрагимов М.Х., Сабелев Г.И. Теплообмен в ядерных реакторах. М.: Энергоиздат, 1982.