Реферат: Тепловой расчет реактора
Название: Тепловой расчет реактора Раздел: Рефераты по науке и технике Тип: реферат | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
МЭИ (ТУ) Кафедра парогенераторостроения 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 qv = 100 и определение его экономичности и надёжности при учёте наложенных ограничений: 1.6 < n < 2.2, 2 < Wт <10 м/с, tоб < 350 о С, tc < 2300 о С. — 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 о С, tc < 2300 о С. — 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 qv = 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 qv 3.5. Расчёт распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного сердечника по высоте активной зоны реактора 4. Выводы 1. 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. 2. 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 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 2. Характеристика ТВЭЛа: 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 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 qv = 100 МВт/м3 и m= 1 3.1. Определение размеров активной зоны реактора и скорости теплоносителя. 3.1.1. Температура теплоносителя на выходе из реактора t вых = 314 ° C Принимаем из расчёта парогенератора 3.1.2. Температура теплоносителя на входе в реактор t вх = 283 ° C Принимаем из расчёта парогенератора 3.1.3. Перепад температур теплоносителя между входом и выходом Δ tт = tвых - tвх = 314 – 283 = 31 ° С 3.1.4. Температура воды на линии насыщения Запас до температуры кипения δt = 30 °C ts = tвых + δt = 314 + 30 = 344 ° C 3.1.5. Давление в реакторе P = 15.2 МПа 3.1.6. Расход воды (теплоносителя) на один реактор средняя температура воды в реакторе tср = = 298.5 °C средняя теплоёмкость воды Cp = 5.433 кДж/кг G т = =9885.05 кг/с Принимаем из расчёта парогенератора. 3.1.7. Объём активной зоны реактора. Средняя плотность тепловыделения АЗ реактора qv = 100 МВт/м3V АЗ = = 16.648 м3 3.1.8. Диаметр активной зоны реактора Параметр m* = = 1 D АЗ = = 2.767 м 3.1.9. Число кассет в активной зоне Площадь поперечного сечения ячейки: Sяч = 0.866·a2 = 5.072·10-2 м2 = 178.2 шт. т.к.дробное, то округляем его до ближайшего большего целого числа Nкас = 179 шт. с последующим уточнением величин: D АЗ == 3.4 м m = = 0.993 3.1.10. Высота активной зоны реактора H АЗ = m·DАЗ = 0.993·3.4 = 3.376 м 3.1.11. Тепловыделение в ТВЭЛах Доля теплоты выделяемая в ТВЭЛах κ1 = 0.95 Q т = κ1 ·N = 0.95·3064 = 2910.8 МВт 3.1.12. Суммарная поверхность ТВЭЛ F = 2·π·rq ·HАЗ ·nТВЭЛ ·Nкас = 2·π·4.55·10-3 ·3.376·331·179 = 5719 м2 3.1.13. Расход теплоносителя через одну кассету G тк = = 90.22 кг/с 3.1.14. Скорость теплоносителя в активной зоне реактора сечение для прохода теплоносителя около одного ТВЭЛа SвТВЭЛ = 0.866·(a¢¢)2 - -π·rq 2 = 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 = 713.2кг/м3 W т = = 5.046 м/с 3.2. Определение коэффициента запаса по критической тепловой нагрузке. 3.2.1. Коэффициенты неравномерности тепловыделения Эффективная добавка отражателя δ0 = 0.1 м Эффективная высота активной зоны Hэф = HАЗ + 2·δ0 = 3.376 + 2·0.1 = 3.576 м по оси реактора : Kz = = 1.489 по радиусу активной зоны: Kr = = 2.078 3.2.2. Коэффициент неравномерности тепловыделения в объёме АЗ Kv = Kz ·Kr = 1.489·2.078 = 3.094 3.2.3. Максимальная величина тепловой нагрузки на единицу поверхности ТВЭЛа Средняя тепловая нагрузка на единицу поверхности ТВЭЛа qF = = =0.509 МВт/м2 qmax = qF ·Kv = 0.509·3.094 = 1.575 МВт/м2 3.2.4. Критический тепловой поток кризиса первого рода для трубы d = 8 мм 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 q кр (8) = = = 1.347·3.5990.5549 ·е0. 4173 = 4. 161 МВт/м2 3.2.5. Критический тепловой поток кризиса первого рода для труб диаметром 2 rq q кр (2 rq ) = = 3.901 МВт/м2 3.2.6. Коэффициент запаса по критической нагрузке. n зап = = 2. 477 3.3. Расчёт максимальных температур оболочки ТВЭЛа и материала топливного сердечника. 3.3.1. Максимальное тепловыделение в центре реактора приходящееся на единицу высоты ТВЭЛа. ql,0 = = 4.503·10-2 МВт/м 3.3.2. Коэффициент теплоотдачи от стенки к теплоносителю. Коэффициент теплопроводности теплоносителя λ = 548.3·10-3 Вт/(м·К) при температуре tc р 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 α==3.685·104 Вт/м2 К 3.3.3. Перепад температуры между оболочкой ТВЭЛа и теплоносителем в центре реактора. Δθа0 = = 4 0 .6 1 ° С 3.3.4. Координата в которой температура на наружной поверхности оболочки ТВЭЛа максимальна. Z* ==0.4287 м 3.3.5. Максимальная температура наружной поверхности оболочки ТВЭЛа t= 351.7 ° C 3.3.6. Температурный перепад в цилиндрической оболочке ТВЭЛа Коэффициент теплопроводности материала оболочки λоб = 24.1 Вт/(м·К)Δθоб0 = = 43.55 ° С 3.3.7. Температурный перепад в зазоре ТВЭЛа Коэффициент теплопроводности газа в зазоре λз = 30 Вт/(м·К)Δθз0 = = 18.52 ° С 3.3.8. Температурный перепад в цилиндрическом сердечнике Коэффициент теплопроводности в цилиндрическом сердечнике λс = 2.7 Вт/(м·К)Δθс0 = = 1261 ° С 3.3.9. Перепад температур между теплоносителем и топливным сердечником Δθс = Δθа0 + Δθоб0 + Δθз0 + Δθс0 = 42.46 + 43.55 + 18.52 + 1261 = 1366 ° С 3.3.10. Максимальная температура топливного сердечника t = 1674 ° C 3.4 Определение области допустимых значений m и qv Исходные данные для расчёта по программе WWERTR
Результаты расчёта по программе WWERTR.
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. 3.5. Расчёт распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного сердечника по высоте активной зоны реактора. m = 1.4, qv = 125 кВт/л.
4. Выводы по проведённой работе. 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 o C (tоб < 350 o C). 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. |