Тепловой расчет реактора

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 q_v = 100 и определение его экономичности и надёжности при учёте наложенных ограничений: 1.6 < n < 2.2,

      2 < W_т <10 м/с,  t_об < 350 ^оС, t_c < 2300 ^оС.

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

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

     2 < W_т <10 м/с, t_об < 350 ^оС, t_c < 2300 ^оС.

—   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 q_v = 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 q_v                                                 

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                             n_ТВЭЛ = 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                             r_q = 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 q_v= 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

Δt_т = t_вых - t_вх = 314 – 283 = 31 °С

3.1.4.   Температура воды на линии насыщения

Запас до температуры кипения δt = 30 °C

t_s = t_вых + 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 t_ср =  = 298.5 °C

средняя теплоёмкость воды C_p = 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 q_v = 100 МВт/м³

V_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: S_яч = 0.866·a² = 5.072·10^-2 м²

 = 178.2 шт.

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

N_кас = 179 шт. с последующим уточнением величин:

D_АЗ== 3.4 м

m = = 0.993

3.1.10.  Высота активной зоны реактора

H_АЗ = m·D_АЗ = 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·r_q·H_АЗ·n_ТВЭЛ·N_кас = 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 S_вТВЭЛ = 0.866·(a¢¢)²-

-π·r_q² = 0.866·(12.75·10^-3)² – π·(4.55·10^-3)² = 7.574·10^-5 м²

сечение для прохода теплоносителя в кассете S_вкас = S_вТВЭЛ·n_ТВЭЛ = 7.574·10^-5·331 = 2.507·10^-2 м²

плотность воды при средней температуре и давлении в реакторе ρ_в = 713.2 кг/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 H_эф = H_АЗ + 2·δ₀ = 3.376 + 2·0.1 = 3.576 м

по оси реактора: K_z = = 1.489

по радиусу активной зоны: K_r = = 2.078

3.2.2.  Коэффициент неравномерности тепловыделения в объёме АЗ

K_v = K_z·K_r = 1.489·2.078 = 3.094

3.2.3.   Максимальная величина тепловой нагрузки на единицу поверхности ТВЭЛа

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

q_max = q_F·K_v = 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 t_s = 347.32 °C

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

q_кр(8) =

=

= 1.347·3.599^0.5549·е^0.4173 = 4.161 МВт/м²

3.2.5.   Критический тепловой поток кризиса первого рода для труб диаметром 2r_q

q_кр(2r_q) = = 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.

q_l,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 t_cр

Эквивалентный диаметр сечения для прохода воды d_экв = = 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/м²К

3.3.3.   Перепад температуры между оболочкой ТВЭЛа и теплоносителем в центре реактора.

Δθ_а0 = = 40.61 °С

3.3.4.   Координата в которой температура на наружной поверхности оболочки ТВЭЛа максимальна.

Z^*==0.4287м

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 λ_об = 24.1 Вт/(м·К)

Δθ_об0 = = 43.55 °С

3.3.7.   Температурный перепад в зазоре ТВЭЛа

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

Δθ_з0 = = 18.52 °С

3.3.8.   Температурный перепад в цилиндрическом сердечнике

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

Δθ_с0 = = 1261 °С

3.3.9.   Перепад температур между теплоносителем и топливным сердечником

Δθ_с = Δθ_а0 + Δθ_об0 + Δθ_з0 + Δθ_с0 = 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 q_v

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 q_v

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 q_v, которые удовлетворяли бы наложенным ограничениям.

3.5. Расчёт распределения температуры теплоносителя, оболочки и топливного сердечника по высоте активной зоны реактора. m = 1.4, q_v = 125 кВт/л.

4.   Выводы по проведённой работе.

При m = 1 и q_v = 100 получено, что данный пример не удовлетворяет условию экономичности n = 2.477 (1.6 < n < 2.2) и незначительно условию надёжности t_об = 351.7 ^oC (t_об < 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 q_v (m = 0.8 … 1.6, q_v = 50 … 150) не существует. Во всех случаях кроме последнего (m = 1.6 и q_v = 150, здесь n > 2.2) не проходит по надёжности.

При расчёте температур по высоте активной зоны получено для m = 1.4 и q_v = 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.