Теплогидравлический расчет реактора

Санкт-Петербургский Политехнический Университет Петра Великого

Кафедра "Атомная и тепловая энергетика"

Курсовая работа по дисциплине

«Методы расчета и основы конструирования ядерных реакторов»

Студент группы 43221/7 Никанов А.О.

Преподаватель Парамонова И.Л.

Митюков В.Н.

Санкт – Петербург

2017 год

Содержание

Часть 1. Теплогидравлический расчет

Введение-------------------------------------------------------------------------------------3

1. Описание конструкции ВВЭР--------------------------------------------------------4

1.1 Основные особенности ВВЭР-----------------------------------------------------4

1.2 Устройство ВВЭР--------------------------------------------------------------------4

2. Расчет геометрических характеристик ТВС---------------------------------------6

3. Расчет геометрических характеристик активной зоны--------------------------8

4. Определение коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне реактора-------------------------------------------------------------------12

5. Основные тепловые параметры активной зоны----------------------------------14

6.Гидравлический расчет реактора----------------------------------------------------35

6.1 Потери на трение в реакторе-----------------------------------------------------36

6.2 Местные сопротивления реактора----------------------------------------------39

7. Выбор оптимального варианта------------------------------------------------------46

8. Определение затрат мощности на прокачку теплоносителя------------------47

9. Прочностной расчет корпуса--------------------------------------------------------48

9.1 Расчет обечайки без отверстий ---------------------------------------------------49

9.2 Расчет эллиптического днища ----------------------------------------------------50

9.3 Расчет цилиндрической обечайки с отверстиями -----------------------------51

Часть 2. Нейтронно-физический расчет

1. Расчет геометрических характеристик ТВС и активной зоны----------------55

1. Расчет «холодного» реактора--------------------------------------------------------58

2. Расчет «горячего» реактора----------------------------------------------------------74

3. Расчет «горячего» отравленного реактора----------------------------------------89

2

Часть 1. Теплогидравлический расчет

Введение

Теплогидравлический расчёт реактора представляет собой одно из наиболее важных звеньев в техническом обосновании работоспособности проектирования ЯЭУ. Его целью является определение характеристик, необходимых для оценки теплотехнической надежности активной зоны, приведённого нейтронно-физического и прочностного расчетов реактора, выбор оборудования первого контура установки. Такими характеристиками являются: расход теплоносителя через реактор, распределение расходов по отдельным каналам активной зоны, гидравлическое сопротивление различных участков контура циркуляции теплоносителя, степень дросселирования потока теплоносителя в отдельные каналы, соответствующая выбранному принципу гидравлического профилирования активной зоны, теплотехническим параметрам теплоносителя, поле температур в твэлах и элементах конструкции активной зоны.

3

1 Описание конструкции ВВЭР

1.1 Основные особенности ВВЭР

Реакторы типа ВВЭР относятся к типу корпусных реакторов на тепловых нейтронах, где в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя первого контура является химически чистая вода. Топливом является тепловыделяющая сборка, в последствии ТВС, состоящая из тепловыделяющих элементов (твэлов), которые в свою очередь состоят из таблеток двуокиси урана, слабообогащённого по 235-му изотопу. Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты — изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами (трубками с карбидом бора), а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.

Реактор ВВЭР обладает свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечном итоге снижение мощности реактора.

1.2 Устройство ВВЭР

Реакторы ВВЭР относятся к корпусному типу реакторов с водой под давлением, выполняющей функцию теплоносителя и замедлителя. Технологическая схема ВВЭР имеется два контура.

Первый контур, включающий в себя реактор и циркуляционные петли охлаждения, радиоактивный. Петли включают в себя главный циркуляционный насос , парогенератор и две главные запорные задвижки . К петле первого контура подсоединен компенсатор давления, который поддерживает заданное давление воды.