Теплогидравлический и нейтронно-физический расчет ядерного реактора ВВЭР-300

Содержание

ВВЕДЕНИЕ

1. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ГЕОМЕТРИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

2.ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ

2.1 Распределение линейной тепловой нагрузки по высоте АЗ в расчете на одну ТВС

2.2 Расчет распределения плотности теплового потока по высоте АЗ

2.3 Расчет среднего расхода теплоносителя в канале

2.4 Расчет распределения энтальпии и относительной энтальпии по высоте АЗ

2.5 Расчет распределения температуры теплоносителя по высоте АЗ

2.6 Расчет распределения температуры оболочки ТВЭЛ по высоте АЗ

2.7 Расчет распределения температуры в центре топливной таблетки по высоте АЗ

2.8 Гидравлический расчет АЗ

3. ЧЕТЫРЕХГРУППОВОЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ

3.1 Определение геометрических характеристик

3.2 Концентрация веществ в расчетных зонах

3.3 Расчет первой группы нейтронов

3.4 Расчет второй группы нейтронов

3.5 Расчет третьей группы нейтронов

3.6 Расчет четвертой группы нейтронов

3.7. Суммарный коэффициент размножения

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАНЫХ ИСТОЧНИКОВ

ПРИЛОЖЕНИЕ А

ПРИЛОЖЕНИЕ Б

ПРИЛОЖЕНИЕ В

Введение

В настоящее время Российская Федерация является одним из лидеров в области развития атомной отрасли. В настоящее время на 11 АЭС России эксплуатируется 38 энергоблоков общей установленной мощностью 30300 МВт, в их числе:

- 21 реакторов с водой под давлением (13 ВВЭР1000, 3 ВВЭР1200 и 5 ВВЭР440);

- 13 канальных кипящих реакторов (10 РБМК1000 и 3 ЭГП6);

- два реактора на быстрых нейтронах (БН600 и БН800);

- два реактора ПАТЭС типа КЛТ40С электрической мощностью 35 МВт каждый.

Более половины этих блоков уже выработали свой ресурс и требуют замены.

Потребность в АЭС средней мощности существует в странах и регионах со слабо развитой сетевой инфраструктурой, в удаленных районах, куда доставка органического топлива затруднена. Применение оборудования и конструкторскотехнологических решений, использованных в проектах реакторных установок большей мощности, позволяет унифицировать материальную базу необходимую для строительства.

Энергетический реактор ВВЭР–300 - гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах. Вода одновременно выступает в роли теплоносителя и замедлителя. Теплоноситель первого контура – вода высокой чистоты под давлением в 16,5 МПа, с добавлением борной кислоты. Сам реактор представляет собой вертикальный корпус цилиндрической формы, с эллиптическим дном. Внутри корпуса располагаются активная зона и остальные внутрикорпусные устройства.

В реакторе используется две циркуляционные петли, вода в которых циркулирует за счёт работы двух главных циркуляционных насосов. Тепловая мощность прототипа реактора - 850 МВт.

Цель курсового проекта - оценить теплофизическую надежность активной зоны реактора. Определить распределение расхода теплоносителя по каналам реактора, давления по контуру циркуляции, температуры в элементах реактора, а также параметры оборудования первого контура.

Теплогидравлический расчет аз

Пользуясь значениями, полученными в ходе геометрического расчёта, определим изменение температуры теплоносителя, проходящего через активную зону, с момента его входа до момента выхода из неё. Для этого мы рассмотрим одну элементарную ячейку, принимая во внимание то, что в активной зоне гетерогенных реакторов цилиндрической формы, имеет место косинусоидальный закон распределения энерговыделения по высоте.

Гидравлический расчет АЗ

Целью гидравлического расчета является определение потерь давления в каналах и затрат мощности на прокачку теплоносителя. Падения давления рассчитываются на каждом i-ом участке, затем складываются. Потери состоят из потерь на трение, местных сопротивлений, нивелирной составляющей и потерь на ускорение теплоносителя.

Заключение

В процессе выполнения данной работы были произведены геометрический, теплогидралический и нейтронно-физический расчеты.

При геометрическом расчете были определены объем (Vaz) и диаметр (Daz) АЗ равные 14,17 м3 и 2,26 м соответственно. По заданным параметрам мощности реактора и удельного энерговыделения, было рассчитано количество ТВС равное 85шт.

Все распределения были выполнены в расчете по высоте активной зоны для каналов со средней и максимальной нагрузкой. В результате при теплогидравлическом расчете были получены распределения линейной тепловой нагрузки, плотности теплового потока, среднего расхода теплоносителя в канале, энтальпии, относительной энтальпии, температуры теплоносителя, температуры оболочки ТВЭЛ, а также температура в центре топливной таблетки.

Результат теплогидравлического расчета показал, что потери давления составляют 8,63*104Па и мало влияют на теплофизические свойства теплоносителя и на его прокачку через активную зону.

В ходе теплогидравлического расчета была выполнена оценка коэффициента запаса до кризиса теплообмена, которая показала, что реактор с такими параметрами может работать в нормальном режиме, т.к. по всей высоте активной зоны значение теплового потока с поверхности не приближается к значению критического теплового потока с заданным коэффициентом запаса до кризиса теплообмена. Даже с учетом погрешности формулы В.С. Осмачкина в 20% минимальный критический коэффициент составляет kk ≈ 1.5, что меньше, чем полученный коэффициент при расчетах.

В ходе выполнения работы был проведен четырехгрупповой нейтронно-физический расчет, в результате были получены значения коэффициента размножения для 1-4 групп: для первой группы – 0,073, для второй группы – 0,013, для третьей группы – 0,132, для четвертой группы – 1,092. Суммарный коэффициент размножения k=1,31, что доказывает работоспособность данной реакторной установки.

Реакторная энергетическая установка ВВЭР300 предназначена для безопасной эксплуатации в номинальном режиме и является теплофизически надежной.

ТВС.cdw