ВСТУП
Курсовий проект з дисципліни "Теплогідравлічні процеси в ядерних енергетичних установках "виконується після вивчення теоретичного курсу з метою виконання таких основних завдань:
- закріплення і поглиблення знань, отриманих студентами при вивченні курсів "Теорія ядерних реакторів", "Ядерні енергетичні реактори "," Теплогідравлічні процеси в ядерних енергетичних установках ";
- розширення кола знань студентів шляхом вивчення спеціальної літератури, правил будови і безпечної експлуатації, інструкцій, довідників, науково-технічних статей та ін;
- розвиток творчої ініціативи студентів при самостійному вирішенні поставлених перед ними завдань;
- розвиток у студентів навичок самостійного систематичного, технічно і літературно грамотного викладу в пояснювальній записці, обгрунтування прийнятих рішень, методів розрахунку і т.п.
У ході виконання курсового проекту була закріплена методика теплогідравлічного розрахунку ядерних енергетичних реакторів, виклад якої наведено в даних методичних вказівках.
1. Завдання теплогідравлічного розрахунку водоохлаждаемого реактора
В енергетичних ядерних реакторах теплота, що генерується в паливі при його розподілі, відводиться циркулюючим через активну зону теплоносієм. Потужність реактора обмежена теплопередаючих можливостями теплоносія. Тому для досягнення високої ефективності і безпеки ядерної енергоустановки необхідно знати параметри процесів відводу теплоти на всіх етапах теплопередачі від активної зони реактора до надходження пари в турбіну.
До основних типів вітчизняних енергетичних реакторів відносяться корпусні реактори з некіпящей водою типу ВВЕР, канальні водографітовие реактори з киплячою водою типу РБМК.
теплогідравлічного розрахунок реакторів разом із фізичним, прочностним та економічним служить для обгрунтування проекту ядерної реакторної установки, її теплотехнічної оптимізації та підвищення її теплотехнічної надійності. При теплогідравлічного розрахунку визначають розподіл витрат теплоносія по каналах реактора, тиску і паросодержания по контуру циркуляції, температури в елементах реактора, а також параметри обладнання першого контуру установки.
Для проведення повірочного теплогідравлічного розрахунку необхідно задавати вихідні дані: технологічну схему першого контуру, режимні параметри, конструкційні та теплотехнічні характеристики активної зони, гідравлічні характеристики елементів контуру циркуляції, теплофізичні властивості матеріалів.
На стадіях ескізного, технічного і робочого проектів теплогідравлічні розрахунки ведуть з різною ступенем деталізації при номінальних параметрах, часткових навантаженнях, при запуск і розхолоджування реактора, аварійних ситуаціях.
Багатоваріантні проектні розрахунки проводяться з метою вибору оптимальної конструкції реактора і призначення оптимальних режимних параметрів. Вони носять оціночний характер, а результати розрахунків зіставляються з лімітують факторами: допустимою температурою теплоносія, сповільнювача, оболонки і сердечника твелів. Температурний діапазон роботи матеріалів в енергетичних ядерних реакторах становить 200 ... 2600 В° С. До лімітуючим факторів належать також запас до кризи тепловіддачі, допустима швидкість теплоносія і т.п.
У зв'язку зі складністю, взаимосвязанностью фізичних, теплофізичних, гідродинамічних процесів їх математичні моделі громіздкі і досліджуються чисельно на ЕОМ. У рамках курсового проекту з курсу "Теплогідравлічні процеси в ядерних енергетичних установках " розглядаються вирішення найбільш поширених завдань.
1. Теплогідравлічного РОЗРАХУНОК ТЕХНОЛОГІЧНОГО КАНАЛУ
1.1 Розрахунок основних геометричних характеристик каналу і активної зони
До числа основних геометричних характеристик активної зони реактора типу РБМК відносяться обсяг і діаметр активної зони. Площа однієї осередки активної зони реактора типу РБМК згідно малюнка 1.1 визначають як:
(1.1)
де а - крок решітки технологічних каналів, м.
Кількість осередків в активній зоні N визначають за формулою (1.2). Прохідний перетин ТВЗ зображено на малюнку 1.2.
(1.2)
В
1 - блок графітової кладки; 2 - осьовий отвір для ТВЗ; 3 - площа осередку.
Малюнок 1.1-До визначення площі осередку в графітових реакторах.
а гідравлічний і тепловий периметри і відповідні діаметри:
(1.3)
(1.4)
(1.5)
В
Малюнок 1.2 - Схематичний розріз каналу реактора РБМК-1000
(1.6)
У наведених формулах прийняті наступні позначення:
-внутрішній діаметр труби робочого каналу, м; п - число твелів в каналі; d 2 - зовнішній діаметр оболонки твела, м; DЦ - діаметр центральної трубки ТВС, м.
1.2 Визначення координати точки закипання
Визначення координати точки закипання, як і ве...
