Федеральное агентство по образованию РФ

ГОУ ВПО «Санкт-Петербургский государственный политехнический университет»

Институт ядерной энергетики (филиал) Санкт-Петербургского государственного политехнического университета в г.Сосновый Бор

Курсовая работа Дисциплина: «Ядерные энергетические реакторы».

Тема: «Тепло-гидравлический расчет реактора ВВЭР».

Выполнил студент гр. В4297/1 д.А.Воронов

Руководитель, кандидат технических наук В.В. Рассказов

«__» _________2014г.

Сосновый Бор

2014

Введение

Ядерный реактор представляет собой устройство, в котором энергия, выделившаяся в результате цепной реакции деления, передаётся в виде теплоты теплоносителю или рабочему телу.

Надёжность работы ядерного реактора в значительной степени определяется технической надёжностью его активной зоны, т.е. надёжностью работы систем теплоотвода. Без правильно организованных и достаточно точно рассчитанных условий теплосъёма нельзя создать работоспособный ядерный энергетический реактор. Поэтому основной задачей теплогидравлического расчёта ядерного реактора является определение таких условий работы, которые удовлетворяли бы требованиям теплотехнической надёжности при заданной мощности в течении всей кампании.

В процессе теплогидравлического расчёта определяют температуры теплоносителя, оболочки ТВЭЛов, ядерного топлива, замедлителя, которые затем сравниваются с допустимыми, а также допустимые тепловые нагрузки и запасы до кризиса теплообмена. Определяются скорости и расходы теплоносителя через кассеты ТВС, гидравлические сопротивления кассеты, внутрикорпусных устройств и элементов корпуса реактора, производится при необходимости гидравлическое профилирование кассет. Все эти расчёты выполняют применительно к выбранным предварительно конструкциям ТВЭЛов, кассет, корпуса реактора и его внутрикорпусных устройств и схемы движения теплоносителя.

При проэктировании реактора теплогидравлическому расчёту обычно предшествует выбор параметров рабочего тела паротурбинного цикла, которые позволяют параметры теплоносителя на выходе из ядерного реактора и тепловой мощности реактора. По этим параметрам и тепловой мощности реактора могут быть определены параметры теплоносителя на входе в реактор расход теплоносителя.

Таким образом, при проектировании ядерного реактора основными исходными данными для расчёта являются :

-тип ядерного реактора;

-вид теплоносителя;

-тепловая мощность реактора;

-температура теплоносителя на входе в реактор;

-средний подогрев теплоносителя в реакторе;

-давление теплоносителя на входе в реактор;

-конструкция и размеры ТВЭЛов, кассет, корпуса и внутрикорпусных устройств

-вид топлива.

Исходные данные

Параметр	Значение
Тепловая мощность, МВт	2000
Теплоносительи	Вода
Конструкционные материалы	Цирконий
Среднее давление теплоносителя, МПа	15
T входа, 0C	270
Энтальпия на входе, МДж/кг	1,20
Средний подогрев теплоносителя, 0С	35
Удельная энергонапряжённость, МВт/м3	85
Топливо	UО2
Форма ТВС	Шестигранник
Размер между центрами ТВС, (квадр. решётка), м	0,1457
Твэлы	Стержневые
Решётка	Треугольная
Шаг решётки, см	1,10
Число твэл в ТВС	156
Число центральных трубок	1
Число трубок стержней регулирования	12
Наружный диаметр оболочки твэл, м	0,009
Внутренний диаметр оболочки твэл, м	0,0078
Наружный диаметр топливного сердечника, м	0,0076
Внутренний диаметр топливного сердечника, м	0,0011
Диаметр трубок стержней регулирования, м	0,0107
Диаметр центральной трубки, м	0,0105
Высота активной зоны, м	2,7
Число дистанцирующих решеток твэл	11