3. Потери давления в пределах активной зоны:

для средненагруженного участка:

МПа

для максимально нагруженного участка:

МПа

определяется без учета составляющей, связанной с потерей на ускорение (в силу ее малости)

Отдельные составляющие данного выражения отличаются для различных режимов теплообмена.

Потери давления на трение:

где:

_Re=233687

_{ρ=751.4кг/м3, w=4.1м/с}

где:

_Re=252136

_{ρ=722.6кг/м3, w=4.6м/с}

Потери давления от местных сопротивлений:

где: _м  коэффициент местного сопротивления.

В пределах активной зоны реактора основными местными сопротивлениями являются дистанционирующие решетки. Для однофазной жидкости коэффициент местного сопротивления одной дистанционирующей решетки можно принять равным 0,5. Для рассматриваемого здесь случая в пределах высоты пучка твэлов установлено 11 дистанционирующих решеток.

Нивелирная составляющая потери давления:

Заключение.

В результате выполнения курсового проекпа по курсу: «Ядерные энергетические установки», тема «Проектирование реактора ВВЭР» с тепловой мощностью 2000МВт я получил следующие данные теплогидравлического расчета:

В данном разделе определены геометрические характеристики активной зоны:

D_O=3,43м

_HO=2,7м

Число ТВС (499), ТВЭЛов в ТВС (156), размер под ключ (14,57 мм).

Большое значение числа ТВС обусловлено сравнительно небольшим размером ТВЭЛов и большим диаметром АЗ, который в свою очередь зависит от удельного энерговыделения в активной зоне, который в результате расчетов пришлось уменьшить с 85 МВт/м³ по исходным данным до 80 МВт/м³ удовлетворяющему условию запаса до кризиса теплообмена..

Температура стенки ТВЭЛа составляет 330⁰С, что ниже температуры начала кипения. Минимальный запас до кипения составляет 12⁰С

Максильное значение температуры топлива составляет 1145 ⁰ С много меньше температуры плавления циркония равной 2123 ⁰С

Наиболее определяющий параметр для теплогидравлического расчета – запас до кризиса теплообмена. В данном расчете минимальное его значение составляет 1,40 в ½ высоты АЗ. При минимально допустимом 1,37 согласно литературы(1)

Гидравлические потери давления на трение в расчитываемом реакторе соответствуют 0,11-0,12 МПа, что вполне удовлетворяет реальным значениям действующих ЯЭУ.

Из проведеной расчетной работы нами получено приближенное представление о том какими характеристиками будет обладать реактор с данными исходными параметрами. По которым мы можем сказать, что данный реактор может быть допущен к дальнейшему проектированию и уточнению теплогидравлического расчета.

Список литературы

1. Дементьев, Б.А. Ядерные энергетические реакторы: учеб. пособие для вузов / Б.А. Дементьев. – 2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352 с.

2. Кириллов, П.Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках: учеб. пособие для вузов / П.Л. Кириллов, Г.П. Богословская. – М.: Энергоатомиздат, 2000. – 465 с.

3. Рассказов В.В. Курс лекций. Ядерные энергетические реакторы.

2