- •Институт атомной энергетики
- •Курсовой проект
- •Исходные данные:
- •Перечень принятых обозначений и сокращений
- •Введение
- •4. Расчёт распределения температуры теплоносителя по высоте активной зоны реактора
- •4.1. Построение зависимости изменения температуры теплоносителя по
- •5. Расчёт коэффициента теплоотдачи
- •5.1 . Определение полного смоченного периметра твс
- •5.2. Определение эквивалентного диаметра
- •5.3. Определение критерия Рейнольдса
- •5.4. Определение критерия Прандтля
- •5.5. Определим критерий Нуссельта
- •5.6. Определение коэффициента теплоотдачи при конвективном теплообмене
- •6. Расчёт распределения температуры стенки твэ по высоте твс
- •6.1. Определение термического сопротивления теплоотдачи
- •6.2. Определение температуры наружной поверхности оболочек твэ.
- •7. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения
- •8.2. Определение температуры наружной поверхности ядерного топлива
- •8.3. Определение температуры топливного сердечника
- •9.Определение запаса до кризиса теплоотдачи
- •9.1. Определение истинных тепловых нагрузок для средней и максимальной тепло-
- •9.2. Определение критических тепловых нагрузок по высоте твЭла
- •9.3. Определение запаса до кризиса теплоотдачи
- •Заключение
- •Список литературы
Заключение
В ходе выполнения курсового проекта был проведён теплогидравлический расчёт ядерного реактора мощностью 3300 МВт, давлением 16 МПа. Был проведен расчет теплотехнической надежности ядерного реактора, основных конструкционных размеров, построены графики изменения основных расчетных величин и температур по высоте активной зоны ядерного реактора.
В результате расчёта сделаны следующие выводы – в целом данный реактор пригоден к эксплуатации. Его запас до кризиса теплоотдачи намного превышает минимально необходимый предел (Кзап>1) во всех точках активной зоны, то это значит, что в активной зоне осуществляется бескризисное охлаждение твэл (минимальное значение в данном расчете составляет Кзап =3.11). Т.е. в этом случае обеспечивается выполнение условия теплотехнической надежности активной зоны проектируемого водо-водяного реактора.
Список литературы
1. Лукьянов А.А. Теплогидравлический расчёт ядерногореаттора. СИЯЭиП 2000 г.
2. .Лукьянов А.А. Тепловые и гидродинамические процессы в парогенераторах. ВМФ 1990 г.
3. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок. М.:Энергоатомиздат1990 г.
4. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара. Москва Энергоатомиздат1984 г.
5. Конспект лекции.