Лекция 2 Задачи теплогидравлического расчета реактора ВВЭР

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

Надежность работы ядерного реактора в значительной степени определяется теплотехнической надежностью его активной зоны, т. е. надежностью работы системы теплоотвода. Без правильно организованных и достаточно точно рассчитанных условий теплосъема нельзя создать работоспособный энергетический ядерный реактор. Поэтому основной задачей теплогидравлического расчета ядерного реактора является определение таких условий работы, которые удовлетворяли бы требованиям технической надежности при заданной мощности в течение всей кампании.

В процессе теплогидравлического расчета 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 ТВС, гидравлические сопротивления ТВС, внутрикорпусных устройств и элементов корпуса реактора, производится при необходимости гидравлическое профилирование активной зоны. Все эти расчеты выполняют приблизительно к выбранным предварительно конструкциям твэлов, ТВС, корпуса реактора и его внутрикорпусных устройств и схемам движения теплоносителя.

При проектировании реактора теплоргидравлическому расчету обычно предшедствует выбор параметров рабочего тела паротурбинного цикла, которые позволяют определить параметры теплоносителя на выходе из ядерного реактора и тепловую мощность реактора. По этим параметрам и тепловой мощности реактора могут быть определены параметры теплоносителя на входе в реактор и расход теплоносителя.

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

· тип ядерного реактора:

· вид теплоносителя;

· тепловая мощность реактора , кВт;

· температура теплоносителя на входе в реактор , °С;

· средний подогрев теплоносителя в реакторе , °С;

· давление теплоносителя на входе в реактор , Па;

· конструкция и размеры твэлов, ТВС, корпуса и внутрикорпусных устройств;

· вид топлива.

Теплогидравлический расчет активной зоны проводится для номинального режима работы реакторной установки, а также при необходимости в других стационарных режимах работы реакторной установки с неполным количеством насосов и при охлаждении естественной циркуляцией.

Любой из вышеуказанных стационарных режимов работы должен анализироваться с точки зрения теплотехнической надежности активной зоны, как при нормальных проектных параметрах, так и при наихудшей комбинации возможных отклонения основных параметров (мощности, давления, температуры и расхода теплоносителя) в пределах обусловленных работой системы контроля, регулирования, блокировок и защиты.

Теплотехническая надежность активной зоны ВВЭР в стационарном режиме определяется на основе сравнения расчетных характеристик со следующими критериями:

· не допускается объемное кипения теплоносителя на выходе из любого канала активной зоны;

· температура наружной поверхности оболочки твэлов не должна превышать допустимой для материала оболочки величины 350…600. °С;

· не допускается плавление топлива в твэле;

· не допускается возникновение кризиса теплоотдачи на поверхности твэлов;

· усилия гидродинамического воздействия потока теплоносителя не должны превышать удерживающих (прижимных) усилий или веса свободно подвешенных элементов конструкции активной зоны;

· скорость теплоносителя в пучке твэлов не должна превышать 7 м/с в целях уменьшения вибрации и механического износа твэлов и других элементов конструкции активной зоны.

Дата добавления: 2014-01-04