Коротко о файле:СНУЯЭиП / Институт атомной энергетики / Кафедра Ядерных паропроизводящих установок / Дисциплина “ТГР ЯР” / Расчет реактора на стадии проектирования предполагает определение основных параметров активной зоны, значений температуры, давления и расходов сред, определяющих энергопотоки в реакторе, энергораспределений и условий эксплуатации элементов активной зоны ядерного реактора. / 2 листа чертежи ( продольный разрез реактора, тепловыделяющая сборка) + ПЗ.
Содержание
Исходные данные
Список используемых сокращений
Введение
1. Компоновка и определение геометрических размеров активной зоны реактора и тепловыделяющей сборки
2. Расчёт расхода теплоносителя и его массовой скорости
3. Расчёт распределения температуры теплоносителя по высоте а.з. ЯР
4. Расчёт распределения температуры стенки ТВЭ по высоте ТВС
5. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения
6. Расчёт температуры ядерного топлива по высоте ТВЭла
7. Определение запаса до кризиса теплоотдачи
Сводная расчётная таблица
Графические зависимости
8. Гидравлический расчёт активной зоны ЯР
Заключение
Список литературы
Исходные данные:
- Тип реактора – ВВЭР;
- Тепловая мощность реактора – 2850 МВт;
- Давление теплоносителя – 16 МПа;
- Температура теплоносителя на входе в ЯР – 291 оС;
- Температура теплоносителя на выходе из ЯР –323 оС;м - Ядерное топливо – UO2;
- Форма ТВС – шестигранная, без чехла;
- Межкассетный зазор отсутствует;
- Размер кассеты под ключ – 0,234 м;
- Толщина оболочки кассеты – отсутствует;
- Тепловыделяющие элементы – стержневые;
- Решётка ТВЭл – треугольная с шагом 12,75.10 -3 м;
- Полное число стержней в ТВС – 331;
- Число ТВЭлов в ТВС – 312 шт.;
- Число направляющих трубок для ПЭЛ – 18 шт.;
- Число центральных полых трубок – 1 шт.;
- Наружный диаметр ТВЭл – 9,1.10 -3 м;
- Толщина оболочки ТВЭл – 0,65.10 -3 м;
- Толщина газового зазора – 0,1.10 -3 м;
- Материал оболочки ТВЭл – сплав циркония.
Заключение.
В ходе выполнения курсового проекта был проведён теплогидравлический расчёт ядерного реактора мощностью 2850 МВт, давлением 16 МПа. Был проведен расчет теп-лотехнической 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 =2,63341),т.е. в этом случае обеспечивается выполнение условия теплотехнической надежности активной зоны проектируемого водоводяного реактора.
