Теплофизический расчёт реактор ввэр-1200

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ
«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»
Кафедра № 13 «Кафедра теплофизики»
Атомные станции: типы, оборудование, эксплуатация

КУРСОВАЯ РАБОТА

по теме:
ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЁТ РЕАКТОР ВВЭР-1200

Преподаватель Делов М.И

Выполнил Тошмуродов Э.Э М19-165

Москва 2020

Оглавление

Введение 3
Расчет коэффициента полезного действия 5
Выбор аналитического вида функции распределения энерговыделения по высоте активной зоны 9
Расчет распределения температуры теплоносителя по высоте активной зоны реактора 12
Расчет распределения температур оболочки твэл и центра топливного столба. 18
Расчет гидравлических потерь при протекании теплоносителя через активную зону 30
Расчет коэффициента запаса до кризиса 35
теплоотдачи 35
Заключение 39
Литературы 40

Введение

На сегодняшний день проблемы мирового энергетического обеспечения являются одними из самых важных. Решение данных проблем определяет устойчивое развитие экономики в целом, поскольку позволяет избежать истощения природных, экономических, экологических и социальных ресурсов. Каждый способ генерирования электроэнергии имеет как свои преимущества, так и недостатки. Однако именно ядерная энергетика обладает рядом черт, которые являются превосходствами относительно других ветвей энергетики.
Одной из основных проблем современной ядерной энергетики является улучшении экономических показателей. Одним из важнейших параметров в данном случае выступает выгорание топлива. На текущий момент в реакторах типа ВВЭР достигается среднее выгорание 40-60 МВт*сут/кг [1]. Целью данной работы стало проектирование реакторной установки типа ВВЭР с увеличенной топливной кампанией. В этих целях будет произведён тепловой и нейтронный расчёт активной зоны реактора.
ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) – это водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире, и на сегодняшний день являющиеся основой российской ядерной энергетики.
ВВЭР является самым распространенным типом легководных реакторов. В ЯЭУ данного типа используется вода в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя. Современные ВВЭР – это установки с двумя контурами. В первом контуре установки используется некипящая вода под давлением. Установленное давление в первом контуре определяет температуру воды на выходе из реактора с учетом некоторого запаса до кипения. Во втором контуре установки происходит генерирование нерадиоактивного насыщенного пара. Далее пар, генерируемый в парогенераторе, поступает в турбину. В качестве прототипа была выбрана реакторная установка с ВВЭР-1200. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Концепция данного проекта заключалась в создании конкурентоспособного на внутреннем и внешнем рынках серийного проекта реакторной установки единичной электрической мощностью 1200 МВт «АЭС–2006» за счет реального достижения мирового уровня по технико – экономическим показателям и принятым международным энергетическим сообществом критериям безопасности.
Для обеспечения повышения технико – экономических показателей «АЭС–2006» реакторная установка разрабатывается на номинальную тепловую мощность реактора 3200 МВт, срок службы РУ составляет 60 лет. Энергоблоки проекта АЭС-2006 (поколение «3+») имеют улучшенные экономические и технические показатели, обеспечивают полную безопасность в процессе эксплуатации, и полностью соответствуют постфукусимским требованиям МАГАТЭ. Ключевой особенностью энергоблоков с ВВЭР-1200 является наличие множества элементов «пассивной системы безопасности». Пассивные системы безопасности станции способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения, могут выполнять все функции обеспечения безопасности без участия активных систем и вмешательства оператора. В проекте реализован полный комплекс технических решений, позволяющих обеспечить безопасность АЭС и исключить утечку радиоактивных продуктов в случае отклонений от стационарного режима работы. В частности, контейнмент представлен двумя защитными оболочками с вентилируемым пространством между ними. Внешняя оболочка выполняет защитную функцию от природных (смерчи, ураганы, землетрясения, наводнений и т.д.), техногенных и антропогенных (взрывы, падение самолета и т.д.) воздействий на АЭС. В нижней части защитной оболочки станции, установлена «ловушка» расплава, предназначенная для локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора в случае запроектной аварии, которая может привести к повреждению активной зоны реактора.