Исходные данные. Дисциплина: «Ядерные энергетические реакторы»

Курсовая работа

Дисциплина: «Ядерные энергетические реакторы».

Тема: «Тепло-гидравлический расчет реактора ВВЭР».

Выполнил студент гр. В4297/1 Д.А.Воронов

Руководитель, кандидат технических наук В.В. Рассказов

«__» _________2014г.

Сосновый Бор

Введение

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

Надёжность работы ядерного реактора в значительной степени определяется технической надёжностью его активной зоны, т.е. надёжностью работы систем теплоотвода. Без правильно организованных и достаточно точно рассчитанных условий теплосъёма нельзя создать работоспособный ядерный энергетический реактор. Поэтому основной задачей теплогидравлического расчёта ядерного реактора является определение таких условий работы, которые удовлетворяли бы требованиям теплотехнической надёжности при заданной мощности в течении всей кампании.

В процессе теплогидравлического расчёта 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 кассеты ТВС, гидравлические сопротивления кассеты, внутрикорпусных устройств и элементов корпуса реактора, производится при необходимости гидравлическое профилирование кассет. Все эти расчёты выполняют применительно к выбранным предварительно конструкциям ТВЭЛов, кассет, корпуса реактора и его внутрикорпусных устройств и схемы движения теплоносителя.

При проэктировании реактора теплогидравлическому расчёту обычно предшествует выбор параметров рабочего тела паротурбинного цикла, которые позволяют параметры теплоносителя на выходе из ядерного реактора и тепловой мощности реактора. По этим параметрам и тепловой мощности реактора могут быть определены параметры теплоносителя на входе в реактор расход теплоносителя.

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

-тип ядерного реактора;

-вид теплоносителя;

-тепловая мощность реактора;

-температура теплоносителя на входе в реактор;

-средний подогрев теплоносителя в реакторе;

-давление теплоносителя на входе в реактор;

-конструкция и размеры ТВЭЛов, кассет, корпуса и внутрикорпусных устройств

-вид топлива.

Исходные данные

Поиск по сайту: