Определение запаса до кризиса теплоотдачи

Найдем значения для :

Результаты вычеслений сведены в таблицу 16

Таблица 16- Изменение запаса до кризиса теплоотдачи по высоте активной зоны

Z, м	-1,77	-1,18	-0,88	-0,59	-0,44		0,44	0,59	0,88	1,18	1,77
	82.58	26.44	19.97	16.21	14.89	12.54	11.82	11.93	12.83	15.26	41.59
	29.08	9.07	6.65	55.26	4.75	3.76	3.32	3.28	3.38	3.86	9.94

Гидравлический расчёт активной зоны ЯР

Определение потерь давления на трение при продольном омывании труб

где

- длина и эквивалентный гидравлический диаметр канала;

- средняя плотность потока на участке;

- средняя скорость потока на участке;

- шаг решётки ТВЭлов;

- критерий Рейнольдса;

- коэффициент кинематической вязкости среды;

- коэффициент динамической вязкости среды;

- эквивалентный (гидравлический) диаметр канала.

Определение местных сопротивлений

где:

- коэффициент местного сопротивления.

Нахождение изменения динамического напора

-пренебрегаем.

Определение гидростатического напора

где =9,81 - ускорение свободного падения.

Определение полного сопротивления тракта

Определение доли мощности главных циркуляционных насосов, необходимой для прокачки теплоносителя

где - гидравлические потери в ЯР;

- расход через реактор; - КПД ГЦН.

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 (К_зап>1) во всех точках активной зоны, то это значит, что в активной зоне осуществляется бескризисное охлаждение твэл (минимальное значение в данном расчете составляет К_зап =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.

Поиск по сайту: