Реферат на тему Основы теплового расчета парогенератора с водо-водяным энергетическим реактором.

Содержание:

Введение 3
1. Основные принципы функционирования АЭС с ВВЭР 5
2. Методы теплового расчета ВВЭР 11
Заключение 17
Список использованной литературы 18

Введение:

Определяющим фактором создания первого ВВЭР в нашей стране является организаторская работа руководителей Министерства среднего машиностроения по реализации важнейших инициатив и предложений основоположников использования атомной энергии в энергетике страны И.В. Курчатова и А.П. Александрова. 27 июня 1955 года И.В. Курчатов и А.П. Александров представили Министру среднего машиностроения СССР А.П. Завенягину предложения о развитии атомной энергетики в СССР, предусматривающие строительство одной атомной электростанции с замедлителем и теплоносителем из простой воды полезной мощностью 150 тыс. кВт … и одной АЭС по типу действующей (в Обнинске) полезной мощностью до 75 тыс. кВт, а также реактора для электростанции мощностью 50 тыс. кВт с замедлителем из тяжелой воды и газовым теплоносителем и реактора для электростанции с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем.
Разработка проекта первого ВВЭР выполнялась ОКБ «Гидропресс» в тесном сотрудничестве с научным руководителем (ЛИПАН), с регулярными (не реже одного раза в месяц) встречами, на которых детально рассматривались варианты решений для выбора оптимальных. Специалистами ЛИПАНа были выполнены расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора, которые стали основой для определения параметров и технических характеристик реактора и реакторной установки в целом.
Эскизный проект ППУ ВВЭР был одобрен на заседании специального технического совета Минтяжмаша 19 декабря 1955 года с рекомендациями предусмотреть в корпусе реактора съемную верхнюю крышку.
Коэффициент использования мощности реактора был доведен до высоких значений. В 1965 году он был равен 54 %; в 1966 году – 68%; в 1967 году – 74%; в 1968 году – 86%; в 1969 году – 80%. В последующие годы он находится на уровне около 80%.
Создание первого реактора ВВЭР, ввод его в эксплуатацию на энергоблоке № 1 НВАЭС и опыт его эксплуатации имели исключительно важное значение для дальнейшего развития АЭС с ВВЭР в нашей стране и по нашим проектам за рубежом. Благодаря ему была получена возможность проверки правильности технических решений, заложенных в проект, и оценки этого направления развития атомной энергетики.
На действующих атомных электростанциях в России и за рубежом с точки зрения надежности и экономичности хорошо зарекомендовали себя реакторные установки типа ВВЭР-1000. Естественно, что в процессе длительной эксплуатации периодически выявляются узлы и детали реакторной установки, требующие усовершенствования.
Установка ВВЭР-1000 представляет собой реактор с циркуляционным контуром, системой компенсации давления и узлом аварийного охлаждения. В основной циркуляционный контур входит реактор и четыре рабочих петли, каждая из которых оснащена парогенератором горизонтального типа, циркуляционным насосом, трубопроводом Ду 850 (с условным диаметром 850 мм). Энергия топлива отводится от активной зоны при помощи теплоносителя, прокачиваемого главными помпами циркуляционного типа. Затем подогретый носитель транспортируется по трубопроводу в парогенераторы, где передает тепло жидкости второго контура, после чего возвращается в реактор под воздействием насоса. Сухой насыщенный пар из второго контура передается на турбины.
Целью данной работы является изучение особенностей теплового расчета парогенератора с водо-водяным энергетическим реактором.

Заключение:

Исходя из рассмотренного в работе материала, можно сделать вывод о том, что конструкционное оформление главных теплообменников АЭС — парогенераторов — во многом определяется свойствами теплоносителей и применяемых при их изготовлении материалов. Как уже известно, в качестве теплоносителя в семействе реакторов типа ВВЭР применяется вода.
Парогенератор АЭС с ВВЭР представляет собой единый тепловой аппарат. В нем осуществляется передача тепла, отводимого из активной зоны реактора охлаждающей средой, направляемой в поверхности нагрева ПГ. Парогенератор, наряду с реактором, главным циркуляционным насосом и турбогенератором, относится к основному оборудованию АЭС.
Задачей теплового расчета парогенератора является нахождение основных теплотехнических параметров при существующем конструкционном оформлении и текущей мощности установки.
Главная цель теплового расчета парогенератора ВВЭР – это установление распределения тепловых потоков и температур по активной зоне реактора, нахождение максимальной температуры топлива для подтверждения невозможности его расплавления в тепловыделяющих элементах с большой тепловой нагрузкой, определение запаса до кризиса теплообмена и гидравлического сопротивления движению теплоносителя через активную зону.
Сам расчет, как правило, выполняется методом последовательного проведения расчетных операций с пояснением производимых действий. Расчетные формулы сначала записываются в общем виде, затем подставляются числовые значения всех входящих в них величин, после чего приводится окончательный результат.

Фрагмент текста работы:

1. Основные принципы функционирования АЭС с ВВЭР
Реактор ВВЭР-1000 предназначен для генерации тепловой энергии в конструкции установки атомной электростанции паропроводящего типа мощностью одного блока 1 тысяча МВт. Фактически реактор является энергетическим ядерным элементом корпусной конфигурации с тепловыми нейтронами, а также обычной водой, служащей теплоносителем и замедлителем.
Конструкция реактора ВВЭР-1000 включает в себя корпус с шахтой, выгородку, активную часть и узел предохранительных труб. Верхняя часть корпуса оснащена блоком управления и защиты. Теплоноситель транспортируется в реактор через четыре нижних патрубка, поступает вниз по кольцевому зазору. Далее его путь – это активная зона, куда он поступает через днище шахты. Там теплоноситель нагревается от выделяемого тепла ядерной реакции и выводится из реактора посредством верхних патрубков и шахтных отверстий . Мощность агрегата корректируется при помощи перемещения в активном отсеке регулирующих органов (комплекта поглощающих стержней, висящих на специальных траверсах).

Рисунок 1. Функциональная схема ВВЭР-1000
Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную.