ИГЭУ им. В.И.Ленина / Кафедра атомных электрических станций /
КУРСОВОЙ ПРОЕКТ ПО ДИСЦИПЛИНЕ
«ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ»
на тему: ПРОЕКТИРОВАНИЕ РЕАКТОРА ВВРЕ-10
Иваново 2022
СОДЕРЖАНИЕ
ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ ДЛЯ ПРОЕКТИРОВАНИЯ РЕАКТОРА 5
АННОТАЦИЯ 6
1.ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О РЕАКТОРЕ ВВРЕ-10 7
ЧАСТЬ 1 9
2. ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ РЕАКТОРА 9
2.1. ЗАДАЧИ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО РАСЧЕТА 9
2.2 ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАЗМЕРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И ГЕОМЕТРИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТВС 11
3. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОЭФФИЦИЕНТОВ НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ 13
3.1. ОБЪЕМНЫЙ КОЭФФЦИЕНТ НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ 13
3.2. ЛОКАЛЬНЫЙ И ТЕХНИЧЕСКИЙ КОЭФФИЦИЕНТ НЕРАВНОМЕРНОСТИ 14
3.3. КОЭФФИЦЕНТ ГИДРАВЛИЧЕСКОГО ПРОФИЛИРОВАНИЯ 14
4. РАСЧЕТ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ 14
4.1. МЕТОДИКА РАСЧЕТА ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ 15
4.2. ГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ КОНТУРА ЦИРКУЛЯЦИИ 17
5. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ И ТЕМПЕРАТУР ПО ВЫСОТЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 24
5.1. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПО ВЫСОТЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 24
5.2 РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ПО ВЫСОТЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 25
5.3.ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУР ОБОЛОЧКИ ТВЭЛА И ТОПЛИВНОГО СЕРДЕЧНИКА 27
6. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КРИТИЧЕСКИХ ТЕПЛОВЫХ ПОТОКОВ И КОЭФФИЦИЕНТОВ ЗАПАСА ДО КРИЗИСА КИПЕНИЯ 35
7. РАСЧЕТ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ СОПРОТИВЛЕНИЙ ТВС 39
7.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 39
7.2. РАСЧЕТ СОПРОТИВЛЕНИЯ ПРИ ДВИЖЕНИИ ОДНОФАЗНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 41
8. РАСЧЕТ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ СОПРОТИВЛЕНИЙ В КОРПУСЕ РЕАКТОРА 44
ВЫВОДЫ К ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОМУ РАСЧЕТУ 45
ЧАСТЬ 2 46
9. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ РЕАКТОРА 46
9.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 46
9.2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАЗМЕРОВ ЭЛЕМЕНТАРНОЙ ЯЧЕЙКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 46
9.3 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЯДЕРНЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ И МАКРОКОНСТАНТ ДЛЯ НЕЙТРОНОВ ТЕПЛОВОЙ ОБЛАСТИ 48
9.4. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ НЕЙТРОННОГО ГАЗА И УСРЕДНЕНИЕ СЕЧЕНИЙ В ТЕПЛОВОЙ ОБЛАСТИ 53
9.5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ 58
10. РАСЧЕТ ВЫГОРАНИЯ И ОТРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРА 62
11. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КАМПАНИИ РЕАКТОРА 65
12. РАСЧЁТ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ 70
13. РАСЧЕТ БОРНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ 71
ВЫВОДЫ К НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОМУ РАСЧЕТУ 71
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК 72
ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ ДЛЯ ПРОЕКТИРОВАНИЯ РЕАКТОРА
•Тип ядерного реактора: ВВРЕ-10
•Вид теплоносителя: Вода под давлением
•Тепловая мощность реактора Qр, МВт: 30
•Температура теплоносителя на входе в реактор tвх, °С: 260
•Давление теплоносителя на входе в реактор, МПа: 11,5
•Конструкция и размеры твэлов, ТВС, корпуса и внутрикорпусных устройств: Шестигранная бесчехловая ТВС
•Вид топлива: UO2 c 5% обогащением
•Удельная энергонапряженность, , КВт/л: 25
•Диаметр твэла: dтв =10,2 мм
•Компоновка: интегральная
•Циркуляция: естественная
В теплогидравлическом расчёте определяются: геометрические размеры активной зоны и геометрические характеристики ТВС; коэффициенты неравномерности; распределение энерговыделения и температур по высоте активной зоны; критические тепловые потоки и коэффициенты запаса до кризиса кипения; ведётся расчёт гидравлических сопротивлений по кассетам и в корпусе реактора.
В нейтронно-физическом расчёте определяются: размеры элементарной ячейки активной зоны; ядерные концентрации элементов и макроконстанты для нейтронов тепловой области; температуры нейтронного газа и производится усреднение сечений в тепловой области; определяется коэффициент размножения в бесконечной среде; материальный параметр и эффективный коэффициент размножения; рассчитываются нейтронные потоки и коэффициенты неравномерности по высоте активной зоны; выгорание и отравление реактора; рассчитываем кампанию реактора и органы регулирования.
Реактор ВВРЕ-10 водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным теплоносителем-замедлителем (вода под давлением). Реактор ВВРЕ-10 интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя, все оборудование I контура размещено в одном стальном корпусе, протяженность трубопроводов сведена до минимума. Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона, модули парогенераторов и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками.
В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура.
В реакторе осуществляется естественная циркуляция теплоносителя.
Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). Твэлы заполнены слабообогащенной двуокисью урана-235.
