Теплогидравлический расчет первого контура реакторной установки

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

Введение

Возрастание общего потребления как в нашей стране, так и за рубежом сопровождается ростом теплопотребления с относительно низким температурным потенциалом в жилищно-коммунальном секторе и промышленности.

Основным путем решения проблемы теплоснабжения и улучшения эффективности использования топлива является централизованное теплоснабжение от крупных котельных и теплофикация от ТЭЦ городов и промышленных узлов, которое является более экономичным при комбинировании производства электрической и тепловой энергии.

Анализ вопросов применения ядерного топлива для централизованного теплоснабжения показывает, что наряду с комбинированной выработкой тепла и электроэнергии возможно и целесообразна отдельная выработка тепла на атомных станциях теплоснабжения, использующих атомные реакторы с относительно низкой температурой и давлением. Сооружение АТЭЦ экономически оправдано, начиная с тепловых нагрузок 1700 МВт (~1500 Гкал/ч) и более, а при тепловых нагрузках около 1100 МВт (~1000 Гкал/ч) и ниже экономически целесообразно сооружение АСТ [1].

В рамках данного курсового проекта производился теплогидравлический расчет первого контура реакторной установки АСТ-600: оценка его гидравлических характеристик, оценка теплотехнической надежности (температур, запаса до кризиса теплообмена).

1. Устройство реакторной установки АСТ

Особенность АСТ, как энергоисточника, вырабатывающего низкопотенциальное тепло, дала возможность значительно снизить параметры реактора АСТ по сравнению с реактором ВВЭР. Рабочее давление уменьшено в 8-10 раз, температура воды - с 300 до 200 єC, энергонапряженность активной зоны снижена в 4 раза. [6]

В АСТ теплообменник находится в корпусе реактора, исключены циркуляционные насосы в первом контуре, реактор размещен во втором прочном корпусе, максимально снижены рабочие параметры. Принятые конструктивные решения имеют принципиальное значение с точки зрения обеспечения безопасности.

Таким образом, водо-водяные реакторы для АСТ имеют интегральную компоновку [2, стр. 198-199] с внутрикорпусной естественной циркуляцией теплоносителя первого контура (см. рисунок 1). В центральной нижней части рабочего корпуса размещается активная зона, а теплообменники второго (промежуточного) контура занимают объем кольцевого пространства между обечайкой тягового участка и внутренней поверхностью корпуса реактора. В целях предотвращения заметной активации водного теплоносителя второго контура нижняя часть поверхностей нагрева теплообменники компонуется на 1,5-2 м выше активной зоны. Над активной зоной размещается блок защитных труб, назначение которых - предотвратить вибрацию стержней СУЗ, когда они находятся в верхнем положении.

Имеются проработки по эксплуатации реакторов АСТ в режимах кипения воды в активной зоне и без кипения. В рамках данной работы рассматривается реакторная установка с подогревом теплоносителя до температуры кипения (насыщения) без развитого кипения теплоносителя в среднем по объему.

Рисунок 1 - Общая компоновка и схема циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора АСТ.

На рисунке 1 расположены следующие элементы:

1) активная зона;

2) рабочий корпус реактора;

3) блок защитных труб (чехлов);

4) теплообменник;

5) уровень воды;

6) паровая подушка.

Величины, изображенные на рисунке 1:

? H - высота активной зоны;

? Нт.у. - высота тягового участка;

? Нз.т. - высота блока защитных труб;

? Hт - высота теплообменника;

? iвх, iвых - энтальпии на выходе и на выходе активной зоны соответственно;

? G - расход теплоносителя через активную зону.

2. Исходные данные для вычислений

В таблицу 1 сведены исходные данные к данной курсовой работе. В таблицу 2 сведены параметры теплоносителя на выходе из активной зоны. В рамках данной работы все параметры теплоносителя определялись по данным [2], [4], [5]. Параметры теплоносителя на входе в активную зону заранее неизвестны, их определение производится по результатам расчетов естественной циркуляции в разделе 4.

Таблица 1 - Исходные данные теплогидравлического расчета

Таблица 2 - Параметры теплоносителя на выходе из активной зоны

3. Геометрические параметры активной зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных устройств

Перед проведением теплогидравлического расчета требуется произвести предварительные вычисления геометрических параметров активной зоны и внутрикорпусных устройств. При вычислениях использовалась методика, описанная в [2, стр. 199-201, 333-337].

Отдельно стоит отметить, что по данным [2, стр. 157] (см. рисунок 2) площадь ячейки (поперечное сечение, занимаемое теплоносителем вокруг стержня) принята равной двум площадям равносторонних треугольников со сторонами, равными шагу установки стержней (твэлов, трубок теплообменника).

Все вычисления данного раздела сведены в таблицу 3.

Рисунок 2 - Определение площади ячейки в треугольной упаковке:
1 - стержень; 2 - площадь ячейки, занимаемой стрежнем; a - шаг решетки

Таблица 3 - Расчет геометрических параметров

4. Естественная циркуляция

Вычисления в данном разделе произведены по методике, описанной в [2, стр. 199-201,333-337]. При имеющихся исходных данных - известной температуре на выходе, равной температуре насыщения, и условии охлаждения активной зоны посредством естественной циркуляции - теплогидравлические вычисления были начаты с определения входных характеристик теплоносителя.

Для их определения производился поиск решения уравнения естественной циркуляции, т.е. нахождения условий равенства гидравлического сопротивления контура и движущего напора, т.е. .

Суммарные гидравлические потери по всему контуру определялись как сумма гидравлических потерь на трение и местных сопротивлениях на каждом из участков контура, потери на ускорение потока не учитывались:

,

где:

i - номер участка циркуляционного контура;

j - номер местного сопротивления на i-ом участке контура (на одном участке их может быть несколько).

Движущий напор определялся как разница давлений столбов жидкости на опускном и подъемном участках:

,

где:

i - номер участка подъемной части контура;

j - номер участка опускной части контура.

Таким образом, путем последовательного перебора температуры теплоносителя на входе в активную зону и соответствующих вычислений были построены графики зависимостей гидравлического сопротивления контура и движущего напора от задаваемой температуры (отражены на рисунке 3, стр. 14 в виде зависимости от энтальпии).

Шаг вычислений при последовательном переборе температуры был принят равным 5 єC, количество точек - 5. Решение произведено графически: как видно из рисунка 3, графики гидравлического сопротивления и движущего напора пересекаются в точке с iвх ? 775 кДж/кг, что соответствует tвх ? 183 єC. реактор напор давление циркуляция

Данной точке соответствуют значения pсопр= 64587 Па, pдв = 65424 Па. Относительное расхождение значений, в целом, обеспечивает достаточную точность и составляет:

.

Точность вычислений можно увеличить путем нахождения корня уравнения естественной циркуляции математическими методами (например, последовательным перебором с шагом на несколько порядков меньше).

Влияние самовскипания теплоносителя на тяговом участке учитывалось только при расчете движущего напора, т.к. на данную величину ощутимо влияет изменение плотности из-за появления в теплоносителе пара. При вычислениях сопротивлений трения и местных сопротивлений расчет производился для воды в состояния насыщения с нулевой относительной энтальпией (без пара). Коэффициенты местных сопротивлений вычислены согласно данным [3]. Потери давления на каждом из участков контура определялись для средних параметров теплоносителя на этих участках. Подробный ход вычислений отражен в таблице 4.

Рисунок 3 - Гидравлические характеристики и решение уравнения циркуляции

Таблица 4 - Расчет естественной циркуляции

5. Определение температур теплоносителя и твэла, запаса до кризиса теплообмена

Исходные данные, полученные в результате вычислений предыдущего раздела, сведены в таблицу 5. Основная задача дальнейших расчетов - определение изменений по высоте канала следующих величин: температур теплоносителя, составных частей твэла (оболочки, топлива) и запаса до кризиса теплобмена. Все вычисления данного раздела производились по методике для ВВЭР, описанной в [2, стр. 322-327]. Значения параметров теплоносителя определены согласно данным [4]. Перед основным расчетом произведены дополнительные геометрические вычисления для ТВС и твэла, отраженные в таблице 6.

Таблица 5 - Параметры теплоносителя на входе и в среднем по активной зоне

В результате вычислений было установлено, что несмотря на отсутствие кипения теплоносителя в среднем по объему активной зоны, в центральной её части наблюдается развитое кипение теплоносителя. Это обусловлено принятыми коэффициентами неравномерности энерговыделения.

Тем не менее, в рамках данной работы влияние закипания теплоносителя в каналах (как объемного в ТВС, так и поверхностного на стенке твэла) не учитывалось. Таким образом:

? линейный тепловой поток имеет косинусоидальное распределение по высоте (высотная координата z=0 в центральной плоскости активной зоны)

? при достижении точки насыщения расчет коэффициента конвективной теплоотдачи производился по формулам для однофазного теплоносителя, т.е. для воды в состоянии насыщения с нулевым содержанием пара.

Стоит отметить, что для снижения неравномерности энерговыделения в современных реакторных установках типа ВВЭР используются следующие технологические решения:

? профилирование топлива по радиусу активной зоны;

? профилирование расхода теплоносителя по радиусу;

? использование интенсификаторов теплообмена;

? использование бесчехловых ТВС.

Распределение линейного теплового потока по высоте средне- и максимально нагруженного твэлов изображено на рисунке 4. На рисунке 5 отражена зависимость энтальпии от высоты, на рисунке 6 - температуры теплоносителя.

Вычисления энтальпии по высоте твэла производилось следующим образом:

Как видно из рисунка 6, объемное закипание в максимально нагруженном твэле начинается чуть выше центрального по высоте сечения. Выше по высоте температура перестает изменяться, т.к. кипение является изотермическим процессом.

На рисунке 7, в соответствии с данными [2, стр. 169], отражена использованная в вычислениях зависимость коэффициента теплоотдачи контактного слоя между оболочкой твэла и топливным сердечником в зависимости от величины его первоначального газового зазора.

Следует отметить, что при определении коэффициента теплопроводности диоксида урана вследствие его зависимости от температуры, вычисление производилось итерационным способом. Распределение температур внутренних поверхностей топливных сердечников по высоте твэлов отражены на рисунке 8.

В результате проведенных вычислений, полученные значения температур внутри твэлов, не превышают значений, способствующих плавлению и разрушению его элементов (оболочки и топлива).

Оценка запаса до кризиса теплообмена производилась согласно

[2, стр. 238] по следующей формуле:

Как видно из рисунка 9, коэффициенты запаса до кризиса теплообмена не опускаются ниже 7, но в виду того, что у формулы (4) рекомендуемые пределы применения не в полной мере соответствуют значениям величин, полученным в данной работе, было дополнительно определено граничное паросодержание перехода от пузырькового кипения к пленочному xгр=0,38 [2, стр. 236]. Данное паросодержание не достигается ни в одной из высотных координат. Таким образом, с достаточной степенью точности был произведен вывод об отсутствии кризиса теплообмена в активной зоне.

Таким образом, в результате вычислений данного раздела обоснована теплотехническая надежность реакторной установки: оболочка твэла и топливо не подвергаются разрушению в результате перегрева, кризис теплообмена отсутствует.

Подробный ход вычислений описан в таблице 7, полученные значения величин в зависимости от высоты в виду большого объема сведены отдельно в таблицу 8.

Рисунок 7 - Коэффициент теплоотдачи контактного слоя

Таблица 7 - Определение теплогидравлических параметров по высоте

*

Заключение

По результатам проведенных вычислений получены данные, свидетельствующие о возможности при заданных исходных условиях осуществлять теплоотвод из активной зоны АСТ-600 посредством естественной циркуляции теплоносителя с обеспечением необходимой теплотехнической безопасности.

Использованные алгоритмы вычислений обеспечили необходимую для поставленной задачи точность, тем не менее, для её повышения можно было бы использовать следующие возможности:

? учесть влияние на гидравлические сопротивления эффекта самовскипания теплоносителя на тяговом участке;

? использовать уточненные значения коэффициентов местных сопротивлений, полученные в результате стендовых испытаний;

? учесть влияние неравномерного подогрева теплоносителя по высоте активной зоны и теплообменника;

? учесть потери давления на ускорение потока;

? для решения уравнения естественной циркуляции использовать не графический метод, а математические методы, например, перебор с малым шагом, метод бисекции;

? при вычислениях теплоотдачи между теплоносителем и стенкой твэла учесть влияние поверхностного и объемного кипения;

? использовать для определения критического теплового потока зависимости, пределы применимости которых подходят под параметры теплоносителя АСТ.

Список использованных источников

1. Безносов А.В., Смирнов М.В, Каратушина И.В, Шлокин Е.А. Атомные станции теплоснабжения: Учеб. пособие. Нижегородский политехнический институт, Нижний Новгород, 1991. 81 с.

2. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ВУЗов. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 352 с.

3. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. Под ред. М.О. Штейнберга. - 3-е изд., перераб. и доп. - М.: Машиностроение, 1992. - 672с.

4. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П., Справочник по теплогидравлическим расчётам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). Под общ. ред. П.Л. Кириллова. М.: Энергоатомиздат, 1990. 360 с.

5. Ривкин С.Л., Александров А.А. Термодинамические свойства воды и водяного пара - М.: Энергия, 1975. - 80 с.

6. Самойлов О.Б, Кууль В.С. Авербах Б.А. и др.; Что такое атомная станция теплоснабжения. Под ред. Самойлова О.Б, Кууля В.С. - М.: нергоатомиздат, 1989. - 96 с.

Перечень принятых сокращений

АСТ - атомная станция теплоснабжения

АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл1 - тепловыделяющий элемент

ТЭЦ - теплоэлекетроцентраль

Размещено на Allbest.ru