ВВЕДЕНИЕ

Курсовой проект по дисциплине "Теплогидравлические процессы в ядерных энергетических установках" выполняется после изучения теоретического курса с целью выполнения следующих основных задач:

- закрепление и углубление знаний, полученных студентами при изучении курсов "Теория ядерных реакторов", "Ядерные энергетические реакторы","Теплогидравлические процессы в ядерных энергетических установках";

- расширение круга знаний студентов путем изучения специальной литературы, правил устройства и безопасной эксплуатации, инструкций, справочников, научно-технических статей и др.;

- развитие творческой инициативы студентов при самостоятельном решении поставленных перед ними задач;

- развитие у студентов навыков самостоятельного систематического, технически и литературно грамотного изложения в пояснительной записке, обоснования принятых решений, методов расчета и т.п.

В ходе выполнения курсового проекта была закреплена методика теплогидравлического расчета ядерных энергетических реакторов, изложение которой приведено в данных методических указаниях.

1. Задачи теплогидравлического расчёта водоохлаждаемого реактора

В энергетических ядерных реакторах теплота, генерируемая в топливе при его делении, отводится циркулирующим через активную зону теплоносителем. Мощность реактора ограничена теплопередающими возможностями теплоносителя. Поэтому для достижения высокой эффективности и безопасности ядерной энергоустановки необходимо знать параметры процессов отвода теплоты на всех этапах теплопередачи от активной зоны реактора до поступления пара в турбину.

К основным типам отечественных энергетических реакторов относятся корпусные реакторы с некипящей водой типа ВВЭР, канальные водографитовые реакторы с кипящей водой типа РБМК.

Теплогидравлический расчет реакторов вместе с физическим, прочностным и экономическим служит для обоснования проекта ядерной реакторной установки, ее теплотехнической оптимизации и повышения ее теплотехнической надежности. При теплогидравлическом расчете определяют распределение расхода теплоносителя по каналам реактора, давления и паросодержания по контуру циркуляции, температуры в элементах реактора, а также параметры оборудования первого контура установки.

Для проведения поверочного теплогидравлического расчета необходимо задавать исходные данные: технологическую схему первого контура, режимные параметры, конструкционные и теплотехнические характеристики активной зоны, гидравлические характеристики элементов контура циркуляции, теплофизические свойства материалов.

На стадиях эскизного, технического и рабочего проектов теплогидравлические расчеты ведут с разной степенью детализации при номинальных параметрах, частичных нагрузках, при запуске и расхолаживании реактора, аварийных ситуациях.

Многовариантные проектные расчеты проводятся с целью выбора оптимальной конструкции реактора и назначения оптимальных режимных параметров. Они носят оценочный характер, а результаты расчетов сопоставляются с лимитирующими факторами: допустимой температурой теплоносителя, замедлителя, оболочки и сердечника твэлов. Температурный диапазон работы материалов в энергетических ядерных реакторах составляет 200...2600°С. ............