Обоснование теплогидравлических характеристик активной зоны реактора, охлаждаемого водой сверхкритических параметров ВВЭР-СКД-30

МИНИСТЕРСТВО  ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Обнинский институт атомной энергетики – филиал 
федерального государственного автономного образовательного учреждения  высшего профессионального образования 
«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» 
(ИАТЭ НИЯУ МИФИ)

 

 

Физико-энергетический факультет

 

 

Кафедра «Оборудования  и эксплуатации ядерных энергетических установок»

 

 

РАСЧЁТНО-ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ  ЗАПИСКА

к выпускной квалификационной работе

«Обоснование теплогидравлических характеристик активной зоны реактора, охлаждаемого водой сверхкритических параметров

ВВЭР-СКД-30 »

 

 

 

 

Дипломник                                                                               Боляк Б.В.

Студент группы Э2-С07

 

Руководитель дипломной  работы          

Ведущий научный сотрудник ИЯРиТ ГНЦ РФ-ФЭИ                                                                                          

Кандидат техн. наук, доцент             Богословская Г.П.

 

 

Рецензент:

             Карташов.

 

 

Подписи Богословской Г.П. Карташова заверяю

Советник генерального директора  – ученый секретарь

                                                                                                   Верещагина Т.Н.

 

Дипломный проект к защите допустить

Заведующий кафедрой ОиЭ ЯЭУ

Доктор техн. наук, профессор                                                Лескин С.Т.

   

 

 

Обнинск-2013

 

Содержание

 

 

 

Задание на дипломный проект

студенту группы Э2-С07 Боляку Б.В.

1. Название проекта: Обоснование теплогидрвавлических характеристик активной зоны экспериментального реактора ВВЭР-СКД 30

2. Обработка экспериментальных данных, полученных на стенде ГНЦ РФ ФЭИ, по теплообмену теплоносителя при сверхкритических параметрах в круглой трубе.

2.1. Длина рабочего участка – 4м.Диаметр трубы – 10 мм.

2.2. – Назначение: проверка различных экспериментальных зависимостей для критериев Нуссельта

3. .Основные данные для расчета активной зоны

          3.1. Тепловая мощность- 30 МВт

          3.2. Тип – корпусной.

          3.3. Давление - 25÷26 МПа.

          3.4. Температуры входа/выхода -290/540 ˚С.

Дополнительные данные: Воспользоваться результатами нейтронно-физического  расчета (линейное энерговыделение, размеры  АЗ)

4.. В проекте должны быть выполнены

4.1. Теплогидравлический расчет активной зоны реактора ВВЭР СКД 30

4.2. Обработка эксперимента, проведенного на стенде СКД-1

4.3. Анализ литературных источников

5. Пояснительная записка  должна содержать все расчёты  и чертежи конструкций

 

 

Введение.

Основным путем развития теплоэнергетики во второй половине ХХ века являлось повышение начальных параметров пара, которое в конце 50-х начале 60-х годов закончилось освоением области сверхкритических давлений, и в настоящее время основу теплоэнергетики развитых стран составляют энергоблоки при сверхкритических давлениях.; количество таких блоков в Россиии, странах СНГ насчитывает более 200. Применение пара с.к.д. (25 МПа, 540-560 ºС) уже сейчас обеспечивает КПД нетто порядка 43-44%. 

В Европейском союзе проектируются энергоблоки "суперкритического" давления (37,5 МПа; 700 ºС) с расчетным к.п.д. порядка 50 % и выше. По эффективности использования энергии ядерного горючего мировая атомная энергетика, базирующаяся в основном на реакторах типа ВВЭР с давлением насыщенного пара перед турбиной 6,0-6,5 МПа, существенно отстала. Лучшие блоки ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 обеспечивают КПД нетто не выше 30-33 % , при значительно более высокой стоимости их сооружения и необходимости производства для них специфического оборудования. Поэтому в последние годы в атомной энергетике активно обсуждается вопрос о переходе на сверхкритические давления [1]. Одноконтурные схемы АЭС с реакторами, непосредственно охлаждаемыми "легкой" водой с.к.д., с параметрами перед турбиной 25МПа, 540°С позволили бы поднять КПД производства электроэнергии до того же уровня, что и на ТЭС с.к.д., а также резко сократить расход воды через реактор и получить большой выигрыш по капитальным затратам за счет использования серийного оборудования, применяемого и хорошо отработанного в теплоэнергетике. Не исключается использование водяного охлаждения с.к.д. и в реакторах на быстрых нейтронах, что позволило бы произвести полную унификацию оборудования АЭС. На рис. 1 [1] сравниваются проектные габариты контайнмента реакторов разного типа. Рисунок не требует особых комментариев.

Однако, переход на сверхкритические давления в атомной энергетике требует решения многих сложных проблем; в теплофизическом плане одной из важнейших является проблема надежного расчета теплоотдачи воды с.к.д. в активной зоне и определения безопасной области тепловых нагрузок, в которой исключается возможность перехода в режим ухудшенной теплоотдачи, способный привести к аварии реактора.

 К сожалению, после  Чернобыльской катастрофы и появления  известного нигилизма по отношению  к атомной энергетике, интерес к вопросам теплообмена при с.к.д. упал, и их научное исследование было в значительной степени свернуто. В итоге, в распоряжении разработчиков АЭС с.к.д. имеются в основном старые (60-х — 80-х годов прошлого века) опытные данные, чаще всего только по теплоотдаче и не всегда должного качества, и эмпирические расчетные формулы, имеющие ограниченную работоспособность и требующие пересмотра ввиду значительной коррекции свойств воды в псевдокритической области, которая была проведена в последнее время.[2].

Переход на сверхкритические параметры воды (давление 25 МПа, температура 500-540°С и выше), а также использование одноконтурной прямоточной схемы без парогенераторов дает следующие преимущества: 

   − повышение  КПД от достигнутого на действующих  АЭС уровня ~33% до 44-45%;

-  сокращение расходов урана в случае реализации концепции быстрого реактора, позволяющего получить коэффициент воспроизводства около 1,0;

- сокращение объемов строительства и монтажа;

  − повышенная безопасность (отсутствует такое явление как  критический тепловой поток, который в ВВЭР в аварийных режимах может привести к перегреву и повреждению части твэлов);

    − меньший,  чем в ВВЭР-1000 (в 8-10 раз) расход  теплоносителя через активную  зону, что позволяет сократить  диаметры основных трубопроводов  и мощности насосов;  

  − сокращение металлоемкости  собственно ядерно-энергетической  части АЭС за счет исключения  парогенераторов и др. оборудования  второго контура; 

    − сокращение  тепловых сбросов в окружающую  среду. Перед разработкой рабочего проекта реактора большой мощности, необходимо создание экспериментальных стендов и реакторных петель для исследований тепловыделяющих элементов в условиях, максимально приближенных к условиям промышленных реакторов; необходимо создание экспериментального реактора небольшой мощности на 30 МВт для комплексных исследований и проверки конструкторских решений основных узлов.

При выполнении данного  дипломного проекта решались следующие  задачи:

- анализ литературы на наличие подходящих методик выбора свойств сверхкритического потока;

- обработка экспериментальных данных, полученных на стенде в ГНЦ РФ ФЭИ;

-исследование основных теплогидравлических характеристик активной реактора на воде при СКП ВВЭР СКД 30

1. Обработка эксперимента, проведенного на стенде СКД-1.

1.1. Краткое описание эксперимента

В 2003 году в ГНЦ РФ ФЭИ  был проведен эксперимент по изучению теплообмена воды при сверхкритических параметрах. В ходе эксперимента вода, с помощью насосов прокачивалась через трубу круглого сечения (снизу вверх на схеме). Температура стенки трубы измерялась группой термопар. Рассматривали различные режимные параметры течения воды (варьировались массовые скорости). В первой главе дипломного проекта будет приведен расчет температуры стенок, используя эмпирические зависимости критерия Нуссельта, и сравнение полученных температур с экспериментальными.

рис2.Схема рабочего участка стенда СКД-1 в ГНЦ РФ ФЭИ

 

1.2 Цель: определить какая из предлагаемых формул для расчета коэффициента теплообмена при течении воды сверхкритических параметров в круглой трубе наиболее пригодна. Выбираем данные из препринта ФЭИ-2988, Обнинск, 2003L=4м;d=10 ммTвх = 341-342 ^оС, Р=24,05-24,10 МПа.

Таблица 1. Режимные параметры экспериментов.

№	Опыт	rW, кг/м2с	q
1	69.11	200	var
2	69.12	200	var
3	17.6	500	var
4	17.8	500	var
5	39.7	1000	var
6	39.9	1000	var
7	50.6	1500	var
8	50.8	1500	var

2. Для каждого опыта  в Excel построить зависимость t_стенки=f(z). Обе оси линейные.

3. На этот же график  нанести данные для температуры  жидкости. Отметить пунктиром критическую температуру 374°С.

4. Для выбранных опытов  посчитать коэффициенты теплообмена  и числа Нуссельта:

, Вт/м²К     *

-Экспериментальные данные  нужно сравнивать со следующими  формулами:

Формула Бишопа с поправкой  Грабежной В.А.

х – расстояние от начала обогрева.

    , 

- динамическая вязкость при  , т.е. при средней температуре потока , 

- теплопроводность потока при

Т.е. сначала нужно построить  график для изменения температуры  жидкости по длине из баланса тепла  по известному q–тепловому потоку, - массовой скорости и теплоемкости теплоносителя. Потом по этой температуре найти свойства в таблицах NIST. Далее – расчет по формулам.

Формула Бишопа (1964)

Формула Господинова (ICONE-16, 2008)

Формула Господинова и др. (ICONE-17, 2010)

Обе формулы дают разброс  25%.

Методика проведения расчета.

 Рабочий участок  разбит 43-мя точками по длине.  В каждой точке температура  трубки  измеряется термопарой, кроме того известен тепловой поток , кВт/м².- Каждый рассматриваемый эксперимент проводился при определенном давлении, указанном в препринте. Таким образом, для каждого опыта известна псевдокритическая температура (температура при которой теплоемкость максимальна).- Каждый опыт проводился при определенном значении массовой скорости прокачиваемого теплоносителся.-Известны температуры входа и выхода , теплоносителся из трубки.

Порядок расчета

Рассмотрим участок  трубы между произвольными сечениями и .  

Воспользуемся уравнением теплового баланса

,

 где Q – тепловой поток с поверхности трубки, h -  энтальпия теплоносителя, G- его массовый расход.

 Если x2-x1 мало, то можно записать

Распишем правую и левую части, выразим изменение энтальпии.

Таким образом,   

- изменение энтальпии теплоносителя от сечения x1 к сечению x2.Далее проделываем эти операции для всех известных сечений трубки.

Зная температуру входа  теплоносителя в трубку и изменение энтальпии по длине канала, находим энтальпии по каждому сечению трубки.

1.3 Проверка оценки тепловых потерь:

После нахождения всех энтальпий, из таблиц NIST, находим температуру теплоносителя (рис.1) Видно, что температура выхода, найденная по энтальпии, не совпадает с экспериментальной. Исходя из этого, предполагаем, что в ходе эксперимента неверно были оценены тепловые потери

.

Рис. 3 Проверка оценки тепловых потерь ( к пп .1-3)