Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf

между внутренним и внешними каналами «стаатся постоян­ н е й во всей высоте тѳиловндѳляпдего элемента, и темпе­ ратура ядерного горючего может определяться по одной из следущжх двух формул:

Джи жоикретного ТВЭЛ все величины, входящие в эхо вира-

опредеяжтівіЕ значениями коэффициентов теплоотдачи для внутреннего * &н и наружного ы.п каналов. Следова­ тельно, существует единственное соотноненне расходов теплоносителя по каналам, которое обеспечивает сохране­

ние постоянства температур теплоносителя в обоих кана­ лах при любом значении г .

62

Кэлы хевнэ-дм с одосторон нп охлаждением

Коліцэвме тепловыделяющие элэнеиты могут т е т ь од­ ностороннее охлаждение. Так, в ядерном реакторе Первой атомной электростанціи АН СССР были нспользованн коль­ цевые ТВЭЛ с односторонним внутренним охлахдѳннем. Мак­ симальная температура ядерного горшего в таких элемен­ тах будет нметь место на нх внешней, неохлахдаемой поворхяЭСТя. Для расчета таких ТВЭЛ иохет быть использо­ вана форму» (7 4 ), в которой гг п должно быть замене-

UBft

Вэнергетических ядерннх реакторах могут применять­ ся кольцовне тепловнделянцие элементы с односторонним виомиим охлаждением. Максимальная температура ядерного горючего в таких элементах будет п е т ь шесто на внут­ ренней поверхности. Для расчета подобных ТВЭЛ иохет кс-

нольээваться формула (7 5 ), в которой для этого случая

ІН

•

Сборки кондентрнческих кольиевнх ТВЭЛ

В ядэрнк реакторах могут кснольэоваться сборки концентрических кольцевнх ТВЭЛ. Подобнне сборки харак­ теризуются двумя особенностями. О д» нз них состоит в тон, что количество тепла, генерируемое отдельными ТВЭЛ, различно. Другая особенность заключается в тон, что теплоноситель, протекащий между двумя соседнпн кольцевыми элементами, воспринимает тепло от двух ТВЭЛ. Расчет температур для таких ТВЭЛ связан с определенными трудностями. Рекомендации по определению температуры

63

оболочек и ядерного горючего в сборках ТВЭЛ кольцевого типа будут даны в § 7.

§ 9. Оигалеление температуры твердого замедлителя ардтдонав

Кинетическая энергия нейтронов деления, а также зна­ чительная часть энергии р - излучения переходят в те­ пловую энергию а выделяются в виде тепла в замедлителе ■ейтронов. Так, вапрниер, расчеты, выполненные для Пер­ вой атоиаой электростанции АН СССР, показали, что в

путев теплопроводности передается теплоносителю, прохо­ дятеиу в рабочих каналах.

Блоки ядерного горючего и рабочие каналы образуют в заледлителе правильную геометрическую решетку. Поэто­ ву строгий расчет теплопередачи в твердом замедлителе связан с большими математическими трудностями. В то хе время эта задача в первом приближении может быть реше­ на довольно просто, если принять, что вся энергия ядерных излучений, образующихся как в процессе деления атомных ядер, так и при радиационном захвате нейтронов, выделяется в виде тепла в ячейке того самого канала, где произошло образование этих излучений.

Когда активная зона достаточно велика, то все ячей­ ки в активной зоне (реиетке) равнозначны и нет перето­ ка тепла из одной ячейки в другую. В этом случае кахдув ячейку при расчете теплопередачи в твердом замедли­ теле можно рассматривать изолированно от других ячеек. Такого рода метод расчета температуры замедлителя был

64

применен пре расчете температуры графитового зам ени ­ теле в ядерном реакторе ПервоI атомной электростанции

АН СССР О ] .

После внделення одной ячейки из решѳ7кк активной зонв при расчете температуры замедлителя эту ячейку без большой погрешности полно заменить эквивалентной круглой ячейкой, как этѳ делалось яра расчете коэффи­

циента использования тепловых нейтронов. Таким образом, задача определения максимальной температуры твердого замедлителя сводится к определенно максимальной темпе­ ратуры в толстостенной цилиндрической втулке замедлите­ ля, охлаждаемой со стороны внутреннего канала.

Опыт Первой атомной электростанции АН СССР показы­ вает, что ход плотности тепловыделения в твердом заме­ длителе практически совпадает с ходом плотности нейтро­ нов. Поэтому тепловыделение в твердом замедлителе мож­ но считать пропорциональным составлящей потока нейтро­ нов R ( x ) в активной зоне ядерного реактора. Так как изменение потока нейтронов по сечении замедлителя в ячейке невелико, то мощность тепловыделения мѳкно при­ нять постоянной по толщине блока замедлителя.

Рассмотрим, с учетом сделанных выие предположений, процесс передачи тепла от замедлителя к теплоносителе, протекавшему в рабочем канале (рже. 1 4 ).

Теплоноситель воспринимает тепло от теплѳвыделящнх

медлителе - ? m QK -

Тепло, генерируемое в замедлителе, передается че­ рез толщу замедлителя, слой газа, находящийся в зазоре

между блоком замедлителя и трубой рабочего канала,стен­ ку трубы рабочего канала ■ далее путем теплоотдачи к теплоносителе. Максимальная температура замедлителя

При косинусоидальном изменении потока нейтронов по высоте ядерного реактора максимальная температура

где соответствующие термические напряжения рассчитыва­ ются по формулам:

66

Выражение (77) иѳлучоио тем хе методом, которые ис­ пользовался в § 3 при выводе формул для определения тем­ ператур ТВЭЛ.

Зависимость (77) может использоваться для расчета гомогенных ядерных реакторов с газовым охлаждением и активно! зоной "сотового" типа. В этом случае коэффи­

§ 10. Определение критических тепловых нагрузок

Выше ухе отмечалось, чте в реакторах с водяным ох­ лаждением удельная тепловая нагрузка поверхности ТВЭЛ по условиям теплотехнической надежности не должна превыиать критической тепловей нагрузки. Критической теп­ ловой нагрузке! называется такая нагрузка, при котореМ происходит резкое ухудшение теплоотвода от поверхности ТВЭЛ к теплоносителю. Явление кризиса теплообмена шмет место как в каналах, охлаждаемых кипящей водей, таи и в парогенерирущих каналах.

Исследованием кризиса теплообмена н определение*

67

критических тепловых нагрузок занимались многие советокне и иностранные ученые. Несмотря на это к настояще­ му времени еще не создана стройная теория кризиса теп­ лообмена, что обменяется исключительной сложностью вы­ зывающих его процессов.

Наиболее полно изучен кризис теплообмена при кипе­ нии жидкости в больном объеме, и для его расчета имеют­ ся наиболее обоснованные расчетные зависимости [8 ] . Од­ нако использование этих зависимостей для расчета кризи­ са теплообмена в каналах реактора недопустимо. Более того, использование эмпирически зависимостей, получен­ иях при исследовании кризиса кипения в равномерно обо­ греваемых трубах, как правило, не обеспечивает необхо­ димой точности расчета кржзнса теплообмена в рабочих каналах реактора с их плотной упаковкой тепловыделяю­ щих элементов ж сложным законом изменения тепловой на­ грузки по высоте и радиусу канала.

Величина тепловой нагрузки, при которой начинается кризис теплообмена в каналах ядерного реактора, зависит от массовой скорости тендоиоеителя, массового паросодержакия, кедогрѳва до кипения, давления теплоносителя

игеометрии канала.

1.И . Клеили и І.І.Стригулии в результате анализа работ по критический нагрузкам следующим образом харак­ теризуют влияние указанных параметров на кризис тепло­ обмена [б] г

1 . При увеличении давления теплоносителя вшве

40 ата критический тепловой ноток уиепмается.

2 . При давлении от 40 до 100 ата критический тепло­

вой поток уменьшается с возрастанием массовой скорости, а при давлении бельме 140 ата увеличивается.

3 . При возрастании массового наросодержаямя тепло-

68

нмсител* критическій теплозой поток обычно уменьшает­ ся.

4. В каналах в виде цилиндрической трубы при увели­ чении днаиетра от 2 до 16 ия критический тепловой пстск уменьшается.

5 . В каналах трубчатого типа длина нагреватэльього

Для расчета критической тепловой нагрузки при вы­ нужденном движении недогретой до температуре насыңения воды в цилиндрическая трубах и в нучках гл ад к и стержней при их продельном вмнванп может быть вспольговаяа формула Г.В.Алексеева, Б.А. Зенкевича, В.й,Субботина

é - В г (ѵ')-10е 2І90° - коэффициент поверхностного на­ тяжения вода, кг/м*

69