Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 24.07.2024
Просмотров: 106
Скачиваний: 0
V , о- |
- |
удельный объем воды н пара на линия |
|
|
насыщенна; |
|
- |
кинетическая вязкость на линии насы |
|
|
щенияt м2/с е к ; |
(О |
- |
скорость теплоносителя, м /сек; |
- критическій тепловой поток, ккал/м^-ч;
%р '/
X = i -L - весовое расходное парѳсодерканне теп
лоносителя .
Формула (78) применима для пучков гладких стержней ври выполнении следущих условий:
180 - Р - 210 кг/см2 ; |
0,5 ^ со £ |
80 м /сек; |
10 |
£ |
40°С. |
Критический тепловой поток при вынужденном движе ния пароводяной смеси в цилиндрических каналах может определяться по следущим формулам [б ] :
- для давлений 40-100 кг/см2
|
|
273 т.' (1-сс) 1~031со^ |
2,71 |
ккал |
|
|
|
|
■ ^ 7 ’ (79) |
||
|
|
|
|
|
|
где |
ті = |
3,48 - |
0,54 ( JQQ- ) ; |
|
|
|
d 3 - |
эквивалентный диаметр канала, |
мм. |
||
Формула (79) |
применима при условии, |
что 4 é d - 12 мм, |
|||
Н |
~ 200 мм; |
|
|
^ |
|
- |
для давлений 100-200 кг/см2 |
|
|
||
|
|
|
9 |
г , 71 |
|
|
|
|
8Ю |
KKQ/f |
|
|
|
|
1+ - |
с /0’*8 |
?(80) |
|
|
|
(Too) |
||
70
|
|
|
|
|
п |
|
Ч |
где |
п |
= 0 , 5 6 - 0 ,0 № |
^ * |
m = O i 7 — -O iH-J |
|||
|
|
|
|
I tß |
|
Xß |
|
|
к |
= 1,13 + 3,6 |
|
- 0,45 X , |
|
||
|
Формулы (79) |
и (80) |
применммы ирм |
|
|||
|
u |
Ш-10* |
; |
0*х±0,Ч- |
4 ± d ±<2.nn. |
||
|
’ |
Mceif |
|
|
|
|
|
|
Критический |
тепловой |
поток при вынужденном движе |
||||
нии воды, недогретой до температуры насыщения, или паро водяной смеси в пучках гладких стержней при их продоль ном омывайжи, может определяться также по формуле Смо
лина и Полякова (В.И.Смолин, В.К.Поляков, |
"Теплоэнерге |
||
тика", |
* |
1967) |
|
|
|
|
KKQ/L* |
|
|
|
м ■г (81) |
где р |
- |
о |
|
давление теплоносителя, кг/см ". |
|
||
Формула (81) иримеижа при |
|
||
|
|
1,ЧЧ ІО6toff - 1%-10& |
3 |
|
|
- o p в - X ^ 0 , 5 . |
|
Выше уже указывалось, что формулы (78) и (81) при менимы и для воды, недогретой до кипения. В таком слу чае X в этих формулах в соответствии с его определе нием будет ш еть отрицательное значение.
В реакторах некипящего типа по ходу движения тепло
71
носителя в канале умежшается его недогрев до темпера туры наснщемя. В копящем ядернои реакторе по высоте казала увеличивается паросодеожание х, . Зтн два об стоятельства является главной причиной монотонного уменьшения величины критической тепловой нагрузки по джине казала в реакторах указанных типов,
В заключение следует еще раз подчеркнуть то обстоя тельство, что приведенные выне формулы получены .для каналов, не полностью воспроизводящих реакторные усло вия. Поэтому оні в известной стзиеня является прибли женными. По мере накопления новых данных по кризису теплообмена будут совершенствоваться зависимости по
расчету |
критических |
теыових |
нагрузок. |
§ I I . |
Отклонении |
чр^ л л ь ж н т условкЗ теплоотвода |
|
|
|
в |
оеактово |
Приведенные виме формулы для расчета температур материков активной зона и критических нагрузок включе ніе в еебя номинальные значения параметров адѳрноге реас вера (мощность, расход теплоносителя, геометрия актавяеі зоны и т .д .) . Эти формулы соверненно не учитыва ет наличке технологических в экежлуатацчонных откленений указанных параметров, возможность отклонения дей ствительных условий теплоотвода в реакторе от номи нальных.
Отклонения караметрев, определявших тѳалоетвод в реакторе, могут быть внзв&нм как общими для всегс реак тора нрнчміамм (отклоненіе общего расхода теплоносителя через реактор, колебания мощности реактора, температу ры теплоносителя на входе в реактор и т .д .) , так и ло-
72
кальнннн причинами, вызывающая отклонения условий от вода тепла в конкретных каналах н тепловыделяющих эле ментах (неточности изготовления каналов, ТВЭЛ, откло нения в загрузке урана по отдельным каналам и т .д .) .
Учет отклонений параметров, определяющих теплоот вод в реакторе, производится при помощи соответствую щих коэффициентов, называемых коэффициентами горячего канала или механическими коэффициентами. Эти коэффици енты являются-по своей сущности коэффициентами запаса. Они вводятся в соответствующие расчетные формулы в ви де коэффициентов, больших единицы, нри ириращеяиях и перепадах температур или теплосодержаний в канале, а такие в формулы, определяющие критические и действитель ные тѳнловже нагрузки и их отнооение.
Так например, расчетные формулы (66) и (67) для температуры ядериого горючего н оболочек ТВЭЛ с учетом коэффнцыонтов горячего яаиала будут иметь вид:
X
(8 2 )
где |
Fät , |
Рл |
* |
^ |
, а т а к » коэффициент І,Ѳ2 |
при |
±« |
являются |
коэффициентами горячего канала. |
||
|
Соответствующие зависимости для определена коордк- |
||||
ват |
WO* |
н |
rrtQ-X |
сеченяй канала, в которых ммеит |
|
z ң |
z eS |
|
|||
место максимальные значения температур, с учетом коэф-
73
фицнентов горячего канала запишутся в виде:
Г лЬ
l&(ßc z« |
) = |
|
|
|
|
|
|
(84) |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
. |
пю%. |
|
hа t |
|
|
|
|
|
Ч](ßc Z oS |
) ~ |
|
& F . R . |
(85) |
|||
|
|
|
C„G |
|||||
|
|
|
p |
Г J С |
оі |
о( |
|
|
Из формулы (82) I (83) видно, что коэффициенты го |
||||||||
рячего канала |
Fâi. |
, |
Гы и |
|
F^ |
являются |
коэффици |
|
ентами запаса в определении соответствующих перепадов температур:
F t - в определении перепада температур теплоно сителя по высоте канала;
F- в определении перепада температур от обо лочки ТВЭЛ к теплоносителю;
^- в определении перепада температур в тепло выделяющем элементе.
Значения коэффициентов горячего канала оценивают ся на основании экспериментов, расчетов и обобщения опыта проектирования и эксплуатации ядерных реакторов. В качестве предельных значений этих коэффициентов могут рассматриваться значения, приведенные в табл. I [3 ]. Так как отклонения параметров вызываются как общими, так и локальными причинами, коэффициенты горячего кана ла в этой таблице разделены на общие и локальные.
Результирующие коэффициенты Fat ,F^ и Рл ,
учитывающие комбинированное действие всех эффектов,ука занных в этой таблице, получаются путем перемножения всех индивидуальных коэффициентов.
74
