Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 24.07.2024
Просмотров: 104
Скачиваний: 0
|
|
Т а б л и ц а |
I |
|
|
Предельные значения коэффициентов горячего канала |
|||||
|
|
|
|
Величины |
|
|
Факторы |
|
коэффициентов |
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
F*t |
F< |
г* |
|
0.64*2 |
|
|
|
|
Отклонение |
распределения расхода |
|
|
||
теплоносителя по каналам от номи |
|
|
|||
нального в пределах точности та |
1,025 |
|
|||
рировки каналов .................................. |
|
1,03 |
|
||
Отклонение |
расхода теплоносителя |
1,04 |
|
||
в реакторе |
от номинального............. |
1,05 |
|
||
Отклонение фактическом модности |
|
|
|||
реактора от |
номинальной.................... |
I . I |
І» І |
І . І |
|
Точность рпределения |
полей |
энерго |
|
|
|
выделения в |
реакторе.......................... |
|
1,1 |
1,08 |
1,1 |
Точность определения |
коэффициента |
|
|
||
теплоотдачи от оболочки к теплоно |
1,2 |
|
|||
сителю....................................................... |
|
|
|
|
|
Точность абсолютных значений ко |
|
|
|||
эффициентов |
теплопроводности обо |
|
|
||
лочки и горючего (суммарный |
эф |
|
1,2 |
||
фект) |
|
|
. |
|
|
|
|
|
|
||
|
Локальные |
|
|
|
|
Отклонение размеров ПЭЛ от но- |
1,05 |
1,13 |
|||
минальннх .............................................. |
|
|
- |
||
|
|
|
|
|
|
Отклонение концентрации ядерного |
1,1 |
I , I |
|||
горючего от |
номинальной ................. |
- |
|||
Отложение примесей (накипи) на по |
1,03 |
- |
|||
верхности ТВЭЛ...................................... |
|
- |
75
Значенія коэффициентов горячего канаяа существом*# зависят от особенностей конструкции реактора. Яршмдеи- ные в таблице значения долины рассматриваться как ори ентировочные. Для конкретных реакторов коэффшнеітн го рячего канала будут ш еть свон онроделеннне значения. Так, напрмиер, для водо-водяного ядерного реактора Шииингпортской атоиной электростанции СМ коэффициенты
F t |
, |
и |
Гл соответственно |
равны 1,4 |
$ 2,0 j 1 ,3 . |
||||||||
|
Выше уже указывалось, что условие отсутствия кризи |
||||||||||||
са кипения |
может |
быть |
записано |
в |
виде |
|
|
||||||
|
|
|
|
|
^КР |
_ |
г |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
С * |
" |
* |
* |
’ |
|
(86) |
||
где |
■кр |
|
|
|
- |
критическая |
и действительная |
||||||
|
|
|
|
|
|
тепловые нагрузки в сечении ка |
|||||||
|
n Kfi- |
нала |
с |
координатой |
|
|
ккал,/и 2- |
|
|||||
|
коэффициент |
запаса, |
больший единицы. |
|
|||||||||
|
' |
|
г |
|
|
я |
|
|
|
|
|
|
|
|
Так как |
9хр |
И |
9 ” z |
я в л я ю т с я ФУНКЦИЯМИ іГ |
, |
|||||||
|
2 |
также |
является функцией координаты |
г . |
|||||||||
то и п |
|||||||||||||
Ядерннй реактор будет работать надежно в том случае, |
|||||||||||||
если минимальное |
|
значение |
|
п * |
|
во |
всех рабочих кана |
||||||
лах |
будет |
больше |
|
единицы. |
|
|
|
|
|
|
|
||
|
Отклонение параметров реактора от номинальных зна |
||||||||||||
чений неизбежно |
оказывает |
влияние |
на критическую |
^ |
|||||||||
и действительную |
|
|
нагрузки канала. Поэтому |
и |
значение коэффициента запаса по критической нагрузке
Ж
должно рассчитываться с учетом этого обстоятель
ства.
76
При вычислении п 2Кр обычно учитываются отклоне ния величин, показанных в табл. 2 [3].
|
|
Т а б л и ц а |
2 |
|
Факторы, учитываемые при вычислении запасов оо крн- |
||||
|
тической тепловой |
нагрузке |
|
|
|
|
Относи |
Величины в |
|
|
Фактор |
тельная |
формуле,на |
|
|
величина |
которые |
||
|
|
отклоне |
влияют ука |
|
|
|
ния |
занные |
фак |
|
|
|
торы |
|
Отклонение |
расхода теплоносителя |
|
|
|
по каналу от проектного в зависи |
|
|
|
|
мости от точности тарировки кана |
|
W |
|
|
лов и условий эксплуатации............. |
1,08 |
|
||
Отклонение |
температуры теплоноси |
1,02 |
|
|
теля яа входе в реактор.................... |
|
|
||
Отклонение давления в первом кон |
1,1 |
1 |
// |
|
туре от проектного ................... .. |
|
|
||
Точность расчетной формулы для |
1,15 |
|
|
|
определения |
^ ............................ |
tyxp |
|
|
Отклонение размеров ТВЭЛ от оро- |
1,03 |
и/ |
|
|
ѳктннх ........................................ |
......... |
|
При вычислении критической нагрузки по формулам (78) - (81) значения величин, показанных в табл. 2 , из м енят таким образом, чтобы получить минимальное значе ние критической тепловой нагрузки.
Поскольку технологические и эксплуатационные откло нения могут не только уиеньиать значение критической тенловой нагрузки, іо и увеличивать значение действитель ной тепловой нагрузки, при расчете реактора минимальный
77
запас по критической нагрузке определяется из выражения
|
|
|
/ |
т і п |
г |
|
|
|
|
Ь . Р |
) |
|
|
|
( п |
|
------ г--- |
> |
||
|
|
|
|
|
|
(87) |
где |
минимальное |
значение |
критической теп |
|||
|
ловой нагрузки в сечении канала с ко |
|||||
|
ординатой |
г |
, |
рассчитанное с учетом |
||
|
коэффициентов горячего канала, приве |
|||||
|
денных в |
табл. |
2 I |
|
|
лкоэффициент, учитывающий возможное уве
к? |
личение тепловой нагрузки из-за техно |
|
|
|
логических и эксплуатационных отклоне |
|
ний. |
§ 12. Тепловой расчет ядерного реактора на стадии предэскизного проектирования
Задачей теплового расчета ядерного реактора на ета«- дии предэскизного проектирования является отыскание оп тимального варианта реактора, который бы в максимальной степени удовлетворял требованиям создания легкого,мало габаритного и надежного в работе ядерного реактора. Вы бор оптимального варианта ядерного реактора производит ся путем анализа результатов расчетов нескольких его вариантов,
При проектировании реактора его физико-нейтронному и тепловому расчетам обычно предшествует выбор типа энергетической установки и параметров рабочего тела. Выбранный тип энергетической установки определяет и
78
тип ядерного реактора. Начальные параметры рабочего те ла определяй параметры первичного теплоносителя на вы ходе из ядерного реактора. По этим параметрам и тепловой мощности ядерного реактора могут быть определены пара метры теплоносителя на входе в ядерный реактор и расход теплоносителя через него.
При предэскизном проектировании ядерного реактора
обычно задастся: |
|
|
|
|
|
||
- |
тип ядерного реактора, |
включая |
и род теплоносите |
||||
ля $ |
|
|
|
|
, |
|
|
- |
тепловая |
мощность реактора |
А / т |
квт; |
|
||
- |
расход теплоносителя через |
реактор |
GT ,к г /ч ; |
||||
- |
температура теплоносителя на входе в ядерный реак |
||||||
тор и на выходе |
из него t Tx |
, |
t Tux, |
град; |
|
||
- |
давление |
теплоносителя |
в реакторе |
р т |
,кг/см2 ; |
||
- |
сведения о конструкции ТВЭЛ, сборке ТВЭЛ, рабочих |
||||||
каналах и активной зоне. |
|
|
|
|
р г мо |
||
Давление теплоносителя в |
ядерном реакторе |
жет быть задано проектантом установки. В некоторых слу чаях оно выбирается самостоятельно проектантом реактора. При выборе давления теплоносителя в водо-водяном реакторе необходимо исходить из условия отсутствия объ
емного кипения воды на выходе из рабочего канала при заданной температуре теплоносителя. Обычно нѳдогрев до кипения на выходе из реактора составляет 30-40°С.
Для ядѳрннх реакторов с газовым теплоносктелем в качестве исходной величины для расчета может быть задан такхе перепад давления газового теплоносителя в ядерном реакторе.
Тепловой расчет реактора сведен с его физико-ней тронным расчетом, так как последний кроме других факто ров определяет распределение нейтронного потока по ак-
79