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

ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.

 

 

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