Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 24.07.2024
Просмотров: 98
Скачиваний: 0
..С учетом этих особенностей определение температуры для любого элемента сборки может быть выполнено
следующим приближенным методом.
I . Определяется тепловая нагрузка ТВЭЛ в сборке. Тепловая нагрузка і 7го ТВЭЛ может быть определена из выражения
|
|
|
Е |
5 і |
(ПО) |
|
|
|
£-f |
|
|
где |
- |
тепловая нагрузка |
сборки, ккал/ч; |
|
|
■5 L |
- |
поперечное |
сечение |
блока ядерного |
горючего |
|
|
і -го ТВЭЛ в сборке. |
|
||
Для больмих сборок |
при определении тепловой |
нагруз |
|||
ки целесообразно учитывать неравномерность потока теп ловых нейтронов в сборке. С учетом неравномерности по тока нейтронов формула (ПО) будет иметь вид
|
^ |
|
(іи) |
|
Е |
*1 |
|
где |
к 1 - коэффициент неравномерности потока тепло |
||
|
вых нейтронов |
для t -й |
сборки тепловыделя |
|
ющих элементов. |
|
|
2 . Исходя из геометрии еберм определяются гяюравли- |
|||
ческие |
сопротивления и п рок»едка#я |
распределен» рао*§- |
|
да теплоносителя по целям.
3. По расходом теплоносителя для каждого ТВЭЛ опре
деляются коэффициенты теплоотдачи поверхностей нагрева
с
oL€м И
95
Ь. Исходя as геометрии кольцевых элементов с уче
том коэффициентов |
■£н и |
OLH |
для каждого ТВЭЛ |
опре |
||
деляются радиусы |
и находятся |
тепловые нагрузки |
||||
поверхностей нагрева (fy " )i |
» |
( % ) с |
, |
Q * • |
||
5 . Далее, для каждого блока ядерного горючего могут |
||||||
быть определены температуры |
( t |
') . |
по формулам; |
|||
|
|
„&Н |
( Ф |
6х |
Qi |
к |
- |
|
|
|
2 Cf 6r |
ei |
И |
И И |
м п
яQ. + Q;+j
Ю Н « X+ |
і |
С+1 |
|
2 C ,ß r |
|
H „ o f i - H |
K . H |
|
4 * ,
sin(fi^) ] Q/ßc
1+
3L” ( ß J z ) \
cos(J$c г } •
5t(*r
foCßc*)
/*■
Sen CA7)
/ А
2si” ( ß J j)
(112)
4 /
2 s i n ( ß J j
_ j l H
c o s ( ß c z ) . |
(I I 3 ) |
Формулы (II2 ) и (IIS ) отличаются от формулы (82)
записью второго члена правой части. Это объясняется тем что теплоноситель, двихущийся в канале, воспринимает
теило |
от двух соседних ТВЭЛ. При определении ( t |
* \ g* |
|||||
|
|
|
г |
п |
|
* |
п / |
для первого |
ТВЭЛ и |
( t n ) |
для последнего |
ТВЭЛ в фор- |
|||
мулы (II 2 ) |
и (И З ) |
вместо |
Sn |
и |
_ н |
_ он |
|
Q ■ |
и |
Qi -t-Q; |
|||||
войдут |
Q. |
|
ОWTi. |
соответственно. |
|
|
|
В |
заключение следует отметить, |
что все |
приведенные |
||||
в настоящеы параграфе выражения для t |
могут |
быть |
|||||
|
|
|
|
|
fl |
|
|
использованы для расчета температур на поверхности бло ка ядерного горючего ж на поверхности оболочек ТВЭЛ.
96
Расчетные формула для этих температур могут быть полу
чены из выражения для |
t |
путем исключения соответ |
ствующих термических |
сопротивлений. |
|
Рассмотрим далее |
особенности теплового расчета |
|
ядершх реакторов с ТВЭЛ сотового типа. Подобные тепло выделяющие элементы используются в реактррах с газовым охлаждением. В тепловыделяющих элементах сотового типа ядерное горючее гомогенно смемано с замедлителем. Гене рируемое в ТВЭЛ тепло, нагревая гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем, передается теплоносителю,
который проходит по каналам (рис. |
19). |
|
|
|
|||
В тепловыделяющих |
эле |
|
|
|
|
|
|
ментах подобного |
типа все |
|
К |
і |
- ф - ф - |
||
каналы находятся |
в равных |
|
|||||
условиях, н определение |
|
|
|
|
|
||
температур можно вести |
по |
I |
I |
|
|
: |
|
одной элементарной ячейке, |
! ' Ш |
Ж |
|||||
образованной одним каналом |
|
|
|
|
|
||
с относящимся к нему замед |
|
|
_ |
I— S , — * |
|
||
|
|
|
|
|
|||
лителем. |
|
раеРис. 19. Схема расчета |
|||||
Каждую ячейку |
моі |
||||||
|
|
« |
|
ТВЭЛ |
сотового |
тина |
|
сматривать как кольцевую с |
|
|
|
|
|
||
внутренним цилиндрическим каналом, к которому и отводит ся тепло Предельно допустимая нагрузка в ядерном реак торе с такими тепловыделяющими элементами определяется либо температурой оболочки, либо температурой в толще блока, либо температурными напряжениями в блоке. Макси
мальная температура ядерного горючего |
будет/ находиться |
на внеювей, неохлаждаемой поверхности |
втулочного цилин |
дрического блока и определяться по фориуле (7 7 ). При использовании этой формулы для расчета сотовых тепловы
деляющих элементов значение коэффициента |
*2щ нужно |
принимать равным единице. |
|
7 |
97 |
В качестве расчетного принимается канал, располо ж а т ! на осн реактора.
§ 14 . Особенности теплового расчета ядеоных реакторов кипящего типа
Основной особенности) к и п я щ и х реакторов является
наличие в нх активной зоне кипящей воды. Наличие нара в активной зоне окаэнвает существенное влияние на под ход к теилоюиу расчету реактора и порядок его внполяе-
ния.
Опнтани бнло установлено, что объоішое варосодержа
н іе в ядеринх реакторах кипящего типа не должно превы
шать 200, так как нри больших иаросодерлавнях наступает сильная пульсация шощноети. При работе кипящего ядерного реактора с естественной циркуляцией предельно допустииое объешпе иаросодерх&иие ограничивает тепловую мощность реактора. Кроме того, тепловая мощность огра ничивается условиями сенарадии пара в корпусе реактора. Іля вевниекхя тепловой шмріасти реактора без повшовня обьоииого яареседержиии сверх доиустшоге следует пе реходить к ядерини реакторам е принудительной циркуля цией и использовать інсекоэффективные внутрпкорпуснне ияи винесине ееиаратори пара.
Кратность миркулялия теплоносителя в реакторе с принудительной цирхулящней непосредственно влияет на величину объемного иароседорхання ^ в активной зоне и поэтому не может быть нріяята произвольной при расче те такого реактора. 5 за в и сш ее« от кратности циркуля ции неймется теплосодержание теплежесителя на входе в реактор.
При различии! агрогатинх се стояниях
98
в рабочем канале для определены температур в тепловы деляющих моментах и критических тепловых нагрузок дол жны использоваться расчетные формулы, учнтыващіе со
стояніе теплоносителя.
Наличіе пароводяной смеси в верхней части реактора влияет на изменение потока нейтронов по высоте, а рас пределение потока нейтронов через плотность тепловыде ления влияет на распределенке паресодержанія в канале.
Из вышеизложенного следует, что ядерные реакторы кипящего типа имеют существенные особенности, которые должны учитываться при выполнении теплового расчета
ядерного реактора.
Теплосодержание теплоносителя на входе в реактор
может быть определено нутем совместного решения уравне ний материального н теплового баланса реактора и щ росепаратора. Реиение этих уравнений относительно тепло содержания теплоносителя на входе в реактор имеет вид
gx
|
|
|
(ІИ) |
где |
к - кратность циркуляции теплоносителя |
в реак |
|
|
торе, численно равная отношен» расхода |
||
|
теплоносителя |
через реактор О т |
к количе |
|
ству пара |
, генерируемого в реакторе$ |
|
і„.-е - теплосодержание пимтѳлмой воды, поступавщой в реактор (сепаратор).
Из формулы (Н > ) видно, что томосодержанне теплоно сителя на входе в реактор зависит от его кратности цир куляции.
При движении води | |
канале ее тежнература повышает |
|
ся от температуры |
t r * |
до температуры насыщения в |
99
