Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 24.07.2024
Просмотров: 100
Скачиваний: 0
ш и теплоносителем. Тепловом поток в горвчбн Си** замедлителе) изменяется по его толщине, увеличиваясь по мере приближения к поверхности охлаждения.
Количество тепла, которое выделяется в ядерном го рючем, пропорционально числу делений атомных ядер го рючего в единице его объема. Последнее пропорционально потоку нейтронов. Принципиально в реакторе может быть получен очень большой поток нейтронов. Следовательно, может быть получена и соответственно очень больвая теп ловая мощность реактора. В действительности же тепло вая мощность, которая может быть получена в реакторе той или иной конструкции, строго ограничена.
Рассмотрим, чем же ограничивается тепловая мощности реактора.
С увеличением тепловой мощности реактора возраста ют тепловые потоки, растут температуры внутри тепловы деляющего элемента и в толщине замедлителя. Для каждо го элемента реактора предельная рабочая температура оп ределяется свойствами материала, из которого изготовлен этот элемент.
Так как тепло выделяется по |
всему объему горючего |
и по всему объему замедлителя, |
то максимальная темпера |
тура будет в центральной части горючего или замедлите ля. По направлению потока тепла температура теплоноси теля уменьиается. Минимальную температуру будет иметь охладитель.
Величина температуры оболочек и различных прослоек между блоком горючего и оболочкой определяется конкрет ными условиями теплопередачи. Несмотря на то что тем пература всех частей ТВЭЛ будет ниже температуры в цен тральной чести блока ядерного горючего, в некоторых •лдоьях именно температура этж частей ТВЭЛ будет олре-
Н
делять величины допустимых тепловых потоков, а следо вательно, и мощность реактора. Величина теплового пото ка ограничивается также и свойствами теплоносителя.Рас смотрим поэтому более подробно некоторые и8 факторов, ограничивающих величину теплового потока.
Величина теплового потока от ТВЭЛ к охладителю оп ределяется прежде всего разностью температур между цен тральной частью блока горючего и охладителем. Для уве личения теплового потока эту разность желательно иметь наибольвей. В то же время для повыпения термического к .п .д . цикла энергетической установки нужно иметь вы
сокую температуру первичного теплоносителя. Следователь но, при проектировании ядерного реактора нужно стремить ся к получению возможно более высокой температуры в центральной части блока горючего. Однако свойства мате риалов, из которых изготовляются блоки горючего, не по зволяют иметь их температуру выие определенных значений. Таким образом, первым фактором, ограничивающим тепло вую мощность реактора, является предельно допустимая температура ядерного горючего.
Блоки ядерного горючего имеют соответствующие за щитимо оболочки. Свойства материалов, из которых изго товляются защитные оболочки ТВЭЛ, также ограничивают величину теплового потока и тепловую мощность реактора.
Тепловые потоки в тепловыделяющих элементах опреде ляются также величиной температуры теплоносителя в ра бочем канале реактора и величиной его объемного паросо-- держания. Так в реакторах, охлаждаемых водой под давле нием., обычно не допускается объемное кипение теплоноси теля в каналах. В этом случае температура теплоносите ля на выходе из канала должна быть ниже температуры на сыщения, соответствующей давлению теплоносителя в реак
торе. В реакторах кипящего тш а отвод тепла от тепло выделяющих элементов осуществляется кипящим водяным теплоносителем. Основной особенностью этих реакторов является наличие пара в активной зоне реактора. Опыта ми было установлено, что среднее по активной зоне объ» емное паросодѳрхание в этих реакторах не должно превы шать 20%, так как при больших паросодерханиях наступа ет сильная пульсация мощности.
Тепловые нагрузки в тепловыделяющем элементе могут ограничиваться величинами удельных тепловых нагрузок поверхности теплообыена. Так, в случае охлаждения ре актора водой максимальная тепловая нагрузки поверхно сти охлаждения ТВЭЛ не должна превышать критическую тепловую нагрузку. Под критической тепловой нагрузкой понимается такая нагрузка, при которой происходит пе реход пузырькового поверхностного кипения воды в пле ночное. Переход к пленочному кипению сопровождается резким ухуднениѳм теплоотдачи, что вызывает перегрев и разрушение тепловыделяющих элементов.
Тепловая мощность реакторов с твердым замедлителем нейтронов и газовым теплоносителем может ограничивать ся температурами твердого замедлителя нейтронов.
Таким образом, тепловая нагрузка энергетического реактора ограничивается целым рядом факторов, главнеймижи из которых являются:
-допустимая температура ядерного горючего ;
-допустимая температура оболочек ТВЭЛ;
-температура теплоносителя на выходе из рабочих каналов;
-среднее объемное паросодержаніе в активной зоне ядерного реактора;
-допустимые тепловые нагрузки поверхности охлажде ния ТВЭЛ;
48
- допустимые температуры твердого замедлителя ней тронов .
В зависимости от типа ядерного реактора значение этих факторов будет различным. Так, для водо-водяных реакторов определят*** обычно является соотнонение дей ствительной и критической тепловых нагрузок, для реакто ров с газовым охлаждением - температуры ядерного горю чего и оболочек ТВЭЛ и т .д .
§8. Определение температур ядерного горючего
■оболочки тепловыделяюмих элементов
При определении температур материалов активной зо ны на стадия предэскизиого проектирования часто исполь зуется модель "голого" однородного реактора.
Рассмотрим процесс теплопередачи от ядерного горю чего к теплоносителю в рабочих каналах такого ядерного реактора. Рассмотрение будем вести применятельио к иилиндрическому реактору, активная зона которого со всей сторон окрухана отрахателями нейтроном. Нутом добавле ния к размерам активной зоны соответствующих величин эффективных добавок ^ и $ реактор с отражателями нейтронов сводим к реактору без отражателей нейтронов, как это показано на рис. 9 . Рабочие каналы, как обычно, будем располагать параллельно вертикальной оси реакто ра ^ .
Будем предполагать, что распределение плотности теп ловыделения по объему реактора следует за распределени ем составляющей потока нейтронов R С г) • Тогда для рассматриваемого реактора изменение плотности тепловы
деления по высоте будет изменяться |
по закону косинуса, |
т .е . |
|
9 |
99 |
|
|
|
ж |
|
|
|
|
|
= ß cos (ß c |
г ) , |
(60) |
|
|
|
% |
|
|
где ^ |
- твидовая нагрузка тепловыделяющего |
эленев- |
|||
|
іа |
(элежентов) в сѳченкж канала с |
координа |
||
|
той |
г |
* отнесенная |
к I и его длиныj |
В- величина, равная------ — ;
Го |
H+2S ’ |
|
L u3ff |
Н- высота активной зовы;
Л _ - аффективная добавка.
З т т
Дальнейшее рассмотрение буѵ
деи вести для теолевиделяииих
элеиевтов оиределеиямй геомот-
Рис. 9 . Схожа реактора
рии.
Рабочий канал со стеоимввиии ТВЭЛ
Рассмотри сначала процесс теплопередачи в рабочей
канале с одиночным стержневым тепловыделящи элемен |
|
том (рис. 1 0 ). Тепловыделяющий элемент помещен в цен |
|
тре рабочего канала круглого сечевыл. Диаметр цилиндри |
|
ческого блока ядерного горючего обозначен |
через dj> . |
Блок горючего покрыт защитной оболочкой, |
иеющей наруж |
ный диаметр d 0s . Охладитель движется в кольцевом за зоре, образованном оболочкой стержня и трубой рабочего канала. Внутренний диаметр рабочего канала обозначен
через |
d B • Будем рассматривать процесс передачи теп |
ла от |
тепловыделяющего элемента к охладителю. Прием |
50
эффективную высоту тепловыделяющего элемента равной ввсоте активной зоны реактора Ң .
Количество тепла, внделящѳеся на длине блоха ядер-
ного |
горючего с{г |
в сечении блоха с координатой г » |
будет |
равно |
|
или, в соответствии с форму лой (6 0 ),
alt} = 3 c o s ( ß c г ) с/г . ( б і)
Полное количество тепла, внделлвцеѳся в канале, равно ин тегралу
г |
Bcos(ßcs)dz = |
|
|
|
Рис. ІО. Схема рабоче- |
||
|
чего |
канала со |
|
|
стерхневнк |
ТВЭЛ: |
|
|
1 - |
ядерное |
горячее: |
|
2 - |
контактный слой: |
|
|
3 - |
оболочка |
ТВЭЛ |
Таким образом, |
|
|
В |
|
(62) |
|
Z s u n ( ß ~ ) |
|
Прирост температуры теплоносителя к моменту, когда |
||
он достигнет точки z |
, будет равен |
|
3 о* |
в cos ( ß c z ) d z |
|
где |
С |
- |
теплоемкость теплоносителя, ккал/кг |
град; |
||
|
г |
|
|
|
|
|
|
G* |
- |
расход теплоносителя через канал, кг/ч . |
|||
Произведя |
|
интегрирование |
в подставив значение |
В из |
||
(6 2 ), |
получим |
|
|
|
||
|
|
|
|
|
s l n ( ß c z ) ' |
|
|
|
|
ZCf |
G T |
f t |
(63) |
|
|
|
s i ” ( ß c j ) . |
|||
|
|
|
|
|||
где |
|
|
- средняя |
теплоемкость теплоносителя. |
||
Для определения температур ядерного горючего и обо |
||||||
лочки ТВЭЛ |
необходимо |
знать перепад температур между |
теплоносителем и оболочкой и перепади температур в ма териалах тѳпловнделящѳго элемента. При установившемся режиме количество тепла, выделявшееся на длине элемен та d z с координатой г , передается от блока ядер ного горѵчего через контактннй слой и оболочку путем теплопроводности. С внешней поверхности оболочки ТВЭІ ото тепло передается теплоносители путем теплоотдачи. Поэтому соответствующие перепады температур будут опре деляться сведущими уравнениями:
|
t 0s |
t r |
|
Че |
|
> |
|
|
г |
г |
|
г |
*S |
|
|
|
t к~ ^ oS~ 9t R* |
> |
(64) |
||||
|
z |
г |
_ |
z |
D к |
> |
|
|
|
|
|||||
|
|
~ t K = 9 l |
*Jl |
’ |
|
||
|
,Z |
z |
|
z |
_ / |
|
|
|
t » ~ t f = 9 t R x > |
|
|||||
где R |
i |
|
- |
термическое сопротивление |
тепле |
||
|
етЫ0д °cof |
|
отдачи, м-ч-град/ккал; |
|
52