Глава 3. Конвективный теплообмен в ядерном 62

РЕАКТОРЕ

3.1. Факторы, влияющие на теплоотдачу 62

3.2. Моделирование процессов конвективного теплообмена 64

3.3. Теплоотдача в однофазной среде при свободном 67

движении жидкости (естественная конвекция)

3.4. Теплоотдача в однофазной среде при вынужденном 72

течении жидкости

3 . 4 . 1 . П р и п р о д о л ь н о м о м ы в а н и и п л о с к о й п о в е р х н о с т и 72

3 . 4 . 2 . П р и т е ч е н и и ж и д к о с т и в т р уб а х и к а н а л а х 74

3.5. Теплоотдача при вынужденном поперечном омывании 78

труб и пучков труб

3.6. Теплоотдача жидких металлов 83

3.7. Теплоотдача при кипении 86

Глава 4. Расчет теплофизических 91

И ГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

4.1. Расчет удельных значений тепловыделения по длине 91

технологического канала

4.2. Расчёт параметров теплоносителя по длине ТК 94

и количества теплоты, выделяющейся на отдельных участках и в центральном ТК

4 . 2 . 1 . О п р е д е л е н и е р а с х о д а т е п л о н о с и т е л я 95

ч е р е з ц е н т р а л ь н ы й Т К

4 . 2 . 2 . И з м е н е н и е т е м п е р а т ур ы и с к о р о с т и 95

т е п л о н о с и т е л я п р и д в и ж е н и и в Т К

4.3. Расчёт коэффициентов теплоотдачи с поверхности ТВЭЛ 97

4 . 3 . 1 . Р а с ч е т л о к а л ь н ы х з н а ч е н и й ч и с л а Н у с с е л ь т а 100

н а у ч а с т к а х Т К

4 . 3 . 2 . Р а с ч ё т к о э ф ф и ц и е н т о в т е п л о о т д а ч и 100

н а у ч а с т к а х Т К

4.4. Расчёт распределения температуры в ТВЭЛ 102

4 . 4 . 1 . Т е м п е р а т ур а н а п о в е р х н о с т и т о п л и в н о й т а б л е т к и 102

4 . 4 . 2 . Р а с п р е д е л е н и е т е м п е р а т у р ы в т о п л и в н о й 103

т а б л е т к е

4.5. Распределение температуры в блоке замедлителя 104

4 . 5 . 1 . О б ъ ё м н а я п л о т н о с т ь т е п л о в ы д е л е н и я 104

в з а м е д л и т е л е

4 . 5 . 2 . Р а с ч ё т р а с п р е д е л е н и я т е м п е р а т ур ы 105

в ц е н т р а л ь н о м б л о к е з а м е д л и т е л я

4.6. Распределение температуры в органах регулирования 106

4 . 6 . 1 . О б ъ ё м н а я п л о т н о с т ь т е п л о в ы д е л е н и я 107

в п о г л о щ а ю щ е м с т е р ж н е

4 . 6 . 2 . Р а с ч ё т р а с п р е д е л е н и я т е м п е р а т ур ы н а н а и б о л е е 108

э н е р г о н а п р я ж ё н н о м уч а с т к е п о г л о щ а ю щ е г о с т е р ж н я

4.7. Гидравлический расчёт технологического канала 109

4.8. Оценка критических тепловых потоков 111

4.9. Оценка напряжённого состояния элементов конструкции ТК 112

4 . 9 . 1 . Т е р м и ч е с к и е н а п р я ж е н и я в о б о л о ч к е Т В Э Л 112

4 . 9 . 2 . Т е р м и ч е с к и е н а п р я ж е н и я в о б ъ е м е з а м е д л и т е л я 112

4 . 9 . 3 . Р а с ч ё т т е р м и ч е с к и х н а п р я ж е н и й в т о п л и в н о й 113

т а б л е т к е

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 114

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 116

Введение

Атомные электростанции работают за счет энергии, выделяющей- ся при делении ядер тяжелых элементов, служащих ядерным горючим: в основном изотопа урана U²³⁵ и плутония Pu²³⁹.

Кинетическая энергия осколков деления ядер является основной

частью выделяющейся энергии и может быть отведена в виде тепла от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) реактора. Энергия быстрых ней- тронов и гамма-квантов, образующихся при делении, выделяется также в виде тепла, в основном в замедлителе и отражателе, а частично в кон- струкционных материалах активной зоны и в теплоносителе.

Таким образом, в энергетических реакторах осуществляется

управляемое преобразование энергии деления ядер в тепловую и для ядерной энергетики всегда актуальной является проблема повышения эффективности преобразования тепловой энергии в электрическую, ко- торая в промышленном масштабе решается лишь путем совершенство- вания термодинамических циклов в теплоэнергетических установках.

Практической реализацией термодинамического цикла является тепловая (одно-, двух-, трехконтурная) схема атомной станции. Осво-

бождающаяся при делении ядер тяжелых элементов энергия отводится от ТВЭЛов реактора теплоносителем, циркулирующим в замкнутом первичном (основном) контуре станции. В качестве теплоносителей ис- пользуются вода, органические жидкости, жидкие металлы, газы.

Количество тепла, передаваемого теплоносителю в реакторе, оп- ределяется совокупностью одновременно протекающих теплофизиче-

ских и гидродинамических процессов. Доля тепла, воспринятая тепло- носителем и преобразованная в электрическую энергию, также во мно- гом определяется этими процессами. В учебном пособии изложены тео- ретические основы методов расчета параметров процессов теплопере- носа в ядерном реакторе.