книги из ГПНТБ / Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие
.pdfКоординаты точек |
z |
начала и донца поверхностно |
|
го кипения находятся |
из |
условия t Jr = |
t ntC , где тенде |
ратура начала развитого |
поверхностного |
кипения опреде |
|
ляется формулой |
|
|
|
(ГО)
Максимальная температура ядерного горючего на оси ТВЭЛ определяется простым соотношением
|
_ |
J |
J . |
+<> |
(142) |
|
|
L'o S + A |
t â 5 ^ A Z £ , |
||
где A.toS * |
й |
- переиедБ |
температур в |
оболоч |
|
|
|
ке |
и в ядзрном горячем. |
||
§ Іб . Определение гидравлических сопротивлений рабочих каналов. Гидравлическое вювАадяраа«^
активной зоин
Для определения гидравлической характеристики пер вого контура необходимо знать гидравлическое сопротивле ние рабочих каналов реактора. Полное гидравлическое со
противление канала |
а р |
складывается из потерь |
давле |
||||
ния на входе в канал |
ApSx |
и выходе |
из канала |
A f gbix |
|||
и потерь давления |
в |
самом канале |
Ар |
: |
|
||
л |
Р к |
= Л |
Р ё * |
+Л Р |
+А |
Р ё ы ъ• |
<143) |
Потери давления на входе в канал определяют по фор муле [б]
НО
n
Sx °gx
|
âPtxX = |
Z(5'5600)Т$- {K-SГ |
) + ДРш > |
(iw) |
где |
M |
- коэффициент местного сопротивления |
на |
|
gx. |
||||
|
|
входном участке |
канала ; |
|
S- преходное сеченме канала на входном учаетке ;
др - сопротмвхеняе дроссельного устройства (майбы).
Потери давления в канале рассчитываются но следую щим формулам:
- на участке без кнненнн и с поверхностным кияени-
ем
|
|
|
|
п |
|
2. ) |
|
|
|
а Р • |
Ъ то-7 |
|
(145) |
||
|
|
|
ТР |
dg |
г(5- 3600)у |
||
где |
^ г |
- коэффициент сопротивления |
трения |
для |
|||
|
ТР |
участка |
без |
кннения или с |
кипением; |
||
к- длина соответствующего участка;
-на участке с объемным калением
аР |
G |
\г |
1 |
. |
.к |
|
|
|
(5)г(3600) 2 [V Т dt V |
|
|
||||||
|
|
|
|
^ |
v s K |
|
v - . v - ) |
(146) |
|
|
|
|
|
|
|
Гкр |
|
где |
о |
- критическое |
давление |
теплоносителя, |
кг/см ^; |
|||
|
Гк* |
|
|
|
|
|
|
|
I II
|
- условный коэффициент сопротивления на |
|||
7/0 |
участке |
объемного кипения. |
||
Условный удельный объем пароводяной |
смеси V опре |
|||
деляется по форкуде |
|
|
|
|
. . . . |
х г(г-> |
„ |
[ ' - * ( * ) ] t»' |
. |
V(z)~ |
ip, . О |
+----------------- / к г |
у |
|
|
У?2 ) |
|
1 - f ( z ) |
(147) |
где JC ( z ) - массовое расходное паросодержание на участке объемного кипения.
' ( г ) - і '
Х(г) =
(148)
У (г) - истинное объемное паросодержание, опреде ляется не формуле [б ]
|
|
|
|
У П [1- ßU)] |
|
|
f U ) = ß ( z ) \ l — |
(149) |
|||
|
|
|
|
; ,0 4 - ß ( i ) |
|
Здесь |
ß ( 2) - |
объемное |
расходное паросодержаніе, |
||
|
|
|
|
1 |
|
|
J U ) |
= |
|
|
|
|
|
|
о |
■- 1 |
(150) |
|
|
|
1 -f ■ |
||
|
|
m |
ü “ |
х(г) |
|
а коэффициент |
равен |
|
|
||
0 ,3 4 2 ( 1 —j p . )
п,1
Iß6-W
f*
(I 5 I)
г
112
В свою очередь, в этою выражении vß - удельный объем пароводяной смеси, рассчитанный по обьемиоиу расходному наросодержанию:
При сильном изменении удельного объема пароводяное снеси весь участок объемного кипения разбивается на мелкие участки, на каждой из которых удельный объем смеси принимается постоянным. Расчет сопротивления про изводится для каждого такого участка, а затем находится суммарное гидравлическое сопротивление всего участка объемного кипения.
Полное падение давления в канале определяется как сунна потерь на участках без кшіеиия м с кипением.
Потера давления на выходе из канала определяются по формуле
(153)
где 32 - проходное сечение канала)
N
%іыХ- коэффициент местного сопротивления на вы
ходном участке |
канала. |
||
Подробные |
рекомендации по |
определению коэффициентов |
|
сопротивлений |
< ^х , ? тр |
и |
в формулах (144), |
(145) и (153) приведены в книге Я.И.Клѳмина и М.М.Стри гулина [б] .
Перейден далее к рассмотрению методов гидравлическо го профилирования актхвіой воны ядѳриого реактора.
ѳ |
• из |
Гидравлическое профилирование зоны заключается в искусственной перераспределении расходов теплоносителя по рабочий каналан в целях выравнивания условий их ра боты. Перераспределение расходов теплоносителя дости гается путей установки на входе в канал дроссельных ус тройств (обычно пайб). При этой, как правило, исполь зуется зонное иайбование, при которой в каналах одной группы (по радиусу реактора) устанавливаются одинако вые иайбы. Расход теплоносителя через каналы одной и той хе зоны примерно одинаков.
Разбивка каналов по эонан обычно совпадает с соответствущей их разбивкой, выполняемой в процессе тепло вого расчета реактора.
На практике могут быть использованы следующие прин ципы гидравлического профилирования.
1 . Чаще всего расходы теплоносителя по зонам рас пределяются пропорционально полной тепловой мощности
Qj |
кайлой j -й зоны. |
|
|
|
Расчетные формулы для определения расходов теплоно |
||||
сителя по каналам приводились ранее, в |
§ 15. |
|
||
2 |
. Расходы теплоносителя по каналам отдельных зон |
|||
могут |
распределяться пропорционально мощности наиболее |
|||
теплонапряженного канала в каждой зоне |
- max |
. Пол |
||
Qj, |
||||
ный расход |
теплоносителя через все каналы j -й |
зоны в |
||
этом случае |
будет равен |
|
|
|
(154)
а расход через один канал ; -й зоны составит
поли
о
П : (155)
При таком профилировании обеспечивается равенство температур теплоносителя на выходе из наиболее теплона пряженных каналов каждой гидравлической зоны.
3. Гидравлическое профилирование может также выпол няться таким образом, чтобы запасы по критической теп ловой нагрузке для всех зон были одинаковы. Расходы теплоносителя по зонам и каналам находятся в этом слу чае методом последовательных приближений. При таком ме тоде профилирования на распределение расходов теплоно сителя по каналам оказывает влияние характер распреде ления потока нейтронов не только по радиусу, но и по высоте активной зоны реактора.
4 . Расход теплоносителя по зонам можно распределять также, исходя из условия получения равных максимальных температур оболочек или ядерного горючего во всех зонах реактора. Этот способ профилирования иироко использует ся в реакторах с газовым охлаждением.
5 . Наиболее правильным является профилирование, обеспечивающее равную теплотехническую надежность (см. § 17) всех гидравлических зон. Расходы теплоноси
теля по каналам в этом случае находятся методом после довательных приближений.
Окончательный выбор того или иного метода гидравли ческого профилирования может быть сделан только в ре зультате анализа многовариантных раснетов ядерного ре актора. Для водо-водяных реакторов в настоящее время гидравлическое профилирование обычно осуществляется по принципу I и 2.
ІІ5
§ 17 . Современные методы оненки теплотехнической
работоспособности активных зон корабельных ялерных реакторов*'
При проектировании первых реакторов теніературный р ен т ТВЭЛ проворился проведежжен теплового н гждродяжамического расчетов активных вон на номинальном режиме работ ндерного реактора. В этих расчетах первоначаль но не учихмвахжсь отклонения конетрукмионянх н режнмннх параметров, а танке неточность расчетных формул. В несведущем методв расчета теплотехнической работоспо собности активных зон корабелмнх ядѳрннх реакторов былн существенно усовершенствованы.
В 1965 г . для нроведенял тенлогщдравлнчесхнх расче тов реакторов бала введена отраслевой нормаль "РЯ-65", в которой намла отражение "вродельнам методика" расчета теыотехннчесхой надежности реактора. В 1968 г . вннда книга А.I.Еленина, І.Х.Стригулина "Некоторые вопросы надежности лдерннх реакторов", в которой бндн изложены основные яолохонмс теория надежности лдерннх реакторов н д а т рекемѳяданяи во расчету "теплотехнической надеж ности" актнвних зон реакторов. В настоящее врѳмж терпи •теплотехническая надежность" активной вони заменен тершпем "хендотехяжчѳская работоспособность", как бе лее отвечащнм сущности проводимых расчетов.
В написании § 17 принимал участие сжуматоль-дмпжо- манх А.В.Назаренко.
II6
Ё і А - —
Определяющие параде три ж определяющие Фтнкпии активной зоны
Под технической работоспособностью активной зоны реактора повивается безотказность ее работа на опреде ленных режимах и в определенных условиях эксплуатации. Безотказная раЛ та активной зоны обеспечивается с теп лотехнической точки зрения определенным температурным режимом ТВЭЛ.
Парапет]«, определяющие температурный режим ТВЭЛ и характеризующие теплотехническую работоспособность зоны, называются определяющими. Значения этих парамет ров, при которых происходит выход активной зоны из строя, называются критическими.
Для обеспечения теплотехнической работоспособности зоны необходимо, чтобы значения определяющих парамет ров в любом канале реактора не превьгаали критических в течение всего времени его эксплуатации. Это условие мо жет быть записано в следующем виде:
|
|
|
[ х * Р(г)~ Х;(г)] |
|
|
■j |
min |
------------------------- |
\ > о |
) |
(156) |
(пол) |
J y (ё/ |
|
|||
|
|
||||
где £ ■( г ) |
- |
фактическое значение j |
|
-го определяю |
|
|
|
щего параметра в отдельном канале; |
|||
z- текущая координата по длине активной части канала.
Функция J-j , представляющая собой минимальный от носительный запас до критического значения j -го опре деляющего параметра в канале активной зоны, называется определяющей функцией активной зоны. Если ввести обоз начение
117
|
|
п. — min |
------------------ |
■> |
|
|
|
О (мог)[ |
Xj С2 ) |
(157) |
|
іо |
ооределящая функция |
будет |
т е т ь вид |
||
|
|
|
|
|
(158) |
|
Основш ет определящихж параметрами активних зов |
||||
энергетических реакторов могут |
быть: |
||||
|
- |
удельные тепловые |
потоки |
q |
; |
|
- |
тешература иатериалев ТВЭЛ |
tj. и теплоносите |
||
ля |
*т |
» |
|
|
f . |
|
- |
паросодерхание теплоносителя |
|||
|
Для ввдо-водявнх реакторов |
определящик паракетрон |
|||
•бнчяо является удельный іевлевой поток. Онрѳделящая функция в »тон случае будет
/ — min |
9х/ 2)~ 9 С2) |
|
|
q ( z ) |
(159) |
||
(мог) |
|||
|
|
Онрѳделящая функция активной зоны реактора пред ставляет собой функцию конструкционных и рехниннх пара
метров |
канала активной зоны. |
|
К |
конструкционный парахетрах относятся: |
|
- |
геометрические размеры ТВЭЛ |
я^санала; |
- |
параметры загрузки (в е с ? і£ / |
, обогащение |
урана, коэффициент неравномерности распределения топли ва во высоте и сеченип ТВЭЛ);
- |
свойства материалов. |
К режимных парахетрах относятся: |
|
- |
мощность реактора; |
- |
температура н давление в реакторе; |
- |
расход теплоносителя. |
II8
Истинное значение каждого из |
этих Xj нараметрев |
|
точно не известно. Известии иш ь |
ноюгаальные значения |
|
этих параметров |
и их возмохнне максимальные от |
|
клонения от этих |
значение |
, равные половине по |
ля допуска, установленного для кахдого параметра. Фак тические значения параметров каналов активной зоны яв ляются либо случайными величинами, либо стационарной случайной функцией времени x i t ) .
Случайные отклонении конструкционных параметров ре актора от номинальных значений по своей природе и х а рактеру делятся на технологические и эксплуатационные.
Технологические отклонении характерны для кон струкционных параметров. Они обусловлены неточностями, возникающими в процессе изготовления, сборки, монтажа реактора и его элементов, чистотой материалов (отсут ствием прннесей, вкраплений), а также неточностью изме рения отдельных параметров и тарировки каналов.
Величины технологических отклонений закладываются до начала эксплуатации и остаются постоянными в тече ние всего периода эксплуатации реактора.
Эксплуатапиоиине отклонения могут иметь место как для режимных, так и для конструкционных параметров. Эксплуатационные отклонения режимных параметров могут вызываться колебаниями расхода теплоносителя, пульса циями скорости теплоносителя, вибрациями установки и другими причинами. Амплитуда таких колебаний режимннх параметров обычно порядка І £ . Основную погреиность в величины режимных параметров вносит конечная точность измеряющих приборов. Эксплуатационные отклонения режим ных параметров по этой причине могут достигать десятка процентов от номинальных значений.
Эксплуатационные отклонения конструкционных пара
119