Добавил:

ivanov666 Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.

Вуз:

Башкирский Государственный Аграрный Университет

Предмет:

[НЕСОРТИРОВАННОЕ]

Файл:

книги из ГПНТБ / Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие

.pdf

Скачиваний:

Добавлен:

23.10.2023

Размер:

4.75 Mб

Скачать

☆

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1314 / 1414

общи ■ і і ш і ш отклонений одновременно в неблаго-

приятнув сторону			во формулам}
. 0	, И , 0 , - Н		о	н	п о		О	О	Н	о
а;	= / - /	Ій-aé ;		Q-raO, ts *äi,x. р -лр;
	* * т г	) ;
				e “ ü â \ e ' G - a G - t 6 ' i							(■ (178)
	* п	л	Н	О		, А
	F-а?л tиліх+						g3_).
I I .		Для каждого хавала активной								зоны определяетс
параметр усечения				а	закона распределения						определя
ющей фувкщп для общи в локальных отклонений
о«л)=					яри						(174)
о«л)=		О(Л)			при						(174)
	/	О(Л)
	/

12 . Рассчитывается вероятность нахождения определя ющей функции в области / = » # с учетом общих и локаль

ных отклонений определяющей функции

0(A ) - <

И. 0(A)

		д л я	j - A t	ъО,
	__ / о(л)<	/ "
	9 , (а	О(А
/+•	Л*		д л я }	* О
/+•	% (а ° 1” )		д л я }	* О
	% (а ° 1” )			(175)
				(175)
	т 0 і а	-Щ 7Г Щ	-

	д л я j < Oj
	% ( а М)
О	для J, Иtâj, 0(A ) £0

1 3 . Определяется показатель технической работоспо

130

собности по формуле
			Р s РР>		(176)
где	Я	т ш	j j	р = П	j
	к . - число каналов на радиусе				г активной зо
		ны.
	Такны образок,		нетод	дисперсий позволяет найти бо

лее оптимальное соотноиение параметров реактора, чей расчет по предельной методике. Кроне того, он в прющипе позволяет определить возможность форсировки отдель ных параметров реактора, находящегося в эксплуатации и рассчитанного но предельной методике. Метод диспер сий позволяет производить количественную оценку тепло технической работоспособности какдого канала активной зоны и всей зоны в целом. В этом состоит основное пре

имущество этого метода перед предельной методикой. Рас чет теплотехнической работоспособности методом диспер сий хорошо реализуется на ЭЦВМ.

Подробные рекомендации по использованию этого мето да приведены в "РТМ-69".

Метод статистических испытаний ^ метод МонтеКарло). Этот метод позволяет произвести оценку теплотех нической работоспособности реактора при произвольных за конах распределения отклонений определяющих параметров и произвольном законе распределения определяющей функ ции. В этом его главное преимущество. В то ке время ис пользование этого метода связано с выполнением большого объема однотипных вычислений (испытаний).

ІЗІ

Метод Монте-Карло - типично пошиншй метод. Расчет теплотехнической работоспособности ревкхора мято^ом статистических испытаний и при использовании уЦВМ тре бует достаточно больяого времени. Поэтому метод МонтеКарло делесообразно использовать для уточнения исходных допущений и гипотез, положенных в основу других методов опенки теплотехнической надежности.

Метод статистически испытаний з этом случае ис пользуется следующим образонс Для каждого определяйте'- го параметра в соответствии с законом его р?определе ния случайным образом “разыгрывается0 частное его зна

чение x'-	»	из	соответствующего ноля	допуска
Л	;	-	«= я * + § Х і •	(177)

Ьатеы находится случайное значение определящей функ ции, соответствуйте найденным так ей обр^зям частным значениям всех онределящих параметров, т .е .

-2	’ 3	(178)
		3

Отдельное сгэ.ТЕСТнческо<, испытание на этом заканчивает ся . Затем проводится следущее испытание и т .д . После проведения / \ испытаний находится вероятность нахож дения определяющей функции в положительной области ее значений

п +

	£ = ~	’	(179)
где п - число	иснитанЕй, в	кятормж значение	}
бале	нолохктядьно.

Разбив область зиаченшй определяющей функции на

равняв интервала и подсчитав количество испытаний, в которых значение j 1 попало в эти интервалы, полно получить закон распределения определяющей функции / -

Для уточнения поведения определяющей функции во вре мени ось времени следует разбить на равные промежутки и для каждого промежутка времени проводить статистичес кие испытания. Более подробные сведения по использова нию метода Монте-Карло в расчетах теплотехнической ра ботоспособности активных зон ядерных реакторов нохно найти в книге А.И.Клешша и Н.М.Стригулина [б ].

В заключение следует еще раз отметить, что расчет

ядерного реактора с использованием предельных значений
механических коэффициентов (см. § I I )		вносит в резуль
таты расчетов неоправданно большие дополнительные запа
сы и не учитывает действительной природы технологичес
ких и эксплуатационных отклонений параметров активной
зоны. Их правильный учет возможен только методами те
ории вероятностей и математической статистики. Показа
телен в этом отношении расчет американского реактора-
размножителя на бнстрях нейтронах "Энрико Ферми". При
использовании этих методов при расчете реактора удалось
обосновать снижение	необходимого запаса с 1,5 до 1 ,2 ,
что было равноценно	повышению тепловой	мощности реакто

ра на 25# в тех	же габаритах [7 ].
В последние	годы статистический подход к расчету

основных теплотехнических параметров намел широкое при менение . Появился ряд расчетных методик, основанных на этом подходе. Обзор этих методик приведен в статье Л.И.Клемина и Е.Ф.Полякова [? ] .

В настоящее время еще окончательно не сложился еди ный взгляд на расчет теплотехнической надежности с ис пользованием методов теории вероятностей и наіфмтичѳской статистики. При различных подходах к количественной

133

оценке теплотехнической работоспособности активной зо ны получаются существенные расхождения в результатах расчета. Так, при расчете теплотехнической работоспо собности упоыинавиегося ухе реактора "Энрико Ферми" по так называемому статистическому методу значение вероят ности безотказной работы было получено равным 0,0995, по вероятностному методу - 0,75 . Пеотону сравнего»«. теп лотехнической работоспособности реакторов по вѳкый&не вероятности их безотказной работы всегда следует про изводить при использовании одинаковой методики расчета этого показателя. Тем более что сами методики расчета теплотехнической работоспособности веврернвне совермевствуются.


	Л и т е р а т у р а				к	гл. 2
I .	А.Д.А л е к с а н д р о в			, D.B. Л а б и н с к и й ,
	І.Ф . С о Й г и н . Основы тоории и расчета энергети
	ческих ядерннх реакторов на теплеимх ней
	тронах. Ізд . ВХОЛУА, 1963.
2 .	Г.В. А л е к с е е в , Б.А.			З е н к е в и ч ,
	В.И. С у б б о т и н .		Локлад і		327 на ШМеждународ
	ной конференции по мирному использованию
	атомной	энергии.
3 .	И .І. А ф р и к а н т о в		,	Ф .І.	І І и т е н к о в .
	Судовые паропроивиоджтольиые установки.
	"Судостроение11,			1965.
4. Д.И. Б и о х н н ц е в			, М.Е. М и н а			ш и н,
	D.A. С е р г е е в	. Физические			и тепловые расчеты
	реактора атоивбй электростанции АН СССР.
	’Атомная	энергии", 1956, » I .

134

5 . Б.А. З е н к е в и ч , В.й. С у б б о т и н . Крити

ческие тепловые нагрузки при вынужденном движении воды, недегветох до кипения, "Атомная энергия", 1958, №8.

6 . А.И. К л е н о в , М.Ы. С т р и г у л и н . Некоторые вопросы надежности ядерннх реакторов. Атомиздат, 1968.

7. А.В. К л е м и н , Е. §. П о л я к о в . Вероятностные методы в топлогидравличѳских расчетах реакторов. "Атомная техника за рубежом”, 1970, I 10.

8. К.А. М и х е е в . Основы теплопередачи. Гесомргенздат, 1949.

135

О Г Л А В Л Е Н И Е

Slüa.

П р е д и с л о в и е

Глава I . ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ФИЗИЕСКОЙ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

§I . Граничные условия ........................................

§2. Коэффициент размножения нейтронов в эпитепловом водо-водяном ядерном реак

торе ......................................................................		'
Литература к	§2 ..............................................	15
§ 3. Метод двух групп нейтронов ........................		15
Литература к	§3 ..............................................	21
§ 4. Критическое уравнение теплового ядер-		~.
ного реактора	без отражателя нейтронов	~.

вдвухгрупповоы приближении .....................

§5 . Расчет цилиндрического ядерного реакто ра конечных размеров в одномерной гео

метрии с использованием метода условно- 0,

го разделения	переменных..............................	^
Литература к	§ 5 .............................................	30
§ 6 . Выгораадиѳ поглотители нейтронов ...........		31
Литература к	§ б .............................................	43

136

	Q m
Глава 2 . ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКАЯ	НАДЕЖНОСТЬ ЯДЕРНОГО
	РЕАКТОРА
§ 7 . Теплотехническая	надежность ядерного
реактора. Факторы, ограничивающие мощ
ность реактора................................................	4 4

§8 . Определение температур ядерного горюче

го и оболочки тепловыделяющих элементов 4 9

§9. Определение температуры твердого замед

	лителя нейтронов ............................................				6 4
§ 10. Определение, критических тепловых нагру
	зок .......................................................................				б 7
§ I I .	Отклонение от номинальных условий			теп
	лоотвода в реакторе.....................................				7 2
§ 12.	Тепловой	расчет	ядерного реактора	на
	стадии предэскнзноГо проектирования....				7 3
5 13,	Особенности теплового расчета ядзрных
	реакторов	с кольцевыми и сотавмми ТВЭЛ			92
	на стадии предэскизного проектирования				92
§ 14.	Особенности теплового -расчета ядеоных				9 3 ,
	реакторов	кипящего типа ......................			9 3 ,
§ 15.	Тепловой	расчет	ядерного реактора на		.
	стадия эскизного		п р о екти р о ван и я ........		1^
г Іб. Определение гидравлических сопротивлений
	рабочих каналов. Гидравлическое профи-				_Tfl
	лирование	активной зоны.. . . . . . . . . . . . . . .			1 1 0

§17. Современные методы оценки теплотехни ческой работоспособности активных зон

корабельных ядерннх реактсрав ..............	і к
Литература к гл. 2 .....................	134

13?

Юрий Васильевич ЛАБИНСКИЙ, Михаил Федорович СОЙГИН

КОРАБЕЛЬНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Редактор В.И.Гаврилова

Технический редактор

Н.Ф.Федосова

Корректор Э.Н.Землянова

Сдано	в набор		Подписано	к	печати
22.02.73 г .			13.09.73		г .
		Формат	бумаги 60 х 45
Печ.л.	8,75	Уел.печ.л. б ,5		У ч.-изд.л. б, 0
Заказ	6д	Г-	790021		1973 г .

Типография ВМОЛУА, 197045,Ленинград,наб.Адм.Ушакова,17

w •

♦ t

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1314 / 1414

Соседние файлы в папке книги из ГПНТБ