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

- критическій тепловой поток, ккал/м^-ч;

%р '/

X = i -L - весовое расходное парѳсодерканне теп­

лоносителя .

Формула (78) применима для пучков гладких стержней ври выполнении следущих условий:

Критический тепловой поток при вынужденном движе­ ния пароводяной смеси в цилиндрических каналах может определяться по следущим формулам [б ] :

- для давлений 40-100 кг/см2

70

нии воды, недогретой до температуры насыщения, или паро­ водяной смеси в пучках гладких стержней при их продоль­ ном омывайжи, может определяться также по формуле Смо­

Выше уже указывалось, что формулы (78) и (81) при­ менимы и для воды, недогретой до кипения. В таком слу­ чае X в этих формулах в соответствии с его определе­ нием будет ш еть отрицательное значение.

В реакторах некипящего типа по ходу движения тепло­

71

носителя в канале умежшается его недогрев до темпера­ туры наснщемя. В копящем ядернои реакторе по высоте казала увеличивается паросодеожание х, . Зтн два об­ стоятельства является главной причиной монотонного уменьшения величины критической тепловой нагрузки по джине казала в реакторах указанных типов,

В заключение следует еще раз подчеркнуть то обстоя­ тельство, что приведенные выне формулы получены .для каналов, не полностью воспроизводящих реакторные усло­ вия. Поэтому оні в известной стзиеня является прибли­ женными. По мере накопления новых данных по кризису теплообмена будут совершенствоваться зависимости по

Приведенные виме формулы для расчета температур материков активной зона и критических нагрузок включе­ ніе в еебя номинальные значения параметров адѳрноге реас вера (мощность, расход теплоносителя, геометрия актавяеі зоны и т .д .) . Эти формулы соверненно не учитыва­ ет наличке технологических в экежлуатацчонных откленений указанных параметров, возможность отклонения дей­ ствительных условий теплоотвода в реакторе от номи­ нальных.

Отклонения караметрев, определявших тѳалоетвод в реакторе, могут быть внзв&нм как общими для всегс реак­ тора нрнчміамм (отклоненіе общего расхода теплоносителя через реактор, колебания мощности реактора, температу­ ры теплоносителя на входе в реактор и т .д .) , так и ло-

72

кальнннн причинами, вызывающая отклонения условий от­ вода тепла в конкретных каналах н тепловыделяющих эле­ ментах (неточности изготовления каналов, ТВЭЛ, откло­ нения в загрузке урана по отдельным каналам и т .д .) .

Учет отклонений параметров, определяющих теплоот­ вод в реакторе, производится при помощи соответствую­ щих коэффициентов, называемых коэффициентами горячего канала или механическими коэффициентами. Эти коэффици­ енты являются-по своей сущности коэффициентами запаса. Они вводятся в соответствующие расчетные формулы в ви­ де коэффициентов, больших единицы, нри ириращеяиях и перепадах температур или теплосодержаний в канале, а такие в формулы, определяющие критические и действитель­ ные тѳнловже нагрузки и их отнооение.

Так например, расчетные формулы (66) и (67) для температуры ядериого горючего н оболочек ТВЭЛ с учетом коэффнцыонтов горячего яаиала будут иметь вид:

X

(8 2 )

место максимальные значения температур, с учетом коэф-

73

фицнентов горячего канала запишутся в виде:

Г лЬ

ентами запаса в определении соответствующих перепадов температур:

F t - в определении перепада температур теплоно­ сителя по высоте канала;

F- в определении перепада температур от обо­ лочки ТВЭЛ к теплоносителю;

^- в определении перепада температур в тепло­ выделяющем элементе.

Значения коэффициентов горячего канала оценивают­ ся на основании экспериментов, расчетов и обобщения опыта проектирования и эксплуатации ядерных реакторов. В качестве предельных значений этих коэффициентов могут рассматриваться значения, приведенные в табл. I [3 ]. Так как отклонения параметров вызываются как общими, так и локальными причинами, коэффициенты горячего кана­ ла в этой таблице разделены на общие и локальные.

Результирующие коэффициенты Fat ,F^ и Рл ,

учитывающие комбинированное действие всех эффектов,ука­ занных в этой таблице, получаются путем перемножения всех индивидуальных коэффициентов.

74

75

Значенія коэффициентов горячего канаяа существом*# зависят от особенностей конструкции реактора. Яршмдеи- ные в таблице значения долины рассматриваться как ори­ ентировочные. Для конкретных реакторов коэффшнеітн го­ рячего канала будут ш еть свон онроделеннне значения. Так, напрмиер, для водо-водяного ядерного реактора Шииингпортской атоиной электростанции СМ коэффициенты

значение коэффициента запаса по критической нагрузке

Ж

должно рассчитываться с учетом этого обстоятель­

ства.

76

При вычислении п 2Кр обычно учитываются отклоне­ ния величин, показанных в табл. 2 [3].

При вычислении критической нагрузки по формулам (78) - (81) значения величин, показанных в табл. 2 , из­ м енят таким образом, чтобы получить минимальное значе­ ние критической тепловой нагрузки.

Поскольку технологические и эксплуатационные откло­ нения могут не только уиеньиать значение критической тенловой нагрузки, іо и увеличивать значение действитель­ ной тепловой нагрузки, при расчете реактора минимальный

77

запас по критической нагрузке определяется из выражения

лкоэффициент, учитывающий возможное уве­

§ 12. Тепловой расчет ядерного реактора на стадии предэскизного проектирования

Задачей теплового расчета ядерного реактора на ета«- дии предэскизного проектирования является отыскание оп­ тимального варианта реактора, который бы в максимальной степени удовлетворял требованиям создания легкого,мало­ габаритного и надежного в работе ядерного реактора. Вы­ бор оптимального варианта ядерного реактора производит­ ся путем анализа результатов расчетов нескольких его вариантов,

При проектировании реактора его физико-нейтронному и тепловому расчетам обычно предшествует выбор типа энергетической установки и параметров рабочего тела. Выбранный тип энергетической установки определяет и

78

тип ядерного реактора. Начальные параметры рабочего те­ ла определяй параметры первичного теплоносителя на вы­ ходе из ядерного реактора. По этим параметрам и тепловой мощности ядерного реактора могут быть определены пара­ метры теплоносителя на входе в ядерный реактор и расход теплоносителя через него.

При предэскизном проектировании ядерного реактора

жет быть задано проектантом установки. В некоторых слу­ чаях оно выбирается самостоятельно проектантом реактора. При выборе давления теплоносителя в водо-водяном реакторе необходимо исходить из условия отсутствия объ­

емного кипения воды на выходе из рабочего канала при заданной температуре теплоносителя. Обычно нѳдогрев до кипения на выходе из реактора составляет 30-40°С.

Для ядѳрннх реакторов с газовым теплоносктелем в качестве исходной величины для расчета может быть задан такхе перепад давления газового теплоносителя в ядерном реакторе.

Тепловой расчет реактора сведен с его физико-ней­ тронным расчетом, так как последний кроме других факто­ ров определяет распределение нейтронного потока по ак-

79