Энергетические ядерные реакторы отличаются большим разнообразием конструкционных решений. Устройство активной зоны реактора зависит от типа используемого теплоносителя, вида топлива, от того, на каких нейтронах - тепловых или быстрых - будет осуществляться процесс деления. Конструкция парогенератора в основном определяется типом теплоносителя.
При конструировании активной зоны реактора необходимо определить большое число геометрических, физических и теплофизических параметров, от правильного выбора которых зависит и экономичность, и безопасность работы АЭС. Эти параметры определяются в процессе физического, теплового и гидравлического расчетов реакторов. Таким образом, тепловые и гидравлические расчеты наряду с физическими являются основой, на которой базируются разработка конструкции ядерного реактора, обоснованное определение его важнейших параметров, выбор оптимального решения. Т.к. тепловой и гидравлический расчеты тесно связаны между собой, то в литературе, посвященной расчетам реакторов, широко используется термин “теплогидравлические расчеты”.
Процесс конструирования ядерного реактора можно разделить на несколько этапов, и каждому этапу соответствуют определенные цели и сложность теплогидравлических расчетов. На первом этапе осуществляется поиск и выбор основных конструкционных решений, и соответствующий вид теплогидравлического расчета называют поисковым. На этом этапе известны тепловая мощность реактора, распределение мощности внутренних источников тепла по объему активной зоны, приблизительные объемные доли топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, основные параметры теплоносителя, предельно допустимые температуры. В процессе поискового теплогидравлического расчета осуществляется выбор конструкции и размеров активной зоны, конструкции и размеров тепловыделяющих сборок и твэлов, скорости движения теплоносителя, его распределения по поперечному сечению активной зоны, определяются распределения температур во всех элементах реактора, гидравлическое сопротивление активной зоны. Поисковый теплогидравлический расчет проводится на основе упрощенных моделей процессов с использованием сравнительно простых соотношений.
На следующем этапе конструирования путем проведения достаточно большого числа вариантных расчетов выбирается оптимальный вариант рассматриваемой конструкционной схемы. Как правило, теплогидравлические расчеты на этом этапе выполняются с помощью ЭВМ, с использованием более сложных моделей и более точных расчетных методик.
И, наконец, применительно к выбранному оптимальному решению проводится так называемый поверочный теплогидравлический расчет. Задача такого расчета – с максимально возможной точностью определить все важнейшие параметры активной зоны. Поверочный расчет осуществляется на основе наиболее точных моделей процессов и расчетных соотношений с использованием достаточно сложных программ.
Рассмотрим основные этапы поискового теплогидравлического расчета. Ограничимся анализом только стационарных режимов работы реактора, хотя очевидно, что при конструировании реактора необходимы также теплогидравлические расчеты пусковых, переходных и прочих нестационарных режимов работы реактора. Особенно важным моментом, связанным с работой АЭС, является анализ возможных последствий различных аварийных ситуаций.
Конструирование ядерного реактора начинают с определения объема и размеров активной зоны. Бьем:
Vа.з.=Qт/qv cр. 0‑1
Где Qт - заданная тепловая мощность реактора;
Qv – средняя мощность тепловыделения в единице объема активной зоны. Естественно, что чем выше средняя мощность тепловыделения, тем меньше размеры активной зоны. Но с ростом qv увеличиваются температуры всех элементов активной зоны. Поэтому выбранное на начальном этапе расчетов значение qv подлежит уточнению в процессе теплогидравлического расчета.
Среднее значение мощности тепловыделения зависит от типа и степени обогащения топлива, от вида теплоносителя и изменяется в широких пределах.
Как правило, активная зона реактора имеет цилиндрическую форму. При определении высоты активной зоны Н и ее диаметра D задаются соотношением
Н=BD. 0‑2
Минимальной утечке нейтронов с поверхности активной зоны соответствует значение В=0,92.
0‑3
На практике при выборе соотношения между высотой и диаметром активной зоны помимо указанного выше соображения об экономии нейтронов приходится учитывать ряд других факторов и отступать от наиболее выгодного соотношения, определяемого значением В=0,8-0,9. Так, стремление увеличить единичную мощность реактора при диаметре корпуса, приемлемом для ж/д транспортировки, в случае ВВЭР- 1000 привело к выбору В=1,12. Наоборот, в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем из соображений большей безопасности активная зона существенно приплюснута и В=0,37. Для диаметра активной зоны получаем выражение
После чего определяем экстраполированные размеры активной зоны
D’=D+2бR 0‑4
H’=H+2бz 0‑5
Где бR и бz – эффективные добавки в радиальном и осевом направлениях.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.
