Реактор математическая модель

Анализ течения жидкого или газообразного теплоносителя на основе уравнений Навье—Стокса проводится при проектировании ядерных реакторов. Кроме того, особо важная роль при проектировании ядерных установок отводится расчету тепловыделяющей системы, математической моделью (ММ) которой является нестационарное уравнение теплопроводности. В этом случае в уравнении (1.6) дополнительно появляется член, описывающий изменение искомого температурного поля во времени. При анализе тепловых процессов в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), например в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, уравнение теплопроводности удобнее записывать в сферических координатах в виде [c.10]

Перейдем к выводу уравнений математической модели нестационарных режимов работы химического реактора. Перемешивание фаз примем идеальным. Это допущение означает, что перемешивание в реакторе настолько интенсивно, что все переменные, характеризующие реакцию (концентрации, температуры и т. п.) постоянны по всему объему аппарата. [c.35]

Математическая модель динамики химического реактора представляет собой систему балансовых уравнений, состоящую из уравнений материального баланса реактора по потокам, уравнений балансов по каждому из веществ, участвующих в реакции, а также уравнения теплового баланса (последнее включается в математическую модель, если реактор является неизотермическим). [c.36]

Химические реакторы представляют собой весьма сложные технологические объекты вообще говоря, их математические модели включают сложные нелинейные дифференциальные уравнения в частных производных. Однако в различных частных случаях эти модели приобретают более простой вид. Будем рассматривать математические модели изотермических реакторов. В таких реакторах температура реакционной смеси постоянна и перенос теплоты отсутствует, поэтому математические модели не включают уравнений теплопереноса. [c.244]

Математическая модель реактора будет иметь различный вид в зависимости от выбора модели структуры потоков. Используем две наиболее употребительные модели структуры потоков в аппарате модель идеального перемешивания и модель идеального вытеснения. [c.244]

Наиболее простой вид имеет математическая модель химического реактора периодического действия. Будем считать, что в реакторе идет единственная реакция превращения вещества X в вещество Y по схеме aX->Y, где а — стехиометрический коэффициент. Предположим, что порядок реакции равен п (часто полагают а = п, см. раздел 1.4.). При периодическом проведении процесса исходный материал с заданной концентрацией с о вещества X загружается в момент времени / = О и находится в реакторе в течение определенного времени до достижения некоторой конечной концентрации вещества X. Уравнение, описывающее процесс изменения концентрации в объеме реактора имеет вид [c.244]

Математическая модель (5.4.3), (5.4.4) реактора периодического действия, строго говоря, не относится к рассматривавшимся во второй главе моделям с входными и выходными параметрами, поскольку в эту модель не входят величины, которые можно произвольно менять с течением времени и которые влияли бы на ход процесса в реакторе. В качестве некоторого аналога входного параметра в данном случае можно рассматривать только константу Сю, которая задается в начальный момент времени. [c.245]

Реактор периодического действия представляет собой простей-щий тип реактора, и задача исследования динамики для него решается сравнительно просто. Для более сложных моделей исчерпывающей информации о динамических свойствах объекта получить уже не удается. Это связано в первую очередь с тем, что дифференциальные уравнения математических моделей химических реакторов являются нелинейными в общем случае. [c.246]

С помощью математической модели (5.4.42) — (5.4.44) задается функциональный оператор реактора А Свх(0 >Свых(0> где вых(0 определяется по формуле [c.253]

Рассмотрим теперь значительно чаще встречающийся случай, когда в реакторе идет реакция первого порядка. Математическая модель такого реактора будет включать уравнение [c.258]

Цикл паротурбинной установки (цикл Ренкина) с насыщенным паром реализуется в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Поэтому, создавая математическую модель цикла паротурбинной установки (цикла ПТ.У), необходимо иметь в виду параметры АЭС. Созданная при этом математическая модель циклов ПТУ может также называться моделью циклов АЭС. [c.266]

Теплогидравлическому расчету предшествует создание математической модели теплогидравлических процессов в реакторе к первом контуре установки, которая включает в себя дифференциальные уравнения переноса массы, количества движения и энергии в отдельном канале ТВС и уравнения баланса тех же субстанций для всей сети реактора и первого контура. [c.110]

Общие положения [2, 7, 18, 34, 35, 60, 63, 65, 92]. Расчет распределения температуры в элементах реактора основывается на решении уравнения распространения тепла в общем случае для движущейся разнородной тепловыделяющей среды с изменяющимися во времени и в пространстве источниками тепла и коэффициентами переноса. Нестационарные процессы не нашли отражения в настоящем издании, поскольку создание соответствующих математических моделей определяется целью расчета и чрезвычайно зависит от разнообразных конкретных характеристик и форм элементов, а результаты расчета с трудом поддаются обобщению. По этим же причинам не приведены результаты решения комплексных задач, в которых совместно решаются уравнения распространения тепла и движения. [c.129]

Математическая модель для исследования переходных процессов в подканалах сборки тепловыделяющих элементов ядерного реактора. — Теплопередача, Сер. С, 1973, т. 95, № 2, с. 67—73. [c.285]

Испытания колебаний мощности реактора позволяют оценить кинетические характеристики реактора, относящиеся к рН-эффекту. Физический процесс, который вызывает обратную связь эффектов, аппроксимируется с помощью математической модели, характеризуемой двумя членами один быстропеременный член связан с реактивным эффектом Доплера и свойствами проводимости от топливной ячейки к теплоносителю, аппроксимируемыми с помощью константы прироста и константы времени, и другой относительно медленно меняющийся член связан с тепловыми эффектами в теплоносителе и структурой, аппроксимируемыми с помощью константы прироста и константы времени. Параметры, полученные из экспериментальных измерений при 600 Мег на Янки, представлены ниже [24] [c.188]

Движение теплоносителя в активной зоне ядерных реакторов является, как правило, турбулентным. Процессы, связанные с турбулентностью, сравнительно легко поддаются решению только в некоторых простых случаях. При решении же задач гидродинамики и теплообмена в активной зоне трудность описания турбулентного потока усугубляется сложностью геометрических форм элементов активной зоны, неравномерным характером энерговыделения и необходимостью определения локальных характеристик. Эти обстоятельства потребовали применения комплексного расчетно-экспериментального подхода к решению задач и создания новых методов (приближенное тепловое моделирование, учет анизотропности турбулентного обмена в сложных каналах, модель пористого тела и т. п.) с широким применением ЭВМ. На наш взгляд, только комплексный подход позволит получить наиболее полное представление о сложных процессах гидродинамики и теплообмена в активных зонах реакторов и создать надежные расчетные рекомендации. Диапазон теплогидравлических расчетов весьма широк от инженерных оценок по приближенным формулам до численных расчетов на математических моделях с помощью ЭВМ в зависимости от стадии проектирования ядерного реактора и степени изученности тепло-физических процессов. [c.7]

Предварительно введем некоторые определения. Под элементом ЯЭУ будем понимать отдельный конструкционный узел установки или несколько таких узлов, объединенных функциональным признаком (твэл, кассета, реактор, теплообменник и т. п.). Характеризуя элемент ЯЭУ как динамическую систему, в которой протекают нестационарные физические процессы, будем использовать множества входных Z(t) (возмущения, управления) и выходных (т) (реакции, отклики) переменных. Зависимость между изменениями входных и выходных по отношению к изучаемому процессу переменных называют динамической характеристикой элемента. Уравнения (или системы уравнений), устанавливающие такую зависимость, представляют собой математическую модель динамической характеристики. [c.166]

С проблемой управления ЯЭУ тесно связана задача калибров ки органов регулирования реактора. Здесь физик-экспериментатор имеет дело с обратной задачей кинетики реактора, поставленной как задача измерения реактивности, при этом измерительным прибором в экспериментах является сам реактор, а математической моделью динамической характеристики этого прибора служат уравнения кинетики реактора. [c.170]

С помощью разработанных математических моделей теплоэнергетических установок и программ, реализующих методы нелинейного программирования, проведены исследования для выбора оптимальных параметров мощных конденсационных паротурбинных блоков применительно к условиям некоторых районов страны, парогазовых установок, в том числе для покрытия пиковой части графика нагрузки энергосистем, атомных электростанций с реакторами различных типов, установок с МГД-гене-раторами и др. (например, [7, 13—181). Степень комплексности подхода к решению задачи оптимизации параметров установок в указанных работах различна. Однако во всех этих работах получен значительный положительный эффект. [c.7]

Применительно к водоохлаждаемым реакторам на тепловых нейтронах можно выделить два наиболее освоенных типа АЭС одноконтурная АЭС с кипящим реактором и двухконтурная АЭС с реактором с водой под давлением (ВВЭР). Тепловые схемы и оборудование блоков этих типов АЭС весьма схожи, и это позволяет использовать одну математическую модель для исследования и оптимизации параметров указанных типов АЭС. Однако в связи с различными требованиями к радиационной защите оборудования, технологии рабочего тела, а также в связи со значительными различиями в реакторных системах отдать предпочтение какому-либо из этих двух типов АЭС можно лишь после подробных проектно-конструкторских проработок оптимальных вариантов АЭС каждого типа. [c.77]

Математическая модель блока АЭС с водоохлаждаемым реактором для возможности исследования двух указанных типов АЭС должна содержать описание оборудования, присущего обоим типам АЭС с учетом специфических ограничений на структуру тепловой схемы (связанных с различными требованиями к качеству воды), ограничений на параметры рабочего тела и конструктивные характеристики оборудования. Полная математическая модель блока АЭС, реализованная в виде единого неделимого алгоритма, при большом числе элементов и оптимизируемых параметров, при ограничениях на термодинамические и конструктивные параметры была бы излишне громоздкой и неудобной для исследований и оптимизации. Вместе с тем можно выделить в технологической схеме АЭС рассматриваемых типов несколько частей, взаимосвязи между которыми или слабы, или немногочисленны. Это дает возможность без ущерба для полноты и точности исследований разделить математическую модель теплосиловой части АЭС на несколько отдельных подмоделей, исследования по которым могут быть проведены с гораздо меньшей затратой времени, так как в каждой из подмоделей число исследуемых (и оптимизируемых) параметров резко сокращается по сравнению с полной моделью. Исследование таких частей АЭС, особенно для параметров, являющихся внутренними для данной части (скорость воды в трубах теплообменника, диаметр труб и т. д.), может быть выполнено более подробно. Кроме того, исследования отдельных частей АЭС могут иметь и самостоятельное значение. [c.79]

В настоящем параграфе излагаются принципы построения математической модели газо-жидкостного цикла АЭС с диссоциирующим газом в качестве рабочего тела второго контура и результаты исследований, проведенных с ее помощью. Источником тепловой энергии в цикле служит натриевый реактор на быстрых нейтронах. Испарение и частичный перегрев рабочего тела второго контура осуществляются за счет тепла газа низкого давления в регенераторе (рис. 4.9). В связи с тем, что газ на выходе из турбины низкого давления имеет большую степень перегрева, конденсатор разделен на две части охладитель газа и собственно конденсатор. [c.94]

Большинство тепловых объектов, таких как котлы, реакторы, турбины, парогенераторы и пр., являются сложными многоэлементными агрегатами, расчет статических и динамических характеристик которых при конструировании осуществляется по приближенным физико-математическим моделям, не учитывающим всей совокупности влияющих величин, действующих [c.219]

Точный расчет критичности и нейтронного режима реактора становится максимально сложным, если учесть все относящиеся к делу факторы. При современном состоянии науки невозможно получить аналитические выражения для распределения делений ири любой, хотя бы и простейшей геометрии реактора для решения нейтронных уравнений подробной математической модели реактора нужно использовать большие вычислительные машины. В работах [16, 17] очень тщательно проделан вывод этих уравнений и даны различные приближенные и точные методы их решения применительно к обычному использованию реакторов. На рис. 15.12 показаны результаты расчетов критических масс смеси С и 0 р (. [c.521]

Теплогидравлика ТВС и активной зоны с некипящим теплоносителем [11, 14, 16, 43, 44, 55, 56, 58, 61, 69, 70, 73, 74, 77, 80—82, 93, 96]. При расчете температурного поля в ТВС и в активной зоне реактора необходимо учитывать распределение теплоносителя по каналам активной зоны и распределение тепловыделения но твэлам и ТВС. Математическая модель теплопереноса в активной зоне строится на основе уравнения сохранения энергии. Проектные расчеты служат цели выбора оптимального варианта реактора, поверочные—цели доказательства всесторонней его обоснованности. [c.143]

Инженерно-физические исследования проводятся на всех этапах создания реактора (при проектировании, экспериментальной отработке и опытной эксплуатации) и охватывают широкий круг задач, включая построение математических моделей и анализ изучаемых процессов, обоснование и оптимизацию проектных характеристик установки (теплотехнических, прочностных, динамических, электротехнических и т. п.), а также обработку и интерпретацию экспериментальных результатов. Большинство подобных задач схавится в рамках теорий так называемого полевого типа — теории теплопроводности, упругости, электричества и т. п. [26,90,87]. [c.8]

При разработке математической модели атомную электростанцию с водоохлаждаемым реактором mojkho разделить на следующие основные части. [c.79]

Математическая модель была использована для проведения расчетных исследований и оптимизации параметров теплосиловой части АЭС с кипящим реактором. Рассматривалась турбоустановка мощностью 500 Мет в турбину поступает сухой насыщенный пар при давлении 65 ата, расход пара принят постоянным во всех рассматриваемых вариантах и равным 2700 т/час. Температура питательной воды принята 160° С. Давление в конденсаторе турбины принято равным 0,04 ата (по результатам предварительно проведенной оптимизации низкопотенциальной части турбоуста-нсвки и системы водоснабжения для одного из районов страны). В соответствии с изложенной выше методикой первым этапом работы по оптимизации параметров теплосиловой части АЭС были термодинамические исследования возможных тепловых схем турбоустановки для выбора наиболее экономичных схем и определения степени влияния отдельных параметров. [c.83]

Математическая модель теплосиловой части АЭС с кипящим реактором может использоваться для исследования и оптимизации параметров теплосиловой части двухконтурной АЭС с реактором с водой под давлением. В этом случае математическая модель паротурбинной установки дополняется подмоделью соответствующей парогенерирующей установки, схема которой приведена на рис. 4.8. К параметрам теплосиловой части АЭС, подлежащим оптимизации, для двухконтурной АЭС кроме пара- [c.93]

Возможность увеличения непрерывного процесса цементации путем возврата выносимого из реактора цементирующего порошка математически обоснована в работе [ 270]. Показано, что этот прием позволяет обеспечить приоритет непрерывному способу очистки растворов от примесей цементацией перед периодическим. Построению математических моделей непрерывного процесса цементации досвящены работы [ 271 — 273]. [c.77]

В качестве диагностических признаков в СВШД выступают амплитуды и частоты резонансов авто- и взаимных спектральных характеристик собственных и вынужденных колебаний, линейные участки фазы, частотные диапазоны высокой когерентности. Оказались эффективными разработанные методы многомерного анализа MAR модели (многомерные авторегрессионные) и методы частотной и множественной когерентности, а также математические модели колебаний оборудования главного циркуляционного контура. В результате моделирования получены динамические характеристики оборудования РУ (модели колебаний теплообменной петли, внутрикорпусных устройств и тепловыделяющей сборки, шахты и корпуса реактора) как для штатного, так и для аномального состояний, что позволило выявлять неисправности реактора типа ВВЭР на ранней стадии развития. [c.32]

Анализ установивилегося потока. Ввиду сложного движения потока рабочего тела в двигателе Стирлинга нелегко осуществить количественную оценку преимуществ одного рабочего тела перед другим без применения сложной математической модели и без использования ЭВМ. Более простым и приемлемым способом является рассмотрение режима установившегося потока, для которого аналогичное сочетание высоких теплопередающих свойств рабочего тела с низкими гидравлическими потерями также является очень важным. Данное обстоятельство довольно часто встречается в инженерной практике особенно большое значение это имеет в газоохлаждаемых ядерных реакторах. Халл дал прекрасную модель теплового расчета системы охлаждения ядерного реактора, и предлагаемый ниже метод является лишь его сокращенным вариантом, позволяющим провести сравнительную оценку различных теплоносителей (хладагентов). [c.133]

В данной главе рассматриваются вопросы математического моделирования и оптимизации параметров АЭС, использующих в качестве рабочего тела водяной пар (АЭС с водоохлаждаемыми реакторами) и тетраоксид азота (АЭС с реакторами па быстрых нейтронах с охлаждением активной зоны жидким металлом). Здесь же приведены примеры использования моделей для выбора параметров АЭС указанных типов. [c.77]

В условиях мощного развития математических методов исследования физических и других процессов методы экспериментального моделирования, как показывает практика, все шире развиваются и преобразуются в связи с новыми требованиями, которые выдвигает наука (например, при изучении процессов в ядер-ных реакторах, в ракетной технике и т. д.). Больше того, мето-модели соприкасается с математическими методами анализа, содействуя их развитию. Ряд вычислительных машин строится сейчас с использованием достижений моделирования. [c.4]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...