Реактор, расчеты уравнения

Совместное решение уравнений (29)-(31) позволяет определить приведенную скорость жидкости в реакторе. Расчет заканчивается при совпадении значений приведенной скорости жидкости, рассчитанной по уравнениям (29)-(31), и принятой ранее. В противном случае полученное значение скорости используется для дальнейшего расчета методом последовательных приближений. [c.324]

Некоторые типы обратных связей включаются в уравнения динамики реактора относительно грубым способом, с помощью обобщенных параметров, таких, как температура топлива, температура замедлителя и т. п. (см. разд. 9.4.1). Тем не менее для определения этих параметров требуются детальные расчеты переноса тепла, гидродинамики и т. д. Несмотря на эти упрощения, получающиеся уравнения являются нелинейными, и полный анализ любых, кроме самых простых, моделей затруднен даже для точечного реактора. При небольших отклонениях от критического состояния реактора соответствующие уравнения, тем не менее, можно приближенно линеаризовать и затем легко решить, как будет видно в дальнейшем. [c.371]

Задача, рассмотренная выше, была рассчитана по некоторым приближенным методикам. Первой была использована обычная точечная модель реактора с форм-функцией невозмущенного состояния реактора в уравнениях (9.10) — (9.16). Ввиду резкой деформации нейтронного поля это приближение, как и следовало ожидать, дало плохой результат максимальный поток тепловых нейтронов занижен в 10 раз (рис. 10.4). Изменение реактивности во время переходного режима также сильно отличается от полученного с помощью точного численного расчета (см. рис. 10.2). [c.425]

В реакторах с водяным замедлителем ситуация несколько иная, поскольку термическое расширение и возможность вскипания теплоносителя и замедлителя могут оказаться доминирующими факторами в динамическом поведении реактора. Расчет подобных эффектов требует привлечения уравнений гидродинамики и теплопередачи, что выходит за рамки тематики данной книги. [c.454]

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]

Для практических расчетов защиты реактора часто достаточно знать усредненный по пространству спектр плотности скалярного потока нейтронов в активной зоне или связанный с ним интегральный спектр потока нейтронов Фо( ) = гФо(г, ). В первом приближении этот спектр можно считать близким к гипотетическому спектру соответствующей бесконечной однородной среды того же состава, что и усредненный состав активной зоны. Таким образом, при этом пренебрегают конечностью размеров активной зоны и влиянием отражателя. Уравнение для спектра в бесконечной среде о( ) получается при интегрировании уравнения переноса по всем пространственным и угловым переменным (см. 4. 1) [c.16]

Для анализа пространственного распределения нейтронов в активной зоне широко пользуются односкоростной теорией. Для простоты рассмотрим вначале реакторы без отражателя. Это позволяет не только определить качественные особенности распределения потока, но и получить довольно простые формулы, которые можно использовать в ряде случаев для практических расчетов. Общее односкоростное стационарное уравнение диффузии нейтронов в гомогенной размножающей среде имеет вид [26] [c.35]

Физико-химические и геометрические характеристики приведены в 69, 721. На рис. 1.18, 1.19 представлены распределения функции тока, полей температур и концентраций реагента. Расчеты показали, что в случае включения в систему уравнений, описывающих процесс, членов, ответственных за естественную конвекцию, в объеме реактора развивается интенсивное циркуляционное движение Re == К) , что [c.46]

Для устойчивого горения газа с малым содержанием воздуха, например, для природного газа и бутана (< 0,6), для коксового газа (< 0,45) требуется дополнительный обогрев реактора для поддержания температуры в зоне горения не ниже 1000 °С. При температуре порядка 1000 °С, как показывает опыт, можно считать, что продукты горения находятся в условиях химического равновесия. Поэтому в основу расчета составов защитных атмосфер могут быть положены значения констант равновесия газовых реакций и уравнений материального баланса. [c.236]

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]

Отсутствие аналитических решений для нелинейных задач статики и динамики конструкций АЭУ, описываемых уравнениями (3.40)-(3.50), обусловили широкое использование численных методов, ориентированных на применение современных ЭВМ, и главным образом метода конечных элементов (МКЭ). Многочисленные задачи, возникающие в процессе проектирования АЭС, начиная от физики реакторов, гидродинамики и теплообмена и до разнообразных задач динамики конструкций, исследования их прочности и разрушения с учетом взаимодействия с физическими полями различной природы, решаются в настоящее время этим методом [45]. Однако наибольшее применение МКЭ получил в уточненных расчетах напряженных состояний, возникающих в элементах конструкции АЭУ при эксплуатационных, аварийных и сейсмических воздействиях. [c.104]

При разработке быстрых реакторов в расчеты закладывают величину радиационного распухания, оцененную методом экстраполяции реакторных данных до проектных доз. Метод прост и удобен в обращении. Имеется большое число эмпирических уравнений, используемых различными авторами (см. раздел 3.3). Такой подход требует лишь сведений о зависимости радиационного распухания от флюенса, интенсивности нейтронного потока, напряжения и температуры, но не связан с необходимостью сколь-нибудь детального изучения и понимания структуры возникающих повреждений. [c.180]

Применительно к наиболее ответственным конструкциям (атомные и химические реакторы, сосуды для транспортировки токсичных газов и жидкостей под давлением) выполнение пп. 1—5 осуществляется для стадии образования макротрещин. При этом указанные выше запасы по нагрузкам ид, деформациям 1 и долговечности гея определяются по уравнениям типа (1.3) кривых малоциклового или длительного циклического разрушения, получаемых по критерию образования макротрещин. Однако опыт эксплуатации и испытаний большого числа элементов конструкций при малоцикловом нагружении показывает, что долговечность на стадии развития трещин сопоставима или в 2—5 раз превышает долговечность на стадии образования трещин. Это позволяет за счет уточнения расчетов прочности и ресурса по первой и второй стадии повреждения увеличить срок безопасной эксплуатации конструкций. [c.20]

Ниже приведены основные положения, расчетные уравнения и характеристики для определения малоцикловой и длительной циклической прочности, а также алгоритмы и программы расчетов на ЭВМ сопротивления разрушению элементов конструкций при малоцикловом нагружении. В излагаемых методах расчета на сопротивление малоцикловому разрушению были использованы результаты научных разработок, изложенных в настоящ ей серии монографий [1—4] и в работах [5—8], а также разработок нормативных материалов применительно к атомным энергетическим реакторам [9] и методических рекомендаций (по линии научно-методических комиссий в области стандартизации методов расчетов и испытаний на прочность). [c.214]

Прямые задачи часто рещаются при проведении проверочных расчетов в ходе проектирования реактора. Однако гораздо чаще в инженерно-физических исследованиях приходится иметь дело с так называемыми обратными задачами [54, 41], при решении которых рассматривается обращенный ход событий (от следствия к причине). Обратные задачи, как правило, возникают при определении различных физических величин по результатам их проявлений задачи измерения). Они сводятся к нахождению правой части уравнения (1.1) с известными L и /(г, х), при этом формальное решение таких обратных задач как раз представляется уравнением вида (1.1), прочитанным справа налево. Например, если с помощью модели, аналогичной (1.18) — (1.20), изучается распределение тепловых источников в среде по результатам измерения температуры t x, т), то мы имеем дело с одной из разновидностей обратной задачи теплопроводности, поставленной как задача измерения. [c.13]

При расчетах нестационарного режима работы теплофикационных сетей, а также теплообмена в энергетических ядерных реакторах необходимо предварительно иметь решения задач теплопроводности с тем, чтобы установить характер изменения температурного толя системы вдоль направления движения теплоносителя. Если уравнения теплопроводности имеют сложный вид, задачу в целом строгими методами решить не удается. [c.3]

Данные табл. 8-9 можно непосредственно использовать в расчетах по уравнениям (8-24) — (8-26), когда плотность теплового потока на обеих стенках канала постоянна по длине трубы. В следующем разделе мы рассмотрим, как применить данные этой таблицы в случаях, когда плотность теплового потока на стенках изменяется по длине канала, например, при расчете теплообмена в ядерном реакторе. [c.165]

В качестве примера практического использования полученных результатов рассмотрим расчет системы охлаждения ядерного реактора. Изменение плотности теплового потока на стенке q"d по длине канала х задано. Обычно q"o максимальна в середине канала и минимальна на входе и выходе. Когда в качестве теплоносителя используется жидкий металл, при расчете температуры стенки канала могут быть допущены существенные ошибки, если не использовать теоретического уравнения для температуры стенки (8-48), учитывающего изменение плотности теплового потока по длине канала. С другой стороны, если теплоносителем является газ или вода под давлением, то аксиальное изменение плотности теплового потока на стенке влияет на теплоотдачу очень слабо, и для расчета местной разности температур стенки и жидкости можно пользоваться числом Нуссельта для постоянной плотности теплового потока на стенке. (Естественно, что разность температур должна определяться по местной плотности теплового потока, даже если последняя изменяется по длине трубы.) [c.234]

Изложена методика исследования теплообмена в процессе разложения углеводородов в трубчатом реакторе с передачей тепла через стенку трубы и приведены результаты исследования. Получено критериальное уравнение для расчета коэффициентов теплоотдачи при термическом разложении углеводородов в трубчатом реакторе. [c.7]

На рис. 57 схематически изображено изменение давления внутри меридионального сечения рабочей полости трансформатора (круга циркуляции), а именно между точками I м 2 насоса, 3 № 4 турбины, 5 и б реактора (см. рис. 54). Эту схему можно построить, воспользовавшись уравнениями Бернулли и подсчитав общую энергию жидкости и отдельные ее компоненты в указанных точках. В расчетах необходимо учитывать действие центробежных сил. [c.136]

Для элементов ядерных реакторов, работающих при высоких температурах в условиях ползучести, метод расчета на прочность при неупругом анализе основан на принципе суммирования относительных долговечностей в форме, аналогичной уравнению (53) [66]. При этом на основании проведенного большого объема исследований по высокотемпературной малоцикловой механической усталости допустимое значение параметра суммирования долговечностей А о рекомендуется определять по кривой, приведенной на рис. 75, независимо от типа материала. Нетрудно убедиться в совпадении номограмм для выбора допускаемых значений и Лд. [c.175]

Расчет распределения температур в корпусе реактора можно найти, записав уравнение теплопроводности с внутренними источниками теплоты (см. книгу 2, п. 3.3.7). [c.189]

Однако при расчете гетерогенных реакторов необходимо дополнительно учесть ряд особенностей гетерогенных процессов. Прежде всего необходимо иметь в виду, что конкретный вид уравнения, описывающего зависимость между степенью превращения хв и временем пребывания твердой частицы в реакторе, зависит от того, какая стадия гетерогенного процесса определяет его скорость. Если известно, какая стадия является лимитирующей при заданных условиях проведения процесса (температура, размеры частиц, линейная скорость газа и др.), то в уравнение (6.5.7) подставляют зависимость л в (т), определенную по одному из уравнений (6.5.1), (6.5.3) или (6.5.4). [c.655]

Кроме того, особенность расчета реакторов для переработки зернистого материала состоит в том, что при равном времени пребывания в аппарате степени превращения двух твердых частиц разного размера различаются. Из уравнений для определения времени полного превращения следует, что оно зависит от радиуса частицы. Обычно твердая фаза состоит из частиц, различающихся по размерам в некотором диапазоне значений R. Следовательно, при расчете гетерогенного процесса в реакторе нужно проводить усреднение результатов не только по времени пребывания в соответствии с уравнением (6.5.7), но и по размерам частиц твердой фазы. [c.655]

Сравнение результатов измерения расхода ДХЭ с помощью трубки Пито-Прандтля и результатов расчета по уравнению (1) показывает, что достигаемый в реакторе расход циркулирующего ДХЭ недостаточен для снижения температуры ниже температуры кипения измеренный расход ДХЭ составил 800-900 м /ч, рассчитанный по уравнению (1) - 2000 м ч. [c.309]

Об уровне сложности задач, эффективно решаемых методом граничных интегральных уравнений, можно судить по при-водимым в сборнике примерам, среди которых отметим расчет напряженно-деформированного состояния во фланце трубопровода ядерного реактора, определение концентрации напряжений в кубе с трещиной в форме эллипса (полуэллипса, выходящего на границу), упругопластическую задачу о трещине в брусе, задачу о набегании волн на препятствия в бассейне переменной глубины и т. д. [c.6]

Обе модели кинетики - (4.22) и (4.24) - используются в практических расчетах. Уравнение (4.22) бывает справедливым [16] для реакторов с циркулирующим (жидким или газообразным) ядерным топливом. В них, как правило, большая часть запаздьшающих нейтронов испускается не в активной зоне, а во внешнем контуре циркуляции и, следовательно, не участвует в реакции деления. Модель (4.24) широко используется (17, 43,44] в расчетах динамики обычных реакторов с неподвижным (твердым) топливом. [c.125]

При проектировании защиты реактора пользуются разными методами расчета, различающимися как трудоемкостью, так и точностью. Строгое решение задачи возможно лишь с помощью последовательного решения уравнений переноса нейтронов и у-квантов. Однако эти уравнения достаточно точно удается решить лишь для достаточно простых геометрических конфигураций активной зоны и защиты, в основном одномерных (см. гл. IV). Поэтому в практических расчетах. защиты реакторов наряду с решением уравнений переноса излучения применяют н различные приближенные методы, которые можно разбить на две группы полуэмпирнческие, основанные на использовании экспериментальных или теоретических данных, и методы, использующие низкие приближения уравнения переноса. На основе этих приближенных методов в ряде случаев удается проводить практические расчеты даже вручную, и, кроме того, их можно довольно просто реализовать на ЭВМ. Достаточно строгое решение уравнения переноса в основном используется для определения погрешности приближенных методов и при проведении расчетов для самых ответственных направлений, где это позволяют геометрические условия задачи. [c.48]

Поле у нэнтов в защи1е реактора наиболее точно можно определить при решении уравнения переноса у-квантов. При этом в качестве мощности источника необходимо использовать функцию (г, Еу), определенную по формуле (9.57). Для точек внутри активной зоны все три слагаемых в этой формуле не равны нулю, вне активной зоны — лишь два последних слагаемых. Однако сложность геометрии реальных защит и сложность корректного решения уравнения переноса уквантов вынуждают пользоваться приближенными методами расчета. [c.57]

При расчете параметров паровоздушной смеси по формулам (7.79) —(7.81) расход теплоноситедя из первого контура в шахту реактора считается заданным, а расходы парожидкостной смеси Спж и воздуха Сг, выбрасываемые из шахты, определяются по. формулам (7.74), (7.75). При отсутствии выброса из шахт паровоздушной смеси формулы (7.60), (7.61), (7.79) — (7.81) существенно упрош,аются. Аппроксимация и с для машинного счета может встретить затруднения. В этом случае в уравнение (7.80) можно подставить [c.120]

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]

Теплогидравлика технологического канала и активной зоны при двухфазном теплоносителе [9, 19, 20, 46, 49, 55, 58, 59, 71, 72, 87]. Характерная особенность расчетов реакторов с двухфазным теплоносителем состоит в совместном решении уравнений сохранения массы, механической и тепловой энергии потока. [c.150]

Отметим, что для всех моделей эффект выделения газа одинаков, поскольку для представляющих интерес величин В и х член выделения газа g/B дает основной вклад. Хэммер и др. [17] не смогли получить надежные оценки выделения газа из проходящей через канал воды на всем его протяжении в кипящем тяжеловодном реакторе в Хальдене (HBWR) при 28 кГ/см . Приближенные измерения дали среднюю эффективность выделения около 41% от теоретического. Однако они считали на основе всех экспериментальных результатов, что общая эффективность выделения довольно близка к той, которую можно ожидать, предполагая равновесное распределение газа между паром и водой [см. уравнение (4.43)], Расчеты автора для того же реактора показывают, что эффективность конденсации была близкой к теоретической. [c.82]

Радиолиз в исследовательских реакторах замкнутого цикла с полной или заметной дегазацией будет близок к теоретическим выходам. Так, в реакторе для испытаний материалов (MTR) с полной дегазацией пара при давлении 50,8 мм ртутного столба, как сообщил Рейнуотер [20], при 40 Мет скорость дегазации равна около 340 л мин содержание в газе водорода 35,1%. На входе и выходе реактора общие концентрации газа равны 0,2—0,4 и 3—5 см /кг соответственно. Наблюдаемая дегазация водорода соответствует около 100% теоретического выхода с учетом концентрации кислорода в отводимом газе. Хас [21] сообщил, что общее количество газа, растворенного в теплоносителе реактора ETR, при 175 Мет порядка 25 см 1кг. Поскольку дегазация в ETR недостаточно эффективна, то радиолиз ограничен обратными реакциями. Дженкс [2] вывел кинетические уравнения и составил программу их решения для ЭВМ и сделал расчеты для условий, соответствующих работе ETR (табл. 4.5). Для частного случая расчета согласие вполне хорошее. [c.86]

Методы расчета с использованием вычислительных машин. Еразуниси др.[35] предложили весьма подробную модель и разработали программу для вычислительной машины, описывающую перенос активности в контуре реактора. Модель предусматривает существование продуктов коррозии во всех формах и коррозию конструкционных материалов в активной зоне. На основе этой модели записаны уравнения баланса, которые учитывают все процессы перехода и составлены как для радиоактивных, так и для стабильных ядер мишеней любого изотопа. Для ускорения счета предполагается, что концентрация растворенного компонента и шлама в теплоносителе в течение короткого времени достигает равновесия, но в дальнейшем при решении других уравнений системы это предположение пересматривается. Авторы принимают определенные предположения о механизме выхода продуктов коррозии, скорости накопления отложений в активной зоне и вне ее, о концентрации шлама и т.д., которые позволяют получить константы массообмена. [c.322]

Значительные возможности в использовании методов строительной механики в расчетах напряженных состояний осесимметричных несущих элементов ВВЭР открьшаются в связи с расширением применения вычислительной техники в практике проектирования. Матричная запись и решение соответствующих дифференциальных уравнений на ЭВМ позволили в компактной и единообразной форме при сравнительно небольших затратах машинного времени (измеряемого десятками секунд) получать распределение напряжений в таких сложных зонах корпусов реакторов, как фланцевое соединение главного разъема [9, 10, 12]. В таком расчете представляется возможным учесть ступенчатое изменение толщин, несовпадение средних радиусов оболочек, условия взаимодействия между элементами. Увеличение числа сопрягаемых элементов и уменьшение их высоты (до долей толщин) позволяет заменить сложный профиль в зоне сопряжения ступенчатым и получить напряжения, характеризующие концентрацию напряжений. Вводя в такие расчеты интегральные функции пластичности или переменные параметры упругости, можно получить данные о перераспределении напряжений в упругопластической области [12, 15]. [c.35]

На основе поверочных расчетов определяется допустимость принятых конструктивных форм, технологии изготовления и режимов эксплуатации если нормативные требования поверочного расчета не удовлетворяются, то производится изменение принятых решений. Для реализации расчетов по указанным выше предельным состояниям в ведущих научно-исследовательских и конструкторских центрах был осуществлен комплекс работ по изучению сопротивления деформациям и разрушению реакторных конструкционных материалов. При этом для вновь разрабатываемых к применению в реакторах металлов и сплавов (низколегированные тепло-и радиационно-стойкие стали, высоколегированные аустенитные стали для тепловьщеляющих элементов и антикоррозионных наплавок, шпилечные высокопрочные стали) исследовались стандартные характеристики механических свойств, входящие в расчеты прочности по уравнениям (2.3), -пределы текучести Оо,2, прочности, длительной прочности о , и ползучести a f Наряду с этими характе мстиками по данным стандартных испытаний определялись характеристики пластичности (относительное удлинение 5 и сужение ударная вязкость а , предел выносливости i, твердость, модуль упругости Е , коэффициент Пуассона д, а также коэффициент линейного расширения а. [c.38]

Другим важным вопросом обеспечения прочности и ресурса атомных реакторов, не получавшим отражения в традиционных расчетах энергетических установок по уравнениям (2.1) —(2.3), являлся анализ сопротивления деформациям и разрушению при циклическом нагружении [2,5-7,16]. Как следует из данных гл. 1, в процессе эксплуатации атомных реакторов число циклов нагружения на основных режимах изменяется в достаточно широких пределах - от (2- 5) 10 при гидроиспытаниях до (1 2) Ю при программных изменениях мощности и до 10 —10 с учетом вибро-нагруженности. Систематические исследования прочности в этом диапазоне числа циклов были начаты применительно к энергетическим установкам в середине 50-х годов, а в середине 60-х годов были сформулированы основные (преимущественно деформационные) критерии разрушения и свойства диаграмм циклического деформирования [17,18 и др.]. По опытным данным, полученным на лабораторных образцах, было показано, что при числе циклов до 10 циклические пластические деформации оказываются сопоставимыми (в диапазоне числа циклов 10 —10 ) или существенно большими (в диапазоне числа циклов 10 -5 10 ), чем циклические упругие деформации. При этом в зависимости от типа металлов и условий нагружения (с заданными амплитудами деформаций или напряжений) пластические деформации по мере увеличения числа циклов могут возрастать (циклически разупрочняющиеся металлы), уменьшаться (циклически упрочняющиеся металлы) или оставаться постоянными (циклически стабильные металлы). Указанные особенности поведения металлов при циклическом упругопластическом деформировании обусловливают нестационар-ность местных напряжений и деформащ1Й в зонах концентрации при стационарных режимах внешних нагрузок. Для малоцикловой области уравнения кривых усталости и сами кривые усталости при числах циклов 10 —Ю представлялись не в амплитудах напряжений (как для обычной многоцикловой усталости при числах циклов 10 —10 ), а в амплитудах упругопластических деформаций. [c.40]

Рассмотренные выше подходы к расчетам прочности по критериям сопротивления однократному статическому и циклическому нагружению относились к стадии образования трещин, принимаемой за основную для обеспечения безопасности таких ответственных конструкций, как атомные реакторы. Вместе с тем, учитьшая сложность конструктивных форм реакторов, применяемых технологических процессов, реальные возможности методов и средств дефектоскопического контроля, а также нагруженность несущих узлов, не исключается эксплуатация реакторов с развивающимися в них трещинами. В связи с этим потребовалась разработка вопросов механики хрупкого и циклического разрушения, когда размер и форма дефекта становятся такими расчетными параметрами, как напряжения и деформации. Для реакторов водо-водяного типа расчет прочности и радиационного ресурса по нормам [5, 6] уже отражает наличие исходной макродефектности, резко снижающей сопротивление разрушению при температурах ниже критических. Введение в нормативные расчеты критериев и уравнений механики циклического разрушения является одной из основ- [c.42]

На стадии пуска наиболее сложными и одновременно наиболее точными являются натурные исследования усилий, деформаций, напряжений и температур на атомных реакторах при их предпусковых испытаниях — с воспроизведением режимов гидроиспытаний, пусков, стационарных режимов, срабатывания систем защиты, расхолаживания и разуплотнения [6, 7]. В качестве примера на рис. 2.7 приведены данные об изменении напряжений и температур в верхней части реактора ВВЭР [7]. Изменение напряжений вызвано изменением температур при энергопуске, когда давление в корпусе составляло 100 кГ/см (10 МПа), разогрев осуществлялся со скоростью 27°/ч, охлаждение — 40°/ ч. При разогреве напряжения на наружной поверхности увеличиваются, достигая к концу разогрева максима.льных значений (в разные моменты времени для разных элементов). При выходе на стационарный режим напряжения несколько снижаются при расхолаживании снижение напряжений происходит более интенсивно с последующим их повышением к концу расхолаживания. Приведенные на рис. 2.7 данные показывают на сложность формы цикла напряжений при выраженной нестационарности температур для режима разогрев — расхолаживание. Аналогичные данные о реальной нагруженности атомных реакторов при всех эксплуатационных режимах могут быть введены в расчеты по уравнениям (см. 3) для определения допускаемых амплитуд напряжений [о и долговечностей [А]. [c.43]

В критерий 51эф входит коэффициент средней теплопередачи при продольном обтекании к, в само уравнение энергии входит отношение коэффициента локальной теплопередачи к его среднему значению к(к). Какие эмпирические соотношения следует использовать при расчете локальной теплоотдачи и теплопередачи в теплообменниках Ответ на этот вопрос был предположительно дан авторами [3] и окончательно экспериментально получен А. В. Жуковым. Давно было отмечено, что коэффициент теплоотдачи, определенный методом теплообменника , отличается от коэффициента теплоотдачи, полученного при тех же режимах методом электронагрева рекомендованы и различные формулы для расчета Ки в теплообменниках и в реакторах [9]. Среди многочисленных работ по этому многостороннему вопросу выделим [34], в которой сильное различие проектных и реальных средних коэффициентов теплопередачи объяснилось влиянием гидравлических разверок в сечении реального трубного пучка [38]. [c.196]

Решение уравнения переноса излучения в защитах реакторов с помощью AWLM— № 1.0-схемы (263). Применение метода Монте-Карло для расчетов токов вкладов в защите реакторов (268). Весовые функции усреднения групповых констант (272). Учет воздушных полостей в защите реакторов в рамках метода выведения — диффузии (278). Особенности формирования поля быстрых нейтронов, рассеянных от стенок прямого канала (282). Потребности в ядерных данных в задачах расчета биологической защиты (286). Аналитическое описание замедления резонансных нейтронов (292). Поля замедлившихся нейтронов и вторичного v-излучения в прямом бетонном канале с источником быстрых нейтронов на входе (296). Функции влияния поглощающего цилиндрического источника (299). Расчет источников захватного Т Излучения в однородной среде и у границы раздела двух сред комбинированным методом (307). Квазиальбедо нейтрон — V-квант (309). Ковариационные матрицы погрешностей для элементов конструкционных и защитных материалов ядерно-технических установок (311). Скайшайн нейтронов н фотонов. Обзор литературы (320). [c.336]

Расчет по уравнению (3) показывает, что при нагрузке реактора по хлору 60 hmVh газосодержание в сепараторе составляло 0,15-0,2 об. долей, в эрлифтной трубе - 0,87 об. долей. Экспериментально определенное газосодержание в эрлифтной трубе составило 0,7-0,8 об. долей. [c.314]

Одной ИЗ ОСНОВНЫХ задач теории расчета ядерных реакторов является задача на расчет ячейки гетерогенного реактора (см., нанример, [1]). Для решения этой задачи были разработаны различные приближенные методы, чагце всего базируюгциеся на Pi- и Р3- приближениях (см. [2]). В последнее время выяснилось, что для расчета ячейки необходимы более точные методы, основанные на приближенном регаении кинетического уравнения. К числу таких методов относятся так называемый 5дг-метод Карлсона, а также метод B. . Владимирова (см. [2]). Будем считать, что в основу постановки задачи положено выделение ячейки в виде бесконечного круглого цилиндра по методу Вигнера-Зейца [1], [2. В этом случае в одногрупповом приближении и в предположении, что рассеяние нейтронов изотропно, кинетическое уравнение может быть взято в виде [c.736]

В этом же году Евграф Сергеевич прочитал нам, математикам, цикл лекций по кинетическому уравнению, в том числе и по классической проблеме Милна. На этот счет в моей книге Лекции по теории переноса нейтронов в изложении проблемы Милна приведена ссылка именно на лекции Е.С. Кузнецова. Смысл этих лекций состоял в том, что тематика института ностененно переключалась на расчеты ядерных реакторов. [c.765]

Правая часть уравнения (3.84) представляет собой сумму ординат кривых усталости при пластическом деформировании и при классической (многоцикловой) усталости. Показатель степени v для углеродистых и большинства легированных сталей принимают равным 0,12, что приблизительно соответствует показателю кривой усталости с уравнением (3.75) m = 8. Уравнения типа (3.84) удобны в практических приложениях параметры кривой усталости выражены в них через механические характеристики материала при стандартных испытаниях на растяжение. Уравнения пригодны также при повышенных температурах, что обусловило их широкое применение в энергомашиностроении, в частности, в расчетах атомных реакторов и другого оборудования атомных электростанций. Уравнение (3.84) нельзя разрешить в явном виде относительно числа циклов N. С точки зрения прогнозирования ресурса удобнее кусочногладкие аппроксимации типа формул (3.77) с выделением участка малоцикловой усталости, участка многоцикловой усталости и, возможно, переходной области. В сочетании с правилом суммирования аппроксимация (3.77) приводит к критериям типа [34, 76] [c.101]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...