Теплогидравлические расчеты ядерных реакторов

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ [c.184]

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]

В ч. 1 изложены теоретические основы гидравлики закрученного цилиндрического течения жидкости. Такая форма движения теплоносителя может быть организована, например, в трубчатом твзле или во внутренней полости втулочного ТВ зла. двустороннего охлаждения в целях повышения критических плотностей тепловых потоков. Ниже изложены результаты исследования критических плотностей тепловых потоков и гидравлического сопротивления при закрученном цилиндрическом движе-НИИ теплоносителя в трубах, т. е. основных характеристик ТВС, используемых в теплогидравлических расчетах сборок твзлов ядерных реакторов. [c.128]

О теплогидравлическом расчете реакторов [2, 7, 18, 19, 34, 35, 60, 63, 65, 92]. Теплогидравлический расчет реакторов вместе с физическим, прочностным и экономическим служит цели обоснования проекта ядерной реакторной установки, ее теплотехнической оптимизации и повышения ее теплотехнической надежности. При теплогидравлическом расчете определяют распределение расхода теплоносителя по каналам реактора, давления и паросодержання по контуру циркуляции, температуры в элементах реактора, а также параметры оборудования первого контура установки. [c.110]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...