Студопедия

КАТЕГОРИИ:


Архитектура-(3434)Астрономия-(809)Биология-(7483)Биотехнологии-(1457)Военное дело-(14632)Высокие технологии-(1363)География-(913)Геология-(1438)Государство-(451)Демография-(1065)Дом-(47672)Журналистика и СМИ-(912)Изобретательство-(14524)Иностранные языки-(4268)Информатика-(17799)Искусство-(1338)История-(13644)Компьютеры-(11121)Косметика-(55)Кулинария-(373)Культура-(8427)Лингвистика-(374)Литература-(1642)Маркетинг-(23702)Математика-(16968)Машиностроение-(1700)Медицина-(12668)Менеджмент-(24684)Механика-(15423)Науковедение-(506)Образование-(11852)Охрана труда-(3308)Педагогика-(5571)Полиграфия-(1312)Политика-(7869)Право-(5454)Приборостроение-(1369)Программирование-(2801)Производство-(97182)Промышленность-(8706)Психология-(18388)Религия-(3217)Связь-(10668)Сельское хозяйство-(299)Социология-(6455)Спорт-(42831)Строительство-(4793)Торговля-(5050)Транспорт-(2929)Туризм-(1568)Физика-(3942)Философия-(17015)Финансы-(26596)Химия-(22929)Экология-(12095)Экономика-(9961)Электроника-(8441)Электротехника-(4623)Энергетика-(12629)Юриспруденция-(1492)Ядерная техника-(1748)

Реакторные материалы




Уровень теплотехнической надежности реактора

Основным количественным показателем теплотехнической надежности реактора является вероятность (R) нормального теплоотвода от активной зоны при работе установки в номинальном режиме. Уровень теплотехнической надежности реактора определяется по соотношению фактического (R) и допустимого (Rдоп) значений показателей теплотехнической надежности [5.33]. Допустимое значение показателя теплотехнической надежности определяется на основе опыта эксплуатации, исходя из технико-экономических показателей и требований безопасности. Так, для энергетических канальных уран-графитовых реакторов типа АМБ и РБМК считается приемлемым значение Rдоп ³ 0,8¸0,98 [5.33]. Опыта расчетов показателей R для корпусных реакторов типа ВВЭР пока считают недостаточным, но полагают, что для них величина Rдоп должна быть несколько больше: Rдоп ³ 0,9¸0,99 [5.33]. Значение величины Rдоп для РУ СМ-3 также, видимо, должно находиться в этом диапазоне.

Расчет фактического значения показателя надежности (вероятности отсутствия кризиса теплообмена) в к-ой ТВС (Rк) вычисляется по формуле [5.33]:

Rк = 0,5 + Ф (Ккр.н - Ккр.доп)/ s к,

где Ф - функция Лапласа;

Ккр.н, Ккр.доп - коэффициент запаса до кризиса теплообмена в номинальном режиме работы и допустимое значение: Ккр.доп = 1;

Ö¾¾Ø
s к - среднеквадратичное отклонение определяющей функции, в данном случае Ккр:

m

sк = å (D Kкр.i)2

i=1

где m - количество параметров (факторов), влияющих на значение Ккр;

D Kкр.i = Kкр.i - Ккр.н; Kкр.i - значение Ккр. при отклонении i-го параметра.

Поскольку основные параметры, влияющие на Ккр. (расход теплоносителя, мощность реактора), действуют одновременно на все ТВС, то показателем теплотехнической надежности реактора в целом R является минимальное значение Rк [5.33].

Принятые в расчете R допуски и погрешности параметров и элементов активной зоны приведены в [5.34]. В табл. № 5.18 представлены значения коэффициентов запаса до кризиса теплообмена при отклонении основных параметров (Ккр.i).

 

 


Таблица № 5.18

Значение коэффициентов запаса до кризиса теплообмена при отклонениях основных параметров [5.34]

 

Параметры Значение Ккр
Мощность реактора 1,40
Расход теплоносителя 1,49
Коэффициенты энерговыделения:  
· по ТВС 1,49
· по зоне 1,32
· по высоте 1,48
Температура теплоносителя 1,49
Геометрические параметры (длина активной части,  
описанный диаметр, периметр твэла) 1,45

 

Расчетное значение R = 0,99, то есть находится в допустимом интервале 0,9¸0,99.

Исходя из изложенного, предлагается установить Rдоп = 0,98 и при всех изменениях в реакторе добиваться выполнения условия R ³ Rдоп.


Перечень материалов, их технические условия и характеристики нейтронных полей тех узлов, в которых они работают в реакторе, представлен в табл. № 5.19. Ниже приводится краткий анализ поведения основных материалов узловых конструкций под действием реакторного излучения, результаты инспекционных и научных исследований в обоснование их ресурсоспособности и безопасности использования. Принятые сроки службы отдельных узлов и оборудования реактора приведены в разделе 5.1.8 отчета.




Поделиться с друзьями:


Дата добавления: 2015-06-04; Просмотров: 396; Нарушение авторских прав?; Мы поможем в написании вашей работы!


Нам важно ваше мнение! Был ли полезен опубликованный материал? Да | Нет



studopedia.su - Студопедия (2013 - 2024) год. Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав! Последнее добавление




Генерация страницы за: 0.011 сек.