Кризис теплообмена, условия его возникновения
Энергетические ядерный реакторы имеют очень высокие плотности энерговыделения в активной зоне (для ВВЭР ее величина примерно равна 120кВт/л ) и, соответственно, высокие значения линейных нагрузок на ТВЭЛ. Это автоматически означает, что теплоотдача от ТВЭЛа к воде идет с очень высокой интенсивностью. При нормальной эксплуатации водяной теплоноситель реактора не кипит. Однако в режимах нарушения нормальной эксплуатации, если давление понизится или возрастет мощность (и линейная нагрузка) теплоноситель может закипеть и режим теплоотдачи от ТВЭЛов может оказаться в непосредственной близости от режимов т.н. кризиса теплообмена (коэффициенты запаса до кризиса в этих случаях могут снижаться до значений 1.04-1.10).
Кризисом теплообмена при кипении называется явление резкого ухудшения теплообмена на теплопередающей поверхности, ведущее, как правило, к быстрому возрастанию ее температуры. Тепловая нагрузка qкр, при которой происходит это явление, называется критическая тепловая нагрузка.
Несмотря на то что явление кризиса теплообмена при кипении известно давно, механизм развития этого процесса до настоящего времени не изучен в полном объеме из-за сложности и многообразия данного явления. Предполагается существование двух модификаций кризиса теплообмена.
Первая модификация кризиса трактуется как следствие перехода пузырькового кипения жидкости на поверхностное. Явление это названо кризисом теплообмена первого рода. Кризис первого рода наступает только при больших тепловых потоках с поверхности теплоотдачи, когда теплоноситель недогрет до точки кипения или достигнутое паросодержание невелико (паросодержанием называется массовая или объемная доля пара соответственно в общей массе или объеме теплоносителя). Считается, что при увеличении удельной тепловой нагрузки до критических значений скорость генерации паровых пузырей становится больше скорости их удаления с теплоотдающей поверхности, в результате чего поверхность нагрева покрывается сплошной паровой пленкой. Из-за сравнительно низкой теплопроводности пара при этом резко уменьшается коэффициент теплоотдачи, что и влечет за собой перегрев теплоотдающей поверхности и, как следствие, нарушение целостности оболочки и герметичности твэла. Критический тепловой поток qкр сложным образом зависит от скорости, давления и температуры теплоносителя, формы и размеров теплопередающей поверхности, аналитического решения этой задачи пока нет, но для различных конкретных случаев получены эмпирические уравнения, позволяющие рассчитывать qкр в определенной области температур. Например, для расчета кризиса в ТВС реактора ВВЭР рекомендуется формула /1/ для условий, максимально приближенных к режимам этого реактора:
|
|
|
|
|
|
qкр =0,795*(1-х)n *(G)m *(1-0.0185p) (6.11)
где m = 0,184-0,311; n =0,105р-0,5
Формула описывает экспериментальные данные в следующем диапазоне параметров: давления р=7,5 ¸16,7 МПа; расхода G= 700¸3500 кг/(м2 *с); паросодержания (энтальпийного) х= -0,07¸0.4; длин l=1.7¸3.5м; диаметров d=9мм.; s/d=1.35¸1.385.
Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном твэле существовал запас по критической тепловой нагрузке равный :
n = qкр/ qмакс = qкр/ qсрkv>1 (6.12)
где qср- средний тепловой поток, Вт/(м2);
kv - объемный коэффициент неравномерности тепловыделения.
Вторая модификация кризиса, называемая кризисом второго рода, трактуется как следствие испарения или срыва водяной микропленки с поверхности ТВЭЛа. Считается, что кризис второго рода наступает только при больших паросодержаниях, превышающих некоторое граничное весовое паросодержание ( которое определяется давлением и массовой скоростью теплоносителя). Рабочая гипотеза относительно механизма возникновения кризиса второго рода связывает развитие кризисных явлений с наступлением объемного кипения в теплогенерирующем канале ( в реакторе ВВЭР это соответствует ТВС ). При большом паросодержании в потоке жидкости, нагретой до температуры насыщения, паровые пузырьки, объединяясь друг с другом, могут заполнить все проходное сечение канала. Следствием этого запаривания является уменьшение скорости циркуляции жидкости через канал, в результате чего создаются условия для испарения водяного пограничного слоя на теплоотдающей поверхности. Образующаяся паровая пленка обладает низкими теплопередающими свойствами, и температура поверхности нагрева увеличивается. Характерной особенностью кризиса второго рода является его независимость от тепловой нагрузки. Сама тепловая нагрузка определяет только скачок температуры у стенки ТВЭЛ.
|
|
|
Избежать кризисных явлений второго рода можно – для этого нужно увеличить недогрев теплоносителя до кипения, что может быть достигнуто за счет снижения температуры теплоносителя или за счет повышения давления в первом контуре. Но уменьшение температуры теплоносителя нежелательно, потому что при этом снижаются параметры пара и, как следствие, уменьшается экономичность энергоустановки.
|
|
|
Режимы теплообмена в активной зоне ядерного реактора определяют теплотехническую надежность активной зоны – которая определяется как ее способность сохранять в течении заданного времени (кампании ядерного топлива) нормальный теплоотвод от твэлов при работе реактора в стационарном режиме без превышения предусмотренных в проекте случайных отклонений конструкционных и эксплутационных параметров от их номинальных значений.
Литература к гл.6 .
1. П.Л. Кириллов, Г.П.Богословская Тепломассобмен в ядерных энергетических установках.М., Энергоатомиздат, 2000, -451с.
Предметный указатель
асимптотический период.......................................................................................................... 40
Баланс реактивности................................................................................................................ 96
борный выбег............................................................................................................................ 106
Вероятность избежать резонансного захвата...................................................................... 22
вероятность избежать утечки........................................................................................... 30
водо-урановое отношение................................................................................................. 26
возраст нейтронов................................................................................................................ 31
Воспроизводство ядерного топлива......................................................................................... 69
вторичное ядерное топливо.............................................................................................. 70
Вторичные нейтроны деления........................................................................................... 6
Выгорание.............................................................................................................................. 65
Выгорающие поглотители..................................................................................................... 103
вынужденная стоянка реактора................................................................................ 87
Геометрический параметр реактора............................................................................. 29
глубина выгорания топлива............................................................................................. 67
Гомогенные выгорающие поглотители............................................................... 105
Дифференциальная зависимость эффективности стержня................................................... 100
Диффузия нейтронов................................................................................................................. 11
Диффузия тепловых нейтронов.................................................................................. 12
Замедление нейтронов...................................................................................................... 10
запаздывающие нейтроны............................................................................................................ 7
изотопный состав плутония....................................................................................................... 73
Интегральная зависимость эффективности стержня............................................................ 100
Йодная яма............................................................................................................................. 85
коэффициент воспроизводства........................................................................................ 70
Коэффициент использования тепловых нейтронов........................................................... 23
коэффициент неравномерности энерговыделения.................................................. 32
Коэффициент проигрыша.................................................................................................. 25
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.......................................................... 20
коэффициенты реактивности............................................................................................ 47
Кризис теплообмена................................................................................................................. 110
критическая тепловая нагрузка............................................................................... 110
Материальный параметр реактора............................................................................... 29
модель точечной кинетики реактора........................................................................................ 37
МОХ-топливо......................................................................................................................... 72
Мощностной эффект реактивности....................................................................................... 59
начальный запас реактивности.................................................................................................. 97
Нестационарное отравление реактора Sm............................................................ 92
Нестационарное отравление реактора Xe............................................................. 85
оперативный запас реактивности.............................................................................. 97
Остаточное тепловыделение в топливе.................................................................................. 108
отравление реактора......................................................................................................... 79
Отравление реактора Xe............................................................................................................. 76
отравление самарием........................................................................................................ 81
первичное ядерное топливо.............................................................................................. 70
Переходные процессы в реакторе в модели точечной кинетики.......................................... 38
период реактора........................................................................................................................... 39
Плотностной эффект реактивности.......................................................................................... 55
Потеря реактивности на шлакование........................................................................... 68
Пространственное распределение потоков нейтронов в реакторе.................................. 32
реактивность................................................................................................................................ 37
реактор -бридер..................................................................................................................... 73
Самоподдерживающаяся цепная реакция деления................................................ 15
Саморегулирование реактора......................................................................................... 63
Связь периода и реактивности.................................................................................................. 40
Стационарное отравление ксеноном........................................................................ 76
стержни выгорающего поглотителя........................................................................... 107
Стратегия развития атомной энергетики России...................................................... 5
Температурный коэффициент реактивности...................................................... 50
торий – урановый топливный цикл.............................................................................. 69
удельная мощность.............................................................................................................. 66
уран- плутониевый топливный цикл............................................................................ 69
Условие критичности реактора....................................................................................... 30
фактора Весткотта................................................................................................................ 53
формула четырех сомножителей.............................................................................. 18
Число быстрых нейтронов образующихся при одном поглощении теплового нейтрона в топливе 19
энергетический эквивалент.................................................................................................. 4
Эффект интерференции стержней.......................................................................................... 101
эффективный коэффициент размножения............................................................ 15
эффекты реактивности......................................................................................................... 47
Ядерный температурный эффект реактивности................................................ 51
Содержание .
Список использованных сокращений. 1
Введение. 4
Часть I. Основы физических процессов в ядерных реакторах.. 6
Глава 3. Кинетика реакторов.. 6
3.1. Переходные процессы в реакторе в модели точечной кинетики без обратных связей. 7
3.2. Характер поведения реактора в разных диапазонах нейтронной мощности, диапазоны ДИ, ДП, ДЭ.. 12
Литература к гл 3. 15
Глава 4. Эффекты реактивности в реакторе.. 16
4.1 Общие определения и требования к коэффициентам реактивности. 16
4.2. Виды эффектов реактивности. 18
4.2.1. Температурный эффект реактивности. 19
4.2.2. Мощностной эффект реактивности. 28
Глава 5. Динамика нуклидного состава реактора.. 34
5.1. Выгорание ядерного топлива. Шлакование реактора. 34
5.2. Воспроизводство ядерного топлива. 38
5.3 Отравление реактора Xe и Sm.. 45
5.3.1. Отравление в стационарных режимах. 45
5.3.2. Эффект нестационарного отравления Xe и Sm.. 54
5.3.2.а Эффекты нестационарного отравления Xe. 54
5.3.2.в Эффекты нестационарного отравления Sm.. 61
Глава 6. Регулирование реакторов.. 64
6.1 Баланс реактивности, составляющие запаса реактивности в реакторе. 65
6.2 Регулирование реактивности стержнями. 67
6.3 Жидкостное регулирование реактивности. 71
6.4 Выгорающие поглотители. 72
6.5. Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена. 77
6.5.1. Остаточное тепловыделение в топливе. 77
6.5.2 Кризис теплообмена, условия его возникновения. 79
Литература к гл.6 . 81
Предметный указатель. 81
Дата добавления: 2018-02-18; просмотров: 3006; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!