Студопедия

Главная страница Случайная страница

Разделы сайта

АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника






где средняя теплопроводность горючего при .






Процесс расчета максимальной температуры топливного сердечника итерационный. В первом приближении примем максимальную температуру топливного сердечника Тогда средняя температура сердечника

Коэффициент теплопроводности для этой температуры определим в [6, с.36, П4].

Эффективная температура горючего:

Определим распределение температуры на 0, 3r и 0, 7r. Для этого воспользуемся формулой, приведенной в [4, стр.210].

- радиус таблетки горючего.

Выполним проверку: должно равняться полученному ранее.

Рис.1. Распределение температуры по радиусу в стержневом твэле (газовый зазор не показан)


Вывод:

В работе проведен расчет эффективной температуры топлива в стержневомтвэле реактора. Параметры теплоносителя подбирались по заданному давлению, поэтому они соответствуют параметрам теплоносителя ВВЭР – 440. По этой причине ВВЭР – 440 был выбран в качестве реактора-прототипа. Была скомпонована активная зона с высокой тепловой мощностью и низкой энергонапряженностью.

Рассчитанная максимальная температура горючего не превышает температуры плавления металлического урана, примерно равной .

Эффективная температура горючего составила

 

 

Список использованной литературы

 

1. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность/ А.М. Афров, С.А. Андрушечко, В.Ф. Украинцев и др. – М.: Университетская книга, Логос, 2006. – 488 с. + 16 с. цв. вкл.

 

2. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. Изд. 5-е, перераб. и доп. ­– М.: Книжный дом «ЛИБРОКОМ»,

2009. – 480 с.

 

3 Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. – 2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352с.

 

4. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках: Учебное пособие для вузов; 2-е изд., перераб. – М.: ИздАт, 2008. – 256 с.

 

5. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учебное справочное пособие для студентов специальностей: 14.03.05 – Ядерные реакторы и энергетические установки, 14.04.04. – Атомные электрические станции и установки / Под общ. ред. проф. П.Л.Кириллова; 2-е изд. перераб. и доп. – М.: ИздАт, 2007. – 200 с.

 

6. Определение эффективной температуры топлива реактора на тепловых нейтронах: методические указания к выполнению инди-видуального домашнего задания по дисциплине «Физика ядерных реак-торов» для студентов, обучающихся по специальности 141403 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг»/ сост. А.В. Кузьмин. – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2014. – 41 с.

 






© 2023 :: MyLektsii.ru :: Мои Лекции
Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав.
Копирование текстов разрешено только с указанием индексируемой ссылки на источник.