Приведенные капитальные затраты;
Эксплуатационные расходы;
Суммарные годовые затраты.
Тип 5 вопрос через жопу
ЗАДАЧИ ТЕПЛОВОГО И ГИДРАВЛИЧЕСКОГО РАСЧЕТОВ.ВЫБОР ГЕОМЕТРИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ.
Энергетические ядерные реакторы отличаются большим разнообразием конструкционных решений. Устройство активной зоны реактора зависит от типа используемого теплоносителя, вида топлива, от того, на каких нейтронах - тепловых или быстрых - будет осуществляться процесс деления. Конструкция парогенератора в основном определяется типом теплоносителя.
При конструировании активной зоны реактора необходимо определить большое число геометрических, физических и теплофизических параметров, от правильного выбора которых зависит и экономичность, и безопасность работы АЭС. Эти параметры определяются в процессе физического, теплового и гидравлического расчетов реакторов. Таким образом, тепловые и гидравлические расчеты наряду с физическими являются основой, на которой базируются разработка конструкции ядерного реактора, обоснованное определение его важнейших параметров, выбор оптимального решения. Т.к. тепловой и гидравлический расчеты тесно связаны между собой, то в литературе, посвященной расчетам реакторов, широко используется термин “теплогидравлические расчеты”.
Процесс конструирования ядерного реактора можно разделить на несколько этапов, и каждому этапу соответствуют определенные цели и сложность теплогидравлических расчетов. На первом этапе осуществляется поиск и выбор основных конструкционных решений, и соответствующий вид теплогидравлического расчета называют поисковым. На этом этапе известны тепловая мощность реактора, распределение мощности внутренних источников тепла по объему активной зоны, приблизительные объемные доли топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, основные параметры теплоносителя, предельно допустимые температуры. В процессе поискового теплогидравлического расчета осуществляется выбор конструкции и размеров активной зоны, конструкции и размеров тепловыделяющих сборок и твэлов, скорости движения теплоносителя, его распределения по поперечному сечению активной зоны, определяются распределения температур во всех элементах реактора, гидравлическое сопротивление активной зоны. Поисковый теплогидравлический расчет проводится на основе упрощенных моделей процессов с использованием сравнительно простых соотношений.
На следующем этапе конструирования путем проведения достаточно большого числа вариантных расчетов выбирается оптимальный вариант рассматриваемой конструкционной схемы. Как правило, теплогидравлические расчеты на этом этапе выполняются с помощью ЭВМ, с использованием более сложных моделей и более точных расчетных методик.
И, наконец, применительно к выбранному оптимальному решению проводится так называемый поверочный теплогидравлический расчет. Задача такого расчета – с максимально возможной точностью определить все важнейшие параметры активной зоны. Поверочный расчет осуществляется на основе наиболее точных моделей процессов и расчетных соотношений с использованием достаточно сложных программ.
Рассмотрим основные этапы поискового теплогидравлического расчета. Ограничимся анализом только стационарных режимов работы реактора, хотя очевидно, что при конструировании реактора необходимы также теплогидравлические расчеты пусковых, переходных и прочих нестационарных режимов работы реактора. Особенно важным моментом, связанным с работой АЭС, является анализ возможных последствий различных аварийных ситуаций.
Конструирование ядерного реактора начинают с определения объема и размеров активной зоны. Бьем:
Vа.з.=Qт/qv cр. 0‑1
Где Qт - заданная тепловая мощность реактора;
Qv – средняя мощность тепловыделения в единице объема активной зоны. Естественно, что чем выше средняя мощность тепловыделения, тем меньше размеры активной зоны. Но с ростом qv увеличиваются температуры всех элементов активной зоны. Поэтому выбранное на начальном этапе расчетов значение qv подлежит уточнению в процессе теплогидравлического расчета.
Среднее значение мощности тепловыделения зависит от типа и степени обогащения топлива, от вида теплоносителя и изменяется в широких пределах.
Как правило, активная зона реактора имеет цилиндрическую форму. При определении высоты активной зоны Н и ее диаметра D задаются соотношением
Н=BD. 0‑2
Минимальной утечке нейтронов с поверхности активной зоны соответствует значение В=0,92.
0‑3
На практике при выборе соотношения между высотой и диаметром активной зоны помимо указанного выше соображения об экономии нейтронов приходится учитывать ряд других факторов и отступать от наиболее выгодного соотношения, определяемого значением В=0,8-0,9. Так, стремление увеличить единичную мощность реактора при диаметре корпуса, приемлемом для ж/д транспортировки, в случае ВВЭР- 1000 привело к выбору В=1,12. Наоборот, в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем из соображений большей безопасности активная зона существенно приплюснута и В=0,37. Для диаметра активной зоны получаем выражение
После чего определяем экстраполированные размеры активной зоны
D’=D+2бR 0‑4
H’=H+2бz 0‑5
Где бR и бz – эффективные добавки в радиальном и осевом направлениях.
Затем необходимо выбрать форму и основные геометрические параметры тепловыделяющей сборки. Это, прежде всего, диаметр и число твэлов, диаметр топливной таблетки, толщина оболочки, шаг решетки, тепловыделяющих стержней, диаметр всей сборки, если она имеет цилиндрическую форму, или размер под ключ, если шестигранную. После этого определяются необходимые для дальнейших тепловых и гидравлических расчетов геометрические характеристики сборки: ее площадь поперечного сечения, проходное сечение, обогреваемый периметр, а также площадь поперечного сечения ячейки fяч, при нахождении которой учитываются зазоры между сборками, а в случае графитовых реакторов и площадь прилегающего к сборке графитового замедлителя.
0‑6
Большая часть ячеек заняты тепловыделяющими сборками, но часть из них может использоваться для регулирующих и аварийных стержней, для введения контролирующей аппаратуры.