Расчет параметров ядерной паропроизводящей установки (стр. 8 из 12)

=

2. п.2.7 4 - Коэффициент теплопроводности для нержавеющей стали приведен в табл.2.7

3. п.12 - Коэффициент запаса

= 0,95÷0,98

4. п.2.7 1 - Принимается для удобства расчета 3÷5 значений в интервале 1÷5·10⁵ Вт/м², затем для данных значений рассчитываются п. п.2.7 2 ÷2.7 6.

5. п.23 - При невыполнении ограничения выполняется новая компоновка, и повторяют расчет теплопередачи.

Рис 1.5. Построение графика функции , для нахождения .

q₁”= 299200Вт/м²

q₂”= 313700Вт/м²

q₃”= 322200Вт/м²

q₄”= 325300Вт/м²

q_исп= 315300Вт/м²

2.5 Конструктивное оформление парогенератора

Таблица 1.5

№	Наименование величины	Обозначение	Размерность	Расчётная формула	Числовое значение
1	2	3	4	5	6
1	Допускаемое напряжение для выбранного материала корпуса		МПа	справ. данное, [11]	113.8
2	Внутренний диаметр патрубка входа питательной воды в ПГ		м		2.094
3	Номинальная толщина стенки патрубка входа ПВ в ПГ		м		0.034
4	Наружный диаметр патрубка входа питательной воды в ПГ		м	+2	2.162
5	Внутренний диаметр патрубка входа перегретого пара из ПГ		м		0.07
6	Номинальная толщина стенки патрубка выхода перегретого пара из ПГ		м		0.001
7	Наружный диаметр патрубка выхода перегретого пара из ПГ		м	+2	0.143
8	Внутренний диаметр патрубка входа ТН в ПГ		м		0.24
9	Номинальная толщина стенки патрубка входа ТН в ПГ		м		0.015
10	Наружный диаметр патрубка входа ТН в ПГ		м	+2	0.269
11	Внутренний диаметр патрубка выхода ТН из ПГ		м		0.36
12	Номинальная толщина стенки патрубка выхода ТН из ПГ		м		0.022
13	Наружный диаметр патрубка выхода ТН из ПГ		м	+2	0.405
14	Номинальная толщина стенки корпуса ПГ		м		0.042
15	Наружный диаметр ПГ		м	DПГ+2	0.764
16	Номинальная толщина стенки выпуклого днища ПГ		м		0.018
17	Коэффициент, зависящий от конструкции днища	К	-	справ. данное, [11]	0.98
18	Коэффициент, зависящий от размера отверстия в крышке	К0	-	справ. данное, [11]	1
19	Номинальная толщина крышки ПГ		м		0.227

Конструктивное оформление парогенератора

3. Тепловой и габаритный расчёт АКТИВНОЙ ЗОНЫ реактора

3.1 Общие положения

3.1.1 Конструкция АЗ

Активная зона является основной частью ядерного реактора. В ней расположено ядерное топливо. В нём выделяется тепло, последнее отводится теплоносителю, который циркулирует через АЗ. В современных СЯЭУ наиболее распространены водо-водяные ядерные реакторы с водой под давлением (ВВРД).