Библиотека Амурского Государственного Университета

Главная

Упрощенный режим

Описание

Шлюз Z39.50

Базы данных

БД "Статьи" - результаты поиска

Вид поиска

БД "Книги"

БД "Статьи"

Труды АМГУ

Выпускные квалификационные работы

Антитеррор

Область поиска

Формат представления найденных документов:
полный	информационный	краткий

Отсортировать найденные документы по:
автору	заглавию	году издания	типу документа

Поисковый запрос: (<.>K=быстрые реакторы<.>)

Общее количество найденных документов : 15
Показаны документы с 1 по 15

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Окунев В. С.
Заглавие : К обоснованию возможности использования твэлов с вольфрамовым напылением в энергетических быстрых реакторах нового поколения
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2011. - № 6. - С. 133-139: ил. (Шифр iren/2011/6)
Примечания : Библиогр.: с. 139 (10 назв. )
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): реакторы--быстрые реакторы--энергетические реакторы--твэлы--вольфрамовые покрытия--вольфрамовые напыления--реакторы естественной безопасности--брест
Аннотация: Быстрые реакторы нового поколения составят основу ядерной энергетики середины и конца XXI столетия. Среди таких проектов наибольший интерес представляют реакторы естественной безопасности (БРЕСТ), в которых детерминистически исключены тяжелые аварии. Однако потенциальные возможности отечественного энергомашиностроения, реализованные в проектах БРЕСТ, полностью не исчерпаны, есть резервы дальнейшего повышения безопасности. Один из резервов концепции БРЕСТ - использование оболочек твэлов с вольфрамовым покрытием - идея нереалистичная из-за высокой стоимости вольфрама и высокого сечения поглощения быстрых нейтронов. Но проведенный анализ и расчеты позволяют сделать вывод о потенциальной возможности использования вольфрамовых покрытий твэлов для дальнейшего повышения надежности и безопасности реакторов типа БРЕСТ без ухудшения (возможно при улучшении) экономических характеристик атомных станций с такими реакторами.
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Селезнев Е. Ф., Белов А. А., Панова И. С., Матвиенко И. П., Жуков А. М.
Заглавие : Пространственная кинетика в реакторах на быстрых нейтронах
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 3. - С.41-52: ил. - ISSN 0002-3310 (Шифр iren/2013/3). - ISSN 0002-3310
Примечания : Библиогр.: с. 52 (5 назв.)
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): реакторы--быстрые реакторы--нейтроны--запаздывающие нейтроны--быстрые нейтроны--тепловые нейтроны--реакторы на быстрых нейтронах--уравнения переноса нейтронов--уравнения точечной кинетики--пространственная кинетика--критические сборки--кинетика реакторов--быстрые физические стенды--физические стенды
Аннотация: Представлен анализ решения пространственного нестационарного уравнения переноса нейтронов на примере реактора на быстрых нейтронах. Проведенные в последнее время эксперименты по пространственной кинетике на комплексе критических сборок - быстром физическом стенде - и их обсчеты по программе TIMER - решения нестационарного уравнения в трехмерной геометрии в многогрупповом диффузионном приближении для решения прямой и обратной задач кинетики реактора, показали, что кинетика реакторов на быстрых нейтронах существенно отличается от кинетики реакторов на тепловых нейтронах. Отличие связано с влиянием спектра запаздывающих нейтронов на скорости процесса в быстром реакторе.
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Рачков В. И., Калякин С. Г., Кухарчук О. Ф., Орлов Ю. И., Сорокин А. П.
Заглавие : От первой АЭС до ЯЗУ поколения IV (к 60-летию первой в мире АЭС)
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2014. - № 5. - С.11-19. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2014/5). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): аэс--яэу--атомная энергетика--атомные электрические станции--быстрые реакторы--военные программы--жидкометаллические теплоносители--изотопная продукция--испытания--лазеры--нейтронные исследования--неядерные технологии--реакторы--ускорители--физика твердого тела--физические исследования--электрогенерирующие каналы--энергетические установки--ядерная накачка--ядерные установки--ядерные энергетические установки
Аннотация: Успешный пуск в 1954 г. в ФЭИ (г. Обнинск) Первой в мире АЭС стал поворотом от военных программ к мирному использованию атомной энергии. Вплоть до закрытия станции реактор АМ был одной из основных реакторных баз, на которых проводились нейтронно-физические исследования, исследования по физике твердого тела, испытания твэлов, электрогенерирующих каналов, наработка изотопной продукции.
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Рачков В. И., Арнольдов М. Н., Ефанов А. Д., Калякин С. Г., Козлов Ф. А., Логинов Н. И., Орлов Ю. И., Сорокин А. П.
Заглавие : Использование жидких металлов в ядерной, термоядерной энергетике и других инновационных технологиях
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2014. - № 5. - С.20-30. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2014/5). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039.6
ББК : 31.49
Предметные рубрики: Энергетика
Термоядерная энергетика
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): яэу--быстрые реакторы--жидкие металлы--инновационные технологии--космические реакторы--теплоносители--теплофизические свойства--транспортные установки--ускорительные системы--физические свойства--ядерная энергетика--ядерные энергетические установки
Аннотация: К настоящему времени накоплен большой опыт обращения с жидкими металлами в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок (ЯЭУ), получены обширные знания о физических, теплофизических и физико-химических свойствах этих теплоносителей, разработаны научные основы и комплекс методов и средств обращения с жидкими металлами – теплоносителями ЯЭУ.
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Волков Э. (главный редактор), Адамов Е.
Заглавие : Предисловие к статьям по проекту "Прорыв"
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С.3-4. - ISSN 0002-3310 (Шифр iren/2015/1). - ISSN 0002-3310
УДК : 621.039
ББК : 31.4
Предметные рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): оят--быстрые реакторы--естественная безопасность--облученное ядерное топливо--переработка оят--реакторные установки--ядерная энергетика--ядерное топливо
Аннотация: В данном журнале начинается публикация статей, освещающих основные научно-технические результаты, полученные при реализации проекта "Прорыв".
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Адамов Е. О., Алексахин Р. М., Большов Л. А., Дедуль А. В., Орлов В. В., Першуков В. А., Рачков В. И., Толстоухов Д. А., Троянов В. М.
Заглавие : Проект "Прорыв" - технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С.5-12. - ISSN 0002-3310 (Шифр iren/2015/1). - ISSN 0002-3310
Примечания : Библиогр.: с. 12 (7 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках
УДК : 621.039
ББК : 31.4
Предметные рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): оят--быстрые реакторы--замкнутый топливный цикл--облученное ядерное топливо--топливные циклы--ядерная энергетика--ядерное топливо--ядерные энергосистемы--ядерные энерготехнологии--ядерный топливный цикл
Аннотация: В статье анализируются проблемы развития современной ядерной энергетики (ЯЭ) и пути их решения на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с быстрыми реакторами (БР). Определены технические требования к ядерным энергосистемам для создания крупномасштабной ЯЭ. Рассмотрены цели и решаемые научно-технические задачи проекта "Прорыв", реализуемого в рамках Федеральной целевой программы "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 года".
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Адамов Е. О., Орлов В. В., Рачков В. И., Слесарев И. С., Хомяков Ю. С.
Заглавие : Ядерная энергетика с естественной безопасностью: смена устаревшей парадигмы, критерии
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С.13-29: ил. - ISSN 0002-3310 (Шифр iren/2015/1). - ISSN 0002-3310
Примечания : Библиогр.: с. 28-29 (33 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках
УДК : 621.039
ББК : 31.4
Предметные рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): оят--быстрые реакторы--водо-охлаждаемые реакторы--естественная безопасность--замкнутый топливный цикл--облученное ядерное топливо--радиоактивные отходы--топливные ресурсы--топливные циклы--тяжелые аварии--ядерная энергетика--ядерное топливо
Аннотация: В современной ядерно-энергетической технологии значимыми источниками рисков, а значит, и "болевыми точками" остаются: угроза тяжелых аварий катастрофического характера с трудно предсказуемыми последствиями и ущербами для населения, возможность распространения оружейных материалов, риск долговременного хранения токсичных радиоактивных отходов, угрозы потерь крупных капиталовложений в объекты ядерной энергетики и масштабного инвестирования их строительства, недостаточность топливных ресурсов для масштабной роли конкурентоспособной ядерной энергетики в балансе энергопроизводства. Каждая из перечисленных угроз важна, практически независима, устранение лишь части из них существенно не меняет общей оценки приемлемости ядерной энергетики.
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Адамов Е. О., Мартынов П. Н., Рачков В. И., Сорокин А. П.
Заглавие : К вопросу о выборе теплоносителя ЯЭУ естественной безопасности
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 6. - С.3-14: ил. - ISSN 0002-3310 (Шифр iren/2015/6). - ISSN 0002-3310
Примечания : Библиогр.: с. 13-14 (15 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): брест-од-300--яэу--быстрые реакторы--естественная безопасность--жидкий свинец--металлическое топливо--нитридное топливо--реакторные установки--свинцовые теплоносители--твэлы--теплогидравлические исследования--теплоносители--тяжелые металлы--энергетические установки--ядерные энергетические установки
Аннотация: Дано обоснование выбора жидкого свинца в качестве теплоносителя для реакторных установок естественной безопасности. Приведены результаты экспериментальных теплогидравлических исследований на 37-элементной модельной сборке для свинцового теплоносителя.
Найти похожие

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Адамов Е. О., Власкин Г. Н., Лопаткин А. В., Рачков В. И., Хомяков Ю. С.
Заглавие : Радиационно-эквивалентное обращение радиоактивных нуклидов в ЯТЦ - эффективная альтернатива отложенному решению проблемы накопления ОЯТ
Место публикации : Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 6. - С.15-25: ил. - ISSN 0002-3310 (Шифр iren/2015/6). - ISSN 0002-3310
Примечания : Библиогр.: с. 25 (7 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках
УДК : 621.039 + 504
ББК : 31.4 + 20.18:51.21
Предметные рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Экология
Управление отходами
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): оят--ятц--быстрые реакторы--гетерогенная трансмутация--гомогенная трансмутация--делящиеся материалы--замкнутый ядерный топливный цикл--захоронение отходов--металлическое топливо--минорные актиниды--нитридное топливо--отработавшее ядерное топливо--радиационно-эквивалентное захоронение отходов--радиоактивность--радиоактивные отходы--твэлы--теплоносители--тяжелые металлы--ядерный топливный цикл
Аннотация: Проблема ОЯТ и РАО связана не столько с их количеством, сколько с ядерными, радиационными и экологическими аспектами обеспечения безопасности их захоронения в течение длительного срока (сотни тысяч лет). Доказательно обосновать безопасность любых технических объектов или способов на длительную перспективу практически невозможно. Обоснован способ решения проблемы не созданием многочисленных и надежных барьеров безопасности при распространении радиоактивности, но за счет снижения ее опасности до приемлемого уровня.
Найти похожие

10.

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Беляев И. А., Свиридов В. Г., Батенин В. М., Бирюков Д. А., Никитина И. С., Манчха С. П., Пятницкая Н. Ю., Разуванов Н. Г., Свиридов Е. В.
Заглавие : Экспериментальный стенд для исследований теплообмена перспективных теплоносителей ядерной энергетики
Серия: Тепло- и массообмен, свойства рабочих тел и материалов
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2017. - № 11. - С.66-74. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2017/11). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039
ББК : 31.4
Предметные рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): быстрые реакторы--водо-водяные энергетические реакторы--магнитная гидродинамика--магнитное поля--металлы--нейтроны--теплообмен жидких металлов--термоядерные источники нейтронов--экспериментальные стенды
Аннотация: Представлены текущие результаты работ, проведенных объединенной научной группой ученых-теплофизиков НИУ МЭИ–ОИВТ РАН, по экспериментальному исследованию теплообмена жидких металлов. При планировании работ учитывалась формируемая концепция развития ядерной энергетики России. Эта концепция предусматривает, наряду с тиражированием водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и быстрых реакторов типа БН с натриевым теплоносителем, создание быстрых реакторов нового поколения БРЕСТ, а также термоядерных энергетических реакторов и термоядерных источников нейтронов. В качестве основных теплоносителей в таких ядерных энергоустановках рассматриваются тяжелые жидкие металлы: свинец и сплав свинца и лития. Команда специалистов НИУ МЭИ–ОИВТ РАН ввела в эксплуатацию новый ртутный МГД-стенд РК-3. Основными составляющими этого стенда являются: уникальный электромагнит, созданный специалистами Института ядерной физики им. Г. И. Будкера, а также герметичный жидкометаллический контур. На стенде будут исследоваться подъемные и опускные течения жидких металлов в поперечном магнитном поле в каналах различной формы. Для проведения экспериментов по исследованию теплообмена и гидродинамики течений, а также при измерении таких характеристик, как температура, скорость, пульсационные характеристики, используется зондовая методика. Авторы настоящей работы являются сторонниками применения жидких металлов в теплообменных системах токамака, однако признают необходимость поиска альтернативных теплоносителей. В качестве такой альтернативы рассматриваются расплавленные соли- фториды лития и бериллия (“флайб”) и фториды щелочных металлов (“флинак”) с добавками фторида урана. Поэтому команда НИУ МЭИ-ОИВТ РАН наряду с созданием ртутного МГД-стенда разрабатывает стенд для моделирования теплообмена расплавов солей. Поскольку создание экспериментального стенда предполагает проведение численных расчетов и верификации расчетных кодов, параллельно с экспериментами авторы проводят исследования всех рассматриваемых конфигураций МГД-течений численными методами.
Найти похожие

11.

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Корсун А. С., Меринов И. Г., Харитонов В. С., Баясхаланов М. В., Чуданов В. В., Аксенова А. Е., Первичко В. А.
Заглавие : Расчетное моделирование теплогидравлических процессов в тепловыделяющих сборках с жидкометаллическим теплоносителем в приближении анизотропного пористого тела
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2019. - № 4. - С.12-22. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2019/4). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): dns-расчеты--анизотропные пористые тела--быстрые реакторы--водные теплоносители--жидкометаллические теплоносители--интегральные модели турбулентности--кросс-верификация--модели анизотропных тел--пористые тела--расчетное моделирование--тепловыделяющие сборки--теплогидравлические процессы--тепломассоперенос--теплоносители--трубные пучки--турбулентность--экспериментальные данные
Аннотация: Представлена модель анизотропного пористого тела, в которой анизотропия переноса учитывается с помощью тензорного определения силы сопротивления, эффективной вязкости и теплопроводности. Модель предназначена для описания тепломассопереноса в тепловыделяющих сборках и трубных пучках. Для замыкания системы уравнений анизотропного пористого тела использована разработанная авторами интегральная модель турбулентности. В целях проверки корректности описания гидродинамики и теплообмена выполнено моделирование в приближении анизотропного пористого тела некоторых гидродинамических и теплогидравлических процессов в стержневых сборках с водным и жидкометаллическим теплоносителем. Представлены результаты моделирования течения эвтектики свинец-висмут в 19-стержневой экспериментальной сборке и воды в 61? стержневой необогреваемой сборке с центральной и угловой локальной блокировкой ее проходного сечения. Также в рамках кросс-верификации выполнено численное моделирование с помощью DNS-кода CONV-3D теплогидравлических процессов в обогреваемом 19-стержневом фрагменте тепловыделяющей сборки реактора БРЕСТ с центральной локальной блокировкой его проходного сечения. Расчеты проведены с помощью разработанного программного модуля APMod, реализующего модель анизотропного пористого тела совместно с интегральной моделью турбулентности. Сопоставление результатов расчетов как с экспериментальными данными, так и с результатами моделирования с помощью кода CONV-3D показало, что программный модуль APMod адекватно описывает трехмерные поля скоростей, давления и температуры теплоносителя, возникающие в стержневых сборках при локальной блокировке части их проходного сечения. Это свидетельствует о возможности применения модели анизотропного пористого тела для моделирования теплогидравлических процессов в активных зонах и теплообменном оборудовании перспективных реакторов.
Найти похожие

12.

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Бутов А. А., Жданов В. С., Климонов И. А., Кудашов И. Г., Кутлиметов А. Э., Мосунова Н. А., Стрижов В. Ф., Сорокин А. А., Фролов С. А., Усов Э. В., Чухно В. И.
Заглавие : Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде Евклид/v2
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С.5-15. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2019/5). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): евклид/v2--атомные электростанции--быстрые реакторы--жидкие металлы--жидкометаллические теплоносители--интегральные коды--моделирование--реакторы на быстрых нейтронах--твэлы--трехмерные многокомпонентные модели
Аннотация: Представлено описание основных моделей второй версии интегрального кода ЕВКЛИД/V2, разрабатываемого для сквозного анализа тяжелых аварий в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Приведена краткая информация об основных аналогах кода. В отличие от первой версии, вторая версия кода позволяет дополнительно анализировать проектные и запроектные аварии с разрушением твэлов, ТВС и активной зоны. Для этой цели в код дополнительно включены модули, с помощью которых можно рассчитывать разгерметизацию твэла вследствие его плавления, выход продуктов деления в теплоноситель, их перенос по контуру и выход в помещения атомной электростанции. В код также включены модули для расчета разрушения активной зоны. Особое внимание уделено физическим моделям для расчета плавления материалов активной зоны, движению образовавшегося расплава, его взаимодействию с теплоносителем и другими материалами, распространению продуктов деления. Для расчета разрушения активной зоны реализована трехмерная многокомпонентная модель. Способы расчета теплообмена и трения компонентов между собой опираются на хорошо зарекомендовавшие себя аналитические и эмпирические соотношения для определения коэффициента теплоотдачи и трения. Представленные в работе коэффициенты зависят также от реализуемого режима течения многокомпонентного потока и типа компонентов (металл, керамика). Приведено описание алгоритмов совместной работы термомеханического, теплогидравлического, нейтронно-физического модулей и модуля термического разрушения твэла. Акцент сделан на способах обмена данными во время аварийного процесса в реакторной установке. Представлены подходы, используемые для расчета переноса продуктов деления в теплоносителе и в помещениях АЭС.
Найти похожие

13.

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Бутов А. А., Жданов В. С., Климонов И. А., Кудашов И. Г., Кутлиметов А. Э., Лобанов П. Д., Мосунова Н. А., Сорокин А. А., Стрижов В. Ф., Усов Э. В., Чухно В. И.
Заглавие : Верификация кода Евклид/v2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С.16-24. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2019/5). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): евклид/v2--активные зоны--быстрые реакторы--верификация--жидкие металлы--интегральные коды--моделирование--реакторы на быстрых нейтронах--реакторы с жидкометаллическим охлаждением--твэлы--теплоносители--экспериментальные стенды
Аннотация: Представлены результаты верификации разрабатываемого в ИБРАЭ РАН интегрального кода ЕВКЛИД/V2, предназначенного для анализа аварийных ситуаций в реакторных установках на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением. Среди дополнительных возможностей кода, по сравнению с его первой версией, расчет отдельных элементов оборудования в трехмерном приближении, учет переноса продуктов деления, продуктов коррозии в теплоносителе и в помещениях атомных станций, а также расчет тяжелых аварий в реакторе на быстрых нейтронах. В настоящей работе представлены результаты верификации кода и обоснование его применимости для расчета аварий с разрушением твэлов и активной зоны. Верификация выполнена на базе данных, полученных на экспериментальных установках и аналитических тестах. Кратко изложена информация об основных экспериментах, использованная для верификации кода. В частности, использованы данные экспериментов, выполненных в Национальных лабораториях США: Окриджской, Аргоннской и в Сандии, в Национальном ядерном центре Республики Казахстан и на стенде Нижегородского государственного технического университета в России. Приведены фрагменты матрицы верификации интегрального кода ЕВКЛДИД/V2. С учетом результатов расчетов и экспериментов обоснованы погрешности определения с помощью кода ЕВКЛИД/V2 наиболее важных для анализа последствий аварий параметров. Выявлены диапазоны параметров, в которых проведена верификация кода. По результатам моделирования отдельных экспериментов выполнен также анализ неопределенности и чувствительности результатов расчетов. Определены факторы, оказывающие основное влияние на результаты расчетов. Показано, что с учетом неопределенности входных данных результаты расчетов согласуются с результатами экспериментов.
Найти похожие

14.

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Сорокин А. П., Кузина Ю. А.
Заглавие : Физическое моделирование процессов гидродинамики и теплообмена в ЯЭУ с жидкометаллическими теплоносителями
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2019. - № 8. - С.5-16. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2019/8). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.039.5
ББК : 31.46
Предметные рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): быстрые реакторы--гидравлическое сопротивление--гидродинамика--жидкие металлы--критерии подобия твэлов--твэлы--тепловыделяющие сборки--теплообмен--теплоотдача--физическое моделирование
Аннотация: Представлены результаты анализа условий применения теории подобия теплофизических процессов применительно к моделированию гидродинамики и теплообмена в ядерных энергетических установках с жидкометаллическими теплоносителями, а именно в каналах, стержневых системах активной зоны, баке реактора в различных режимах работы. Показано, что прямое моделирование может применяться без ограничений лишь для процессов, определяемые числа (критерии) подобия которых являются функциями только геометрических симплексов системы и одного определяющего критерия. Наличие при описании теплообмена двух определяющих критериев, например чисел Рейнольдса и Прандтля, заметно осложняет моделирование. При трех определяющих критериях прямое моделирование, как правило, неосуществимо. В таких случаях необходима постановка систематических многовариантных экспериментов. Целью таких экспериментов является выявление эффектов, разрешенных общей математической моделью, но не воспроизводимых на современном уровне математических технологий ни аналитически, ни численно. Расчетно-теоретические работы и обобщение экспериментов, включая данные по распределению температуры в потоке жидких металлов, показали, что на границе раздела теплоноситель - поверхность теплообмена термическое сопротивление отсутствует, когда концентрация примесей в теплоносителе не превышает их растворимость при температуре циркулирующего металла. В этих условиях при использовании жидких металлов и сплавов (Pb, Pb-Bi, Hg, Na, Na-K, Li и др. ) теплоотдача описывается единой критериальной зависимостью от числа Пекле. Теплообмен в тепловыделяющих сборках осуществляется в основном конвективным переносом тепла, поле температуры определяется подогревом жидкого металла. Распределение температуры зависит от классических критериев подобия: Рейнольдса, Пекле (Прандтля), Гросгофа, конструкции и теплофизических характеристик твэлов и тепловыделяющих сборок - критерия приближенного подобия твэлов. Моделирование принудительной циркуляции в баке реактора на мелкомасштабных водяных моделях осуществляется с использованием чисел Фруда и Пекле, естественной циркуляции - числа Эйлера. Подобие течений в устойчиво стратифицированных зонах теплоносителя определяется числами Фруда, Пекле и локально-градиентным числом Ричардсона.
Найти похожие

15.

Вид документа : Статья из журнала
Шифр издания :
Автор(ы) : Корсун А. С., Меринов И. Г., Харитонов В. С., Баясхаланов М. В., Чуданов В. В., Аксенова А. Е., Первичко В. А.
Заглавие : Моделирование тепломассопереноса в сборках стержней с витыми дистанционирующими элементами в приближении модели анизотропного пористого тела
Серия: Атомные электростанции
Место публикации : Теплоэнергетика. - 2020. - № 6. - С.93-103. - ISSN 0040-3636 (Шифр teen/2020/6). - ISSN 0040-3636
УДК : 621.4 + 621.311.2:621.039
ББК : 31.3 + 31.47
Предметные рубрики: Энергетика
Теплоэнергетика. Теплотехника в целом
Атомные электрические станции
Ключевые слова (''Своб.индексиров.''): быстрые реакторы--жидкометаллические теплоносители--интегральные модели--компьютерные программы--модели турбулентности--тепломассоперенос
Аннотация: Представлены результаты моделирования тепломассопереноса в сборках стержней с витыми дистанционирующими элементами в приближении модели анизотропного пористого тела с помощью разработанной программы APMod.
Найти похожие

Тематический навигатор

Статистика за 10.09.2024
Число запросов	34211
Число посетителей	1
Число заказов	0

© Международная Ассоциация пользователей и разработчиков электронных библиотек и новых информационных технологий
(Ассоциация ЭБНИТ)