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

в найденном

Формат представления найденных документов:
полный	информационный	краткий

Отсортировать найденные документы по:
автору	заглавию	году издания	типу документа

Поисковый запрос: (<.>K=твэлы<.>)

Общее количество найденных документов : 36
Показаны документы с 1 по 20

1-20 21-36

Проблемы массопереноса и формирования отложений продуктов коррозии на твэлах ВВЭР-1200 [Текст] / Ю. А. Родионов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 3. - С. 46-53 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
водо-водяные реакторы -- кипение в порах отложений -- коррозия на твэлах -- нодулярная коррозия -- радиолиз водных теплоносителей -- твэлы -- теплоносители
Аннотация: На основании изучения отечественных и зарубежных публикаций и собственных исследований авторы объясняют причины появления эффектов AOA (axial offset anomalies) и роста перепада давления теплоносителя в активной зоне реакторов типа ВВЭР. Для индикации возникновения эффекта АОА предложено использовать удельную активность 58 в теплоносителе. В проекте ВВЭР-1200 теплогидравлический режим для ТВС первого года эксплуатации предусматривает подкипание теплоносителя в верхней части активной зоны, что может вызвать появление эффекта АОА, интенсификацию коррозии оболочек твэлов и аномальный рост отложений. Радиолиз водного теплоносителя в зоне кипения (кипение в порах отложений) может привести к усилению не только общей коррозии, но и локальной (нодулярной) коррозии. В результате интенсификации коррозионных процессов и роста отложений возможно ухудшение радиационной обстановки в помещениях I контура ВВЭР-1200 по сравнению с АЭС с ВВЭР-1000. Даны рекомендации по предотвращению эффекта АОА на АЭС с ВВЭР-1200 и направлениям дальнейших исследований.

Доп.точки доступа:
Родионов, Ю. А.; Крицкий, В. Г.; Березина, И. Г.; Гаврилов, А. В.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Сравнительный анализ методов расчета теплоотдачи при кипении воды с недогревом [Текст] / О. Е. Степанов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 3. - С. 28-35 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a536.22/.23

ББК 22.365
Рубрики: Физика
Газы и жидкости
Кл.слова (ненормированные):
RELAP5 -- КОРСАР -- вертикальные каналы -- кипение с недогревом -- коррозия оболочек твэлов -- нодулярная коррозия -- поверхностное кипение -- твэлы -- теплообмен при кипении воды
Аннотация: Рассмотрены несколько соотношений для расчета теплообмена при кипении воды с недогревом, в том числе реализованных в кодах RELAP5 и КОРСАР. С помощью моделирования экспериментальных данных по кипению с недогревом в вертикальных каналах оценены погрешности приведенных соотношений. Показано, что количественные оценки температуры стенки при кипении с недогревом, получаемые с применением кодов, можно уточнить путем подключения альтернативных замыкающих соотношений, что является актуальным в связи с влиянием поверхностного кипения на интенсивность нодулярной (очаговой) коррозии оболочек твэлов.

Доп.точки доступа:
Степанов, О. Е.; Карнаухов, В. Е.; Худяков, А. М.; Эйхорн, Ю. Н.; Буланов, А. В.; Лукашенко, М. Л.; Дикарев, И. М.; Логашев, О. В.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Экспериментальные исследования теплоотдачи и полей температуры в моделях, имитирующих тепловыделяющие сборки активной зоны ядерного реактора c тяжелым жидкометаллическим теплоносителем [Текст] / И. А. Беляев [и др.] // Теплоэнергетика . - 2015. - № 9. - С. 34-40 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
Рейнольдса числа -- автоматизированные системы научных исследований -- активные зоны реакторов -- верификация кодов -- дистанционирующие решетки -- жидкометаллические теплоносители -- каналы с поперечным сечением -- коэффициенты теплоотдачи -- реакторы на быстрых нейтронах -- твэлы -- температурные поля -- теплоносители -- числа Рейнольдса -- шарнирные зонды -- экспериментальные исследования
Аннотация: Цель настоящего экспериментального исследования - получение информации о температурных полях и коэффициентах теплоотдачи при течении жидкометаллического теплоносителя в моделях, имитирующих элементарную ячейку активной зоны реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Для дистанционирования твэлов в активной зоне реактора рассматривались два конструктивных варианта: в первом варианте дистанционирование осуществлялось с помощью спиральной проволочной навивки на наружной поверхности твэла, во втором - путем установки дистанционирующей решетки. Эксперименты выполнялись на ртутном контуре кафедры инженерной теплофизики НИУ МЭИ. Были изготовлены два экспериментальных участка, моделирующих элементарную ячейку для каждого рассматриваемого варианта дистанционирования твэлов. Исследование температурных полей осуществлялось с помощью специального шарнирного зонда, позволяющего производить измерение температуры в любой точке исследуемого поперечного сечения канала. Для определения коэффициентов теплоотдачи использовались значения температур стенки, полученные в момент касания корольком термопары зонда стенки канала. Такой способ определения температуры стенки позволяет избежать погрешностей, неминуемых при измерении температуры стенки с помощью термопар, закладываемых в пазы, выфрезерованные в стенке. При проведении экспериментов использовалась автоматизированная система научных исследований (АСНИ), обеспечивающая получение большого объема информации за короткое время. Экспериментальные исследования на первом опытном участке выполнены при Re = 8700, на втором - при пяти значениях числа Рейнольдса. Информация о температурных полях получена статистической обработкой массива выборочных значений показаний термопары зонда в 300 точках поперечного сечения экспериментального канала. Получен богатый материал для верификации кодов, используемых для расчета полей скорости и температуры в каналах с поперечным сечением сложной формы, моделирующих проходные сечения для жидкометаллических теплоносителей, охлаждающих активную зону ядерных реакторов.

Доп.точки доступа:
Беляев, И. А.; Генин, Л. Г.; Крылов, С. Г.; Новиков, А. О.; Разуванов, Н. Г.; Свиридов, В. Г.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Герасимов, Д. Г.
Производительность автоматизированной линии для сборки твэлов с уран-плутониевым топливом и ее компоновка по заданному значению производительности [Текст] / Д. Г. Герасимов // Справочник. Инженерный журнал. - 2015. - № 2. - С. 39-46. - Библиогр.: с. 46 (10 назв. )

УДК

^a621.01

ББК 34.41
Рубрики: Машиностроение
Теоретические основы машиностроения
Кл.слова (ненормированные):
производство твэлов -- сборка твэлов -- твэлы -- уран-плутониевое топливо
Аннотация: Описаны особенности работы с уран-плутониевым топливом и варианты построения линии для сборки тепловыделяющих элементов (твэлов) с таблеточным уран-плутониевым топливом. Исследована проблема обеспечения производительности автоматизированной линии. Описан разработанный метод определения компоновки линии по заданному значению производительности.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1)
Свободны: ч.з. (1)

Найти похожие

Вывоз на переработку ОЯТ исследовательских реакторов НИЦ "Курчатовский институт" [Текст] / А. А. Дроздов [и др.] // Энергия: экономика, техника, экология. - 2013. - № 12. - С. 26-34 . - ISSN 0233-3619

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика--Россия
Кл.слова (ненормированные):
ОТВС -- ОЯТ -- ТУК -- отработавшее ядерное топливо -- радиационная обстановка -- реакторная база -- твэлы -- транспортные упаковочные комплекты
Аннотация: Вывоз при помощи транспортных пеналов отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на предприятие ПО "Маяк" для дальнейшей радиохимической переработки.

Доп.точки доступа:
Дроздов, А. А.; Зверков, Ю. А.; Евстигнеев, В. П.; Колядин, В. И.; Семенов, С. Г.; Шиша, А. Д.; Курчатовский институт, научно-исследовательский центр; Маяк, производственное объединений

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Курский, А. С.
Прогнозирование накопления отложений на ТВЭЛах реактора ВК-50 [Текст] / А. С. Курский // Теплоэнергетика. - 2014. - № 1. - С. 57-64 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ТВЭЛы -- водо-водяные реакторы -- корпусные кипящие реакторы -- отложения на твэлах -- прогнозирование накоплений отложений -- реакторы -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- условия кипения теплоносителей
Аннотация: Представлена разработанная методика прогнозирования накопления отложений на твэлах водо-водяного реактора в условиях кипения теплоносителя. Приведены результаты экспериментального обоснования методики при различных стадиях эксплуатации тепловыделяющих сборок (ТВС) в корпусном кипящем реакторе.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Формирование защитных покрытий методом микродугового оксидирования с использованием нанопорошков гидроксидов Al и Ca [Текст] / А. М. Борисов [и др.] // Физика и химия обработки материалов. - 2013. - № 3. - С. 53-58 . - ISSN 0015-3214

УДК

^a539.1

ББК 22.38
Рубрики: Физика
Ядерная физика в целом
Кл.слова (ненормированные):
гидроксиды алюминия -- диоксиды циркония -- кальций -- керамикоподобные покрытия -- микродуговое оксидирование -- нанопорошки -- твэлы -- циркониевые сплавы -- цирконий -- электролиты -- ядерная энергетика -- ядерное обратное рассеяние
Аннотация: Исследованы элементный состав и морфология керамикоподобных МДО-покрытий на циркониевом сплаве, полученные методом микродугового оксидирования в электролите с добавками нанопорошков гидроксидов алюминия и кальция. Использование электролита с нанопорошком гидроксида алюминия позволяет получать относительно толстые (до 90 мкм) и плотные покрытия, содержащие как диоксид циркония, так и оксиды других элементов, входящих в электролит. При использовании электролита с нанопорошком гидроксида кальция формируются более тонкие МДО- покрытия, практически полностью состоящие из диоксида циркония.

Доп.точки доступа:
Борисов, А. М.; Востриков, В. Г.; Иванова, С. В.; Лесневский, Л. Н.; Ляховецкий, М. А.; Романовский, Е. А.; Савушкина, С. В.; Ткаченко, Н. В.; Тюрин, В. Н.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1)
Свободны: ч.з. (1)

Найти похожие

Оптимизация водно-химического режима энергоблоков № 3 и 4 Нововоронежской АЭС для предотвращения роста перепада давления теплоносителя на реакторе [Текст] / В. Г. Крицкий [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 2. - С. 93-102 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.311.2:621.039

^a621.039.5

ББК 31.47 + 31.46
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
активные зоны реакторов -- водно-химические режимы -- массоперенос продуктов коррозии -- моделирование процессов -- негерметичные твэлы -- отложения на реакторах -- перепады давления на реакторах -- тепловая мощность -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- теплоносители на реакторах -- энергоблоки
Аннотация: В течение нескольких топливных кампаний в первые годы продленного срока эксплуатации энергоблоки № 3 и 4 Нововоронежской АЭС эксплуатировались в режиме ограничения тепловой мощности по параметрам активной зоны реактора. Снижение тепловой мощности в течение кампании сопровождалось ростом перепада давления на реакторе (ПДР), вызванным накоплением отложений в тепловыделяющих сборках (ТВС), что в свою очередь приводило к увеличению числа негерметичных твэлов. Проведенные исследования и моделирование процессов массопереноса продуктов коррозии позволили выполнить компенсирующие мероприятия, что привело в конечном итоге к минимизации накопления отложений в ТВС и разгерметизации твэлов, исключению ограничения тепловой мощности реактора по параметрам его активной зоны.

Доп.точки доступа:
Крицкий, В. Г.; Родионов, Ю. А.; Березина, И. Г.; Зеленина, Е. В.; Гаврилов, А. В.; Витковский, С. Л.; Щедрин, М. Г.; Галанин, А. В.; Горбуров, В. И.; Нововоронежская АЭС

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

Развитие и применение современных методов контроля герметичности и оценки состояния топлива на Нововоронежской АЭС [Текст] / В. П. Поваров [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 2. - С. 54-65 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
автоматизированные компьютерные системы -- герметичность топлива -- методы контроля -- реакторы -- системы внутриреакторного контроля -- твэлы -- топливоиспользование -- экспертные системы -- энергоблоки
Аннотация: Представлены результаты разработки и внедрения на Нововоронежской АЭС модернизированных методик контроля герметичности топлива на остановленном и работающем реакторе. Описана автоматизированная компьютерная экспертная система, установленная на энергоблоке № 5 НВАЭС, интегрированная с системой внутриреакторного контроля (СВРК). При появлении в активной зоне негерметичных твэлов система позволяет в оперативном режиме оценивать параметры негерметичных тепловыделяющих сборок (ТВС). В настоящее время развиваются блоки компьютерной экспертной системы, предназначенные для оптимизации режимов эксплуатации и повышения эффективности топливоиспользования на энергоблоке № 5 НВАЭС.

Доп.точки доступа:
Поваров, В. П.; Терещенко, А. Б.; Кравченко, Ю. Н.; Позычанюк, И. В.; Горобцов, Л. И.; Голубев, Е. И.; Быков, В. И.; Лиханский, В. В.; Евдокимов, И. А.; Зборовский, В. Г.; Сорокин, А. А.; Канюкова, В. Д.; Алиев, Т. Н.; Нововоронежская АЭС

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

10.

Сорокин, А. П.
Физическое моделирование процессов гидродинамики и теплообмена в ЯЭУ с жидкометаллическими теплоносителями [Текст] / А. П. Сорокин, Ю. А. Кузина // Теплоэнергетика. - 2019. - № 8. - С. 5-16 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
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.

Доп.точки доступа:
Кузина, Ю. А.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

11.

Верификация кода Евклид/v2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 16-24 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
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.

Доп.точки доступа:
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.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

12.

Усов, Э. В.
Численное исследование движения расплава топлива различного типа в ТВЭЛе [Текст] / Э. В. Усов, И. А. Климонов, А. А. Бутов // Теплоэнергетика. - 2020. - № 2. - С. 54-61 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.4

ББК 31.3
Рубрики: Энергетика
Теплоэнергетика. Теплотехника в целом
Кл.слова (ненормированные):
ТВЭЛы -- движение топлива -- разрушение ТВЭЛа -- расплав топлива -- тепловыделяющие элементы
Аннотация: Представленная работа посвящена расчетному исследованию движения расплава топлива (металлического и оксидного) при термическом разрушении тепловыделяющего элемента (ТВЭЛа) в условиях, приближенных к тяжелой аварии с набросом мощности в быстром реакторе.

Доп.точки доступа:
Климонов, И. А.; Бутов, А. А.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

13.

Солонин, В. И.
Продольное смещение не закрепленного в опорной решетке твэла в условиях гидромеханических вибраций тепловыделяющих сборок ВВЭР-440 [Текст] / В. И. Солонин, В. В. Перевезенцев // Теплоэнергетика. - 2019. - № 7. - С. 14-20 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
водо-водяные реакторы -- гидромеханические вибрации -- дистанционирующие решетки -- твэлы -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- турбулентные потоки
Аннотация: Проведены экспериментальные исследования влияния вибраций твэлов в турбулентном потоке теплоносителя на усилия страгивания и продольного смещения твэла в системе дистанционирующих решеток (ДР) тепловыделяющих сборок (ТВС) ВВЭР-440 при отсутствии его крепления в нижней опорной решетке. Установлено существенное увеличение усилия продольного смещения твэла (примерно на 30%) в потоке теплоносителя по сравнению с таковым в неподвижной воде. С повышением скорости течения воды, а следовательно, и интенсивности вибраций пучка твэлов усилие продольного смещения твэла снижается. При скорости воды около 3. 8 м/с, близкой к номинальной в ТВС ВВЭР-440, усилие смещения снижается примерно на 10% по сравнению со значением при скорости 0. 8 м/с. Закономерности изменения во времени скорости и ускорения продольного смещения твэла свидетельствуют о периодическом характере силы сопротивления его движению в системе ДР. При вибрации пучка твэлов (изгибных колебаниях) изменяется жесткость в системе твэл - ячейка ДР, а оси ячеек ДР за характерный период одного колебания смещаются одна относительно другой. Указанные эффекты, связанные с вибрациями пучка твэлов, и приводят к увеличению усилия продольного смещения твэла. Результаты выполненных расчетных оценок показывают, что алгебраическая сумма сил Архимеда, тяжести, от потерь давления на пучке твэлов, а также инерционных сил при значениях скоростей воды до 4. 81 м/с не превышает 6% минимального усилия продольного смещения твэлов. Это свидетельствует о надежной фиксации системой сотовых ДР, не закрепленных в нижней опорной решетке твэлов в ТВС ВВЭР-440.

Доп.точки доступа:
Перевезенцев, В. В.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

14.

Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде Евклид/v2 [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 5-15 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
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.

Доп.точки доступа:
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.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

15.

Радиационно-эквивалентное обращение радиоактивных нуклидов в ЯТЦ - эффективная альтернатива отложенному решению проблемы накопления ОЯТ [Текст] / Е. О. Адамов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 6. - С. 15-25 : ил. - Библиогр.: с. 25 (7 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039

^a504

ББК 31.4 + 20.18:51.21
Рубрики: Энергетика
   Атомная энергетика
   Экология
   Управление отходами
Кл.слова (ненормированные):
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.

Доп.точки доступа:
Адамов, Е. О.; Власкин, Г. Н.; Лопаткин, А. В.; Рачков, В. И.; Хомяков, Ю. С.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

16.

К вопросу о выборе теплоносителя ЯЭУ естественной безопасности [Текст] / Е. О. Адамов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 6. - С. 3-14 : ил. - Библиогр.: с. 13-14 (15 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
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.

Доп.точки доступа:
Адамов, Е. О.; Мартынов, П. Н.; Рачков, В. И.; Сорокин, А. П.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

17.

Харитонова, Н. Л.
Анализ поведения соединений цинка в условиях I контура на АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами [Текст] / Н. Л. Харитонова, В. Ф. Тяпков // Теплоэнергетика. - 2018. - № 11. - С. 87-96 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.311.2:621.039

^a621.039.5

ББК 31.47 + 31.46
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
активные зоны реакторов -- водо-водяные энергетические реакторы -- коррозионное растрескивание сплавов -- кристаллизация соединений цинка -- оксидные пленки на твэлах -- отложения на поверхности твэлов -- растворимость -- твэлы -- теплоносители -- технологии дозирования цинка -- энергетические реакторы -- энергоблоки
Аннотация: Технология дозирования цинка в теплоноситель уже более 20 лет применяется на зарубежных АЭС с реакторами типа PWR для снижения радиационных полей на оборудовании и подавления коррозионного растрескивания сплавов с высоким содержанием никеля. Проведена оценка наиболее вероятных форм существования соединений цинка в условиях I контура водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР, PWR, BWR) и проанализированы данные по их растворимости. Показано, что минимальную растворимость в условиях I контура имеют оксиды и силикаты цинка. Выполнена оценка условий для кристаллизации соединений на поверхности оболочек твэлов в активной зоне при наличии локального подкипания (поверхностного кипения недогретой жидкости). Проанализированы зарубежные публикации, содержащие оценку риска осаждения соединений цинка в отложениях на поверхности твэлов при дозировании цинка в теплоноситель энергоблоков с PWR в условиях энергонапряженной активной зоны. Приведены результаты расчетов предельной толщины отложений, при которой возможно осаждение в них оксидов и силикатов цинка при локальном подкипании на поверхности твэлов. Описаны результаты расчетов влияния концентраций борной кислоты, кремния и цинка в теплоносителе на предельную толщину отложений, при которой возможна кристаллизация соединений цинка. Показано, что в присутствии борной кислоты возможно взаимодействие между цинком и боратами с образованием боратных комплексов, появление которых снижает вероятность осаждения силикатов цинка в слое отложений на поверхности твэлов. Расчетным путем подтверждено, что с ростом толщины оксидной пленки на твэлах риск кристаллизации соединений цинка в активной зоне увеличивается.

Доп.точки доступа:
Тяпков, В. Ф.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

18.

Определение истинного объемного паросодержания при потере охлаждения бассейна выдержки [Текст] / Р. М. Следков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 1. - С. 20-24 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
Федорова формулы -- бассейны выдержки -- объемные паросодержания -- охлаждение -- твэлы -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- формулы Федорова -- ядерная безопасность
Аннотация: При решении инженерных задач по расчету охлаждения тепловыделяющих сборок (ТВС) в бассейне выдержки (БВ) и обосновании ядерной безопасности при размещении ТВС в БВ при исходном событии с потерей охлаждения БВ возникает необходимость в определении плотности теплоносителя, а следовательно, и истинных объемных паросодержаний фи в пучках твэлов при давлении от 0. 1 до 0. 5 МПа. В настоящее время практически отсутствуют расчетные формулы для определения фи, справедливые в широком диапазоне режимных параметров и геометрических форм каналов и учитывающие условия потери охлаждения БВ. В статье представлены результаты систематизации и анализа имеющихся формул для расчета фи и сопоставлены вычисленные значения с экспериментальными данными, полученными при моделировании условий охлаждения ТВС в БВ при потере его охлаждения. Из 11 рассмотренных соотношений для расчета истинного объемного паросодержания были выбраны шесть формул, результаты расчета по которым сравнивались с экспериментальными данными. Вследствие проведенного сопоставления были выбраны формулы, наиболее подходящие для расчета фи при потере охлаждения БВ. Кроме того, на базе формулы Федорова для двухгруппового приближения было получено соотношение, позволяющее проводить более точный расчет объемных паросодержаний в условиях потери охлаждения бассейна выдержки.

Доп.точки доступа:
Следков, Р. М.; Галкин, И. Ю.; Степанов, О. Е.; Стребнев, Н. А.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

19.

Перспективы использования кольцевых твэлов в атомной энергетике [Текст] / В. Н. Блинков [ и др. ] // Теплоэнергетика. - 2010. - N 3. - С. 28-33 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
твэлы -- кольцевые твэлы -- атомная энергетика -- теплообмен -- реакторные установки -- удельная мощность реакторов -- безопасность
Аннотация: Рассмотрены перспективы интенсификации теплообмена в активной зоне реакторных установок с помощью кольцевых твэлов.

Доп.точки доступа:
Блинков, В. Н.; Болтенко, Э. А.; Елкин, И. В.; Мелихов, О. И.; Соловьев, С. Л.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1)
Свободны: эн.ф. (1)

Найти похожие

20.

Акустические свойства и дилатометрические характеристики высоконикелевых сплавов в температурном интервале 20-1000 градсов Цельсия [Текст] / М. М. Ляховицкий [и др. ] // Физика и химия обработки материалов. - 2009. - N 6. - С. 96-98 . - ISSN 0015-3214

УДК

^a534.2

^a669.7/.8

ББК 22.325 + 34.23/25
Рубрики: Физика
   Распространение звука
   Технология металлов
   Металловедение цветных металлов и сплавов
Кл.слова (ненормированные):
высоконикелевые нержавеющие сплавы -- нержавеющие сплавы -- высоконикелевые сплавы -- скорость звука -- ультразвук -- тепловые расширения -- затухание ультразвука -- ТВЭЛы -- дилатометры -- ядерные реакторы -- модули упругости -- конструкционные материалы -- рекристаллизация
Аннотация: Исследовались высоконикелевые нержавеющие сплавы аустенитного класса ЭК-173 и ЭК-173ИД, которые используются для изготовления пружин, компенсирующих тепловые расширения элементов ТВЭЛов в активных зонах ядерных реакторов.

Доп.точки доступа:
Ляховицкий, М. М.; Рощупкин, В. В.; Покрасин, М. А.; Минина, Н. А.; Соболь, Н. Л.

Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1)
Свободны: ч.з. (1)

Найти похожие

1-20 21-36

Тематический навигатор

Статистика за 18.09.2024
Число запросов	29494
Число посетителей	1
Число заказов	0

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