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=реакторы на быстрых нейтронах<.>)

Общее количество найденных документов : 16
Показаны документы с 1 по 10

1-10 11-16

Анализ размещения крупных энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах в ЕЭС России [Текст] / Беляев Л. С. [и др. ] // Электрические станции. - 2009. - N 9. - С. 15-21. : 1 сх., 8 табл. - Библиогр.: с. 21 (14 назв. )

УДК

^a621.039

^a621.311.2:621.039

ББК 31.4 + 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Атомные электрические станции--Россия--Урал, регион, 2030 г.
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергетика -- атомные электростанции -- АЭС -- надежность системная -- объединенные энергосистемы -- расчетные схемы -- реакторы на быстрых нейтронах -- резервы мощности -- системная надежность -- экономическая эффективность -- электропотребление -- энергоблоки
Аннотация: Изложены результаты комплексных исследований размещения крупных энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах в европейской секции ЕЭС России (включая Урал). В том числе проведено экономическое сопоставление этих блоков с конкурирующими тепловыми электростанциями на органическом топливе. Сделан анализ потенциальных потребностей в таких блоках и возможного их размещения по ОЭС на перспективу до 2030 г. Выполнены многовариантные расчеты системной надежности ЕЭС России при использовании крупных блоков с реакторами на быстрых нейронах.

Доп.точки доступа:
Беляев, Л. С.; Волкова, Е. Д.; Ковалев, Г. Ф.; Лебедева, Л. М.; Марченко, О. В.; Подковальников, С. В.; Савельев, В. А.; Чудинова, Л. Ю.

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

Найти похожие

Зависимость критического диаметра зародыша пор в аустенитной стали ЧС-68 от температуры нейтронного облучения в модели образования гелий-вакансионных пузырьков [Текст] / А. В. Козлов [и др. ] // Физика и химия обработки материалов. - 2012. - № 1. - С. 16-22.

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
аустенитные стали -- реакторы на быстрых нейтронах -- трансмутационный гелий -- зародыши пор аустенита -- электронно-микроскопические исследования -- оболочки ТВЭЛов -- температура нейтронного облучения -- гелий-вакансионные пузырьки
Аннотация: Рассмотрен механизм зарождения пор в аустенитной стали ЧС-68 при облучении в нейтронном спектре реакторов на быстрых нейтронах, связанный с образованием пузырьков из комплексов вакансий и атомов трансмутационного гелия. Рассчитана зависимость критического размера зародыша пор от температуры облучения нейтронами спектра реактора БН-600. Полученные данные сопоставлены с результатами электронно-микроскопических исследований аустенитной стали ЧС-68, облученной в качестве оболочек ТВЭЛов в реакторе БН-600 при температурах 380-580 градусов Цельсия.

Доп.точки доступа:
Козлов, А. В.; Портных, И. А.; Блохин, А. И.; Блохин, Д. А.; Демин, Н. А.

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

Найти похожие

Бакиров, М. Б.
Опыт обоснования продления проектного срока службы трубопроводов АЭС с реакторами на быстрых нейтронах [Текст] / М. Б. Бакиров, И. А. Белуник, Ю. В. Носов // Заводская лаборатория. Диагностика материалов. - 2012. - Т. 78, № 8. - С. 46-51. - Библиогр.: с. 51 (5 назв. ) . - ISSN 1028-6861

УДК

^a620.1/.2

^a621.039.5

^a656.56

ББК 30.3 + 31.46 + 39.7
Рубрики: Техника
   Материаловедение
   Энергетика
   Ядерные реакторы
   Транспорт
   Трубопроводный транспорт
Кл.слова (ненормированные):
продление срока службы -- срок службы трубопроводов -- трубопроводы АЭС -- реакторы на быстрых нейтронах -- безобразцовый контроль металла -- ползучесть -- вдавливание индентора -- шаровые инденторы -- работоспособность металла -- аустенитные трубопроводы -- эксплуатационное старение -- испытания на ползучесть
Аннотация: Предложен подход к продлению срока службы трубопроводов реактора на быстрых нейтронах на сверхпроектный 45-летний срок службы эксплуатации. Разработан метод безобразцового контроля металла в условиях ползучести при эксплуатации.

Доп.точки доступа:
Белуник, И. А.; Носов, Ю. В.

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

Найти похожие

Системы очистки натриевого теплоносителя АЭС с реактором БН-1200 [Текст] / В. В. Алексеев [и др.] // Теплоэнергетика. - 2013. - № 5. - С. 9-21 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
реакторы -- теплоносители -- очистка теплоносителей -- натриевые теплоносители -- атомные электрические станции -- ядерные энергетические установки -- реакторы на быстрых нейтронах
Аннотация: При обосновании системы очистки (СО) АЭС с реактором БН-1200 проанализированы как традиционные методы очистки теплоносителя (холодные ловушки, сорбенты для удаления цезия), обеспечившие успешную эксплуатацию ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, так и возможность использования очистки натрия от кислорода горячими ловушками. Показано, что холодная ловушка, встроенная в бак реактора, должна быть обязательным элементом системы очистки I контура реакторной установки. Горячие ловушки могут обеспечить очистку натриевого теплоносителя в I контуре от кислорода при работе АЭС на номинальном режиме. С учетом результатов проведенных исследований рекомендованы основные направления работ по улучшению характеристик холодных ловушек.

Доп.точки доступа:
Алексеев, В. В.; Ковалев, Ю. П.; Калякин, С. Г.; Козлов, Ф. А.; Кумаев, В. Я.; Кондратьев, А. С.; Матюхин, В. В.; Пирогов, Э. П.; Сергеев, Г. П.; Сорокин, А. П.; Торбенкова, И. Ю.

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

Найти похожие

Жуков, А. В.
Аварийное расхолаживание реакторов на быстрых нейтронах естественной конвекцией [Текст] / А. В. Жуков, А. П. Сорокин, Ю. А. Кузина // Теплоэнергетика. - 2013. - № 5. - С. 42-52 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
нейтроны -- реакторы -- аварийное расхолаживание -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплогидравлика -- теплоотводы -- теплообменники
Аннотация: Рассматриваются различные способы аварийного расхолаживания реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов) естественной конвекцией. Демонстрируется эффективность ее использования для этих целей. Поясняются принципы работы разных систем пассивного отвода остаточного тепла при расхолаживании реактора. Описываются российские экспериментальные исследования по обоснованию теплоотвода при расхолаживании быстрых реакторов, которые включают экспериментальные работы по изучению теплогидравлики в уменьшенных модельных установках, содержащих характерные компоненты реактора (элементы активной зоны, центральную колонну, погружной и промежуточный теплообменники, насосы и т. п. ). Отмечается, что перспективной системой теплоотвода при расхолаживании быстрых реакторов является система, основанная на использовании межкассетных протечек теплоносителя. Рассматриваются зарубежные исследования по данной тематике, особо отмечены эксперименты на водяных моделях RAMONA и NEPTUN.

Доп.точки доступа:
Сорокин, А. П.; Кузина, Ю. А.

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

Найти похожие

Пространственная кинетика в реакторах на быстрых нейтронах [Текст] / Селезнев Е. Ф. [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 3. - С. 41-52 : ил. - Библиогр.: с. 52 (5 назв.) . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039.5

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

Доп.точки доступа:
Селезнев, Е. Ф.; Белов, А. А.; Панова, И. С.; Матвиенко, И. П.; Жуков, А. М.

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

Найти похожие

Разработка программных средств для моделирования термомеханического поведения ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах [Текст] : [Текст] / А. А. Сорокин [и др.] // Математическое моделирование. - 2013. - Т. 25, № 4. - С. 29-43 : 5 рис. - Библиогр.: с. 42-43 (12 назв. ) . - ISSN 0234-0879

УДК

^a62

^a621.031

ББК 30.12
Рубрики: Техника
Техническая механика
Кл.слова (ненормированные):
реакторы на быстрых нейтронах -- топливные коды -- ядерное топливо
Аннотация: Приводится краткое описание моделей программного модуля РТОП-М для расчета механического взаимодействия топлива тепловыделяющего элемента с его оболочкой в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Приведены результаты тестовых расчетов механических напряжений и деформаций в оболочке ТВЭЛ для разной геометрии решаемой задачи.

Доп.точки доступа:
Сорокин, А. А.; Улыбышев, К. Е.; Алиев, Т. Н.; Евдокимов, И. А.; Зборовский, В. Г.; Лиханский, В. В.

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

Лабораторное моделирование теплообмена жидкостей с числами pr 1 [Текст] / И. А. Беляев [и др.] // Теплоэнергетика . - 2016. - № 2. - С. 5-13 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.6

ББК 31.49
Рубрики: Энергетика
Термоядерная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
верификация кодов -- гибридные токамаки -- гидродинамика -- жидкие металлы -- магнитогидродинамический теплообмен -- расплавы солей -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплоносители -- теплообмен жидких металлов -- термоядерные источники нейтронов -- флайбы -- флинаки -- численное моделирование -- ядерные энергоустановки
Аннотация: Жидкие металлы являются перспективными теплоносителями ядерных энергоустановок нового поколения, таких как реакторы на быстрых нейтронах и гибридные токамаки - термоядерные источники нейтронов (ТИН). Авторы статьи на протяжении многих лет проводят исследования гидродинамики и теплообмена жидких металлов, стараясь воспроизвести условия, приближенные к реальным в реакторах на быстрых нейтронах и в ТИН. В последнем случае течение жидкого металла происходит в сильном магнитном поле и при больших тепловых нагрузках, которые приводят к развитию термогравитационной конвекции в потоке. При этом могут возникать весьма опасные режимы магнитогидродинамического (МГД) теплообмена, которые не были известны ранее, но в сочетании с другими, известными давно режимами, например возрастанием гидравлического сопротивления в сильном магнитном поле, делают возможность создания надежной системы охлаждения ТИН с жидкометаллическим теплоносителем проблематичной. Существует разумная альтернатива жидким металлам в ТИН - расплавленные соли, а именно расплав фторидов лития и бериллия (флайб) или расплав фторидов щелочных металлов (флинак). Однако расплавы солей - пока еще мало изученные среды, и их применение требует детального научного обоснования. Авторы статьи проводят анализ современного состояния исследований в данном направлении. Свой вклад в эти исследования авторы видят в получении ответа на вопрос: возможно ли в расплавах солей существование крайне опасных режимов МГД-теплообмена, обнаруженных в жидких металлах и упомянутых выше? Для ответа на этот вопрос проводятся эксперименты и параллельно численное моделирование. Экспериментальный стенд представляет собой водяной контур, поскольку вода (или вода с добавками, увеличивающими электропроводность) является удобной средой для лабораторного моделирования теплообмена солей в условиях ТИН. Исследуются локальные коэффициенты теплоотдачи по длине обогреваемой трубы, трехмерные (по длине и по сечению, включая область вязкого подслоя) поля осредненной температуры и температурных пульсаций. Подробно описана зондовая методика измерений в потоке. Опытные данные предназначены для верификации кодов численного моделирования теплообмена расплавов солей.

Доп.точки доступа:
Беляев, И. А.; Захарова, О. Д.; Краснощёкова, Т. Е.; Свиридов, В. Г.; Сукомел, Л. А.

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

Найти похожие

10.

Фролов, А. А.
Методика расчета пространственного распределения температур и тепловых потоков в парогенераторе ядерной энергетической установки с реактором на быстрых нейтронах РБ-ЕЦ [Текст] / А. А. Фролов, А. А. Седов // Теплоэнергетика . - 2016. - № 8. - С. 49-54 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
CFD-моделирование -- быстрые жидкометаллические реакторы -- жидкометаллические реакторы -- прямоточные парогенераторы -- реакторы на быстрых нейтронах -- тяжелометаллические теплоносители -- ядерные энергетические установки
Аннотация: Рассматривается методика комбинированного 3D/1D-моделирования теплогидравлики прямоточного парогенератора (ПГ), основанная на совмещенном расчете трехмерной тепло- и гидродинамики однофазного греющего теплоносителя в межтрубном пространстве и одномерной теплогидравлики парогенерирующих каналов (труб) с использованием широко известных корреляций для трения и теплоотдачи при разных режимах кипения. Данная методика позволяет получать пространственное распределение температур и тепловых потоков теплопередающих поверхностей ПГ с однофазным греющим теплоносителем в межтрубном пространстве и парогенерацией внутри труб. Методика применена при расчетном исследовании номинального режима работы прямоточного ПГ ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с тяжелометаллическим реактором на быстрых нейтронах РБ-ЕЦ, разрабатываемым НИЦ “Курчатовский институт” совместно с ОКБ “Гидропресс” и ГНЦ РФ-ФЭИ. Получена картина течения и температурных полей греющего тяжелометаллического теплоносителя в межтрубном пространстве. Выявлены неравномерности подогрева пароводяного теплоносителя в различных теплообменных трубах и неравномерности распределения тепловых потоков на теплопередающих поверхностях ПГ.

Доп.точки доступа:
Седов, А. А.

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

Найти похожие

1-10 11-16

Тематический навигатор

Статистика за 03.09.2024
Число запросов	46225
Число посетителей	1
Число заказов	0

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