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=тяжелые аварии<.>)

Общее количество найденных документов : 14
Показаны документы с 1 по 10

1-10 11-14

Стрижов, В. Ф.
Вступление [Текст] / Стрижов В. Ф., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 3.

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
аварии -- тяжелые аварии -- реакторы -- плавление -- теплоперенос -- теплообмен -- разрушение корпуса -- расчетные коды -- интегральные коды -- АЭС -- программные комплексы
Аннотация: В представленных публикациях изложены физические принципы и математические модели, лежащие в основе расчетного кода, предназначенного для моделирования поведения бассейна расплава на днище корпуса реактора при тяжелой аварии (ТА) с плавлением активной зоны.

Доп.точки доступа:
Филиппов, А. С.

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

Найти похожие

СОКРАТ/ HEFEST: модели взаимодействия расплава активной зоны ВВЭР с конструкциями реактора при тяжелой аварии [Текст] / Филиппов А. С. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 4-24. : ил. - Библиогр.: с. 23-24 (14 назв. )

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

ББК 31.46 + 31.31
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Теоретические основы теплотехники
Кл.слова (ненормированные):
ВВЭР -- реакторы -- водо-водяные энергетические реакторы -- активные зоны -- аварии -- тяжелые аварии -- программные коды -- разрушения -- теплоперенос -- теплообмен -- теплопроводность -- тепловые разрушения -- расплавы
Аннотация: В статье описана методика и программный код HEFEST, предназначенный для моделирования событий в корпусе ядерного реактора типа ВВЭР при гипотетической тяжелой аварии с разрушением активной зоны. Основным фактором развития аварии служит остаточное тепловыделение продуктов радиоактивного распада, приводящее к плавлению и разрушению конструкций реактора.

Доп.точки доступа:
Филиппов, А. С.; Дробышевский, Н. И.; Киселев, А. Е.; Стрижов, В. Ф.; Фокин, А. Л.

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

Найти похожие

Модель для расчета состава и плотности расплава активной зоны водо-водяного реактора при тяжелой аварии [Текст] / Озрин В. Д. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 25-42. : ил. - Библиогр.: с. 42 (16 назв. )

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
реакторы -- водо-водяные реакторы -- аварии -- водо-водяные энергетические реакторы -- MASCA-эффект -- тяжелые аварии -- расплавы -- активные зоны -- ВВЭР -- термодинамические модели -- теплообмен
Аннотация: Рассматривается термохимическое поведение расплава активной зоны реактора типа ВВЭР при тяжелой аварии. Накопленная экспериментальная информация позволила построить термодинамическую модель системы O-U-Zr-Fe. Модель описывает несмешиваемость оксидной и металлической фаз расплава и позволяет оценивать их плотности. В упрощенной формулировке модель была внедрена в код HEFEST. Приведены результаты расчетов теплообмена в расслоенном расплаве в корпусе реактора при двух различных случаях взаиморасположения слоев расплава.

Доп.точки доступа:
Озрин, В. Д.; Тарасов, О. В.; Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С.

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

Найти похожие

Мосунова, Н. А.
Моделирование расплава в корпусе ВВЭР в коде СОКРАТ/HEFEST [Текст] / Мосунова Н. А., Стрижов В. Ф., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 43-63. : ил. - Библиогр.: с. 63 (20 назв. )

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

ББК 31.46 + 31.31
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Теоретические основы теплотехники
Кл.слова (ненормированные):
расплавы -- теплопередача -- реакторы -- расслоенные расплавы -- водо-водяные энергетические реакторы -- ВВЭР -- аварии -- тяжелые аварии -- активные зоны -- численное моделирование
Аннотация: Рассмотрены модели образования и взаимодействия расслоенного расплава с конструкциями и корпусом реактора ВВЭР на внутрикорпусной стадии тяжелой аварии. Описана последовательность моделирования нахождения (удержания) расплава в корпусе. Приведены результаты численного моделирования расплава в корпусе ВВЭР при аварии с расплавлением активной зоны. Расчет показал, что вероятное место проплавления корпуса реактора находится на уровне сварного шва днища корпуса или выше.

Доп.точки доступа:
Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С.

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

Найти похожие

Мосунова, Н. А.
Верификация моделей теплопередачи программного модуля HEFEST [Текст] / Мосунова Н. А., Сапегин С. А., Филиппов А. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 3. - С. 64-82. : ил. - Библиогр.: с. 82 (17 назв. )

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

ББК 31.46 + 31.31
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Теоретические основы теплотехники
Кл.слова (ненормированные):
программные модули -- компьютерные коды -- теплопередача -- расплавы -- расслоенные расплавы -- реакторы -- плавление -- теплообмен -- теплоотдача -- гидродинамическое моделирование -- аварии -- тяжелые аварии -- запроектные аварии -- верификация моделей -- методы конечных элементов
Аннотация: В системных тяжелоаварийных кодах для описания теплового воздействия расплава на корпусе реактора используются упрощенные подходы, которые необходимо проверять. Для проверки используются известные аналитические решения и результаты экспериментов. Один из способов получения новых количественных результатов по теплообмену для сложных случаев состоит в использовании вычислительной гидродинамики. В работе представлены некоторые результаты верификации модуля HEFEST кода СОКРАТ. Они основаны на аналитических решениях (распространение тепла, плавление, теплообмен излучением), экспериментах и результатах гидродинамического моделирования теплоотдачи в стратифицированном бассейне расплава.

Доп.точки доступа:
Сапегин, С. А.; Филиппов, А. С.

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

Найти похожие

Расчет термодеформирования корпуса реактора с расплавом с помощью кода HEFEST-M [Текст] / Филиппов А. С. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 6. - С. 92-104. : ил. - Библиогр.: с. 104 (14 назв. )

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

ББК 31.46 + 31.31
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Теоретические основы теплотехники
Кл.слова (ненормированные):
реакторы -- термодеформирование -- расплавы -- программные модули -- нестационарные состояния -- аварии -- тяжелые аварии -- ВВЭР-1000 -- теплоносители -- напряженно-деформированные состояния
Аннотация: Приведены результаты решения задачи о деформировании корпуса реактора, содержащего расплав, возникающей при моделировании тяжелой аварии с потерей теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000, протекающей при низком давлении. Рассчитывается нестационарное напряженно-деформированное состояние (НДС) корпуса, толщина которого уменьшается из-за плавления под действием расплава.

Доп.точки доступа:
Филиппов, А. С.; Дробышевский, Н. И.; Киселев, А. Е.; Стрижов, В. Ф.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Анализ неопределенностей в задаче взаимодействия расплава с материалом конструкций реактора типа ВВЭР [Текст] / Моисеенко Е. В. [и др. ] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2010. - N 6. - С. 105-117. : ил. - Библиогр.: с. 117 (11 назв. )

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

ББК 31.46 + 31.31
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Теоретические основы теплотехники
Кл.слова (ненормированные):
расплавы -- реакторы -- ВВЭР -- кросс-платформенная методика -- программные комплексы -- термомеханические задачи -- BEPU -- best estimate plus uncertainty -- аварии -- тяжелые аварии -- индукционная плавка -- холодные тигли
Аннотация: Сформулированы требования к анализу неопределенностей моделирования теплового и механического поведения расплава в корпусе. Разработана кросс-платформенная методика, позволяющая проводить многовариантные расчеты на параллельных вычислительных системах и статистическую обработку результатов. Разработан программный комплекс, включающий расчетные модули HEFEST и HEFEST-M, для автоматизированного проведения вариантных расчетов термомеханических задач.

Доп.точки доступа:
Моисеенко, Е. В.; Тарасов, В. И.; Стрижов, В. Ф.; Филиппов, А. С.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Филиппов, А. С.
Верификация кода СОКРАТ/HEFEST на задачах нестационарного теплопереноса в неоднородной среде и анизотропной теплопроводности [Текст] / Филиппов А. С., Моисеенко Е. В., Каменская Д. Д. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 3. - С. 60-76 : ил. - Библиогр.: с. 75-76 (20 назв.) . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

^a536.22/.23

ББК 31.46 + 31.31 + 22.365
Рубрики: Энергетика
   Ядерные реакторы
   Теоретические основы теплотехники
   Физика
   Газы и жидкости
Кл.слова (ненормированные):
системные коды -- верификация кодов -- теплоперенос -- теплообмен -- теплопередача -- нестационарный теплоперенос -- теплопроводность -- ортотропная теплопроводность -- анизотропная теплопроводность -- неоднородные среды -- аварии -- тяжелые аварии -- реакторы -- расплавы -- активные зоны -- расплавы активной зоны
Аннотация: Работа посвящена верификации модуля (кода) HEFEST системного кода СОКРАТ, предназначенного для анализа сценариев тяжелых аварий на АЭС. Верифицируются модели теплопередачи при взаимодействии расплава активной зоны с корпусом реактора, бетоном шахты реактора, жертвенным материалом и корпусом устройства локализации расплава. В упрощенной постановке эти задачи допускают аналитическое решение: расчет стационарной теплопередачи при объемном тепловыделении в эллиптической области с ортотропной теплопроводностью при изотермической границе и расчет нестационарной теплопроводности в двухсоставном теле с неоднородным тепловыделением и тонкой прослойкой между ними. Формулы решений, одно из которых получено авторами, приведены в работе.

Доп.точки доступа:
Моисеенко, Е. В.; Каменская, Д. Д.

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

Найти похожие

Филиппов, А. С.
Развитие модели теплообмена в расслоенном расплаве для задач моделирования тяжелых аварий на АЭС кодом СОКРАТ/HEFEST [Текст] / Филиппов А. С., Каменская Д. Д., Моисеенко Е. В. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 5. - С. 108-128 : ил. - Библиогр.: с. 127-128 (34 назв.) . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

^a536.22/.23

ББК 31.46 + 31.31 + 22.365
Рубрики: Энергетика
   Ядерные реакторы
   Теоретические основы теплотехники
   Физика
   Газы и жидкости
Кл.слова (ненормированные):
BALI эксперименты -- CFD-моделирование -- FAS -- Flux Along Side -- effective convectivity -- АЭС -- ВВЭР -- аварии -- активная зона -- атомные станции -- водо-водяные энергетические реакторы -- квазистационарный теплообмен -- ортотропная теплопроводность -- потоки тепла -- расплавы -- расслоенные расплавы -- реакторы -- системные коды -- тепловыделяющие жидкости -- теплообмен -- теплоотдача -- теплопроводность -- тяжелые аварии -- эксперименты BALI -- энергетические реакторы -- энерговыделяющие жидкости -- эффективная конвекция
Аннотация: Рассмотрены вопросы теплообмена в расслоенном расплаве активной зоны, возникающем при тяжелых авариях на АЭС. Представлена модель FAS (Flux Along Side), внедренная в модуль HEFEST системного кода СОКРАТ. Модель предназначена для расчета квазистационарного теплообмена в системе расслоенного расплава и толстостенного корпуса реактора типа ВВЭР при детерминистическом анализе возможности удержания расплава в корпусе при тяжелой аварии. Особенность модели состоит в непосредственном использовании экспериментальных данных по теплоотдаче энерговыделяющей жидкости, что сводит к минимуму погрешности упрощений при решении двумерной задачи теплообмена. Проведена верификация кода HEFEST на задаче о фокусировке потока тепла и на экспериментах BALI.

Доп.точки доступа:
Каменская, Д. Д.; Моисеенко, Е. В.

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

Найти похожие

10.

Ядерная энергетика с естественной безопасностью: смена устаревшей парадигмы, критерии [Текст] / Е. О. Адамов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С. 13-29 : ил. - Библиогр.: с. 28-29 (33 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
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.

Доп.точки доступа:
Адамов, Е. О.; Орлов, В. В.; Рачков, В. И.; Слесарев, И. С.; Хомяков, Ю. С.

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

Найти похожие

1-10 11-14

Тематический навигатор

Статистика за 01.09.2024
Число запросов	80114
Число посетителей	1
Число заказов	0

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