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=водоохлаждаемые реакторы<.>)

Общее количество найденных документов : 5
Показаны документы с 1 по 5

Кириллов, П. Л.
Водоохлаждаемые реакторы на воде сверхкритических параметров [Текст] / П. Л. Кириллов // Теплоэнергетика. - 2008. - N 5. - С. 2-5.

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
реакторы -- энергетические реакторы -- водоохлаждаемые реакторы -- водоохлаждаемые энергетические реакторы -- сверхкритические параметры -- ядерные реакторы на воде -- реакторы на воде сверхкритического давления
Аннотация: Раскрываются основные преимущества, достигаемые в энергетике при внедрении водоохлаждаемых энергетических реакторов (ВВЭР) на воде сверхкритических параметров (СКП).

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

Найти похожие

Закиров, С. Ю.
Расчет теплогидравлики ТВС при сверхкритических параметрах теплоносителя по программе КЕДР [Текст] / С. Ю. Закиров // Теплоэнергетика. - 2010. - N 5. - С. 9-13 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
водоохлаждаемые реакторы -- теплоносители -- теплогидравлика -- реакторы на воде -- реакторы сверхкритического давления -- турбулентность -- конвективный теплообмен
Аннотация: Приводится методика расчета по программе КЕДР, описываются замыкающие соотношения, используемые в программе, дается сравнение результатов проведенного по ней расчета с экспериментальными данными, полученными на электрообогреваемом семистержневом пучке элементов.

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

Найти похожие

Лощаков, И. И.
Водоохлаждаемый реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя - перспективное решение для АЭС нового поколения [Текст] / Лощаков И. И., Сироткина А. Л., Коок П. Н. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 6. - С. 25-30 : ил. - Библиогр.: с. 30 (14 назв.) . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
водо-водяные реакторы -- водоохлаждаемые реакторы -- реакторы -- сверхкритические параметры -- сверхкритическое давление -- теплоносители -- теплообмен
Аннотация: Даны основные положения, касающиеся физических характеристик, создания и функционирования реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Приведен анализ влияния спектрального регулирования на характеристики реактора. Построены статические характеристики на примере программы регулирования с постоянной средней температурой теплоносителя и переменным расходом.

Доп.точки доступа:
Сироткина, А. Л.; Коок, П. Н.

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

Найти похожие

Актуальные проблемы теплофизики легководных реакторов нового поколения: результаты комплексных исследований [Текст] / А. П. Сорокин [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 4. - С. 23-31 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
активные зоны -- вода при сверхкритических параметрах -- водоохлаждаемые реакторы -- гидродинамика -- гидроемкости второй ступени -- критические тепловые потоки -- легководные ядерные реакторы -- пассивная безопасность -- реакторы -- решетки-интенсификаторы -- теплообмен -- теплообменники -- теплофизика -- технико-экономические характеристики -- устойчивость теплообменников -- эксперименты -- экстремальные метеорологические условия -- ядерные топлива
Аннотация: Представлены и проанализированы результаты первоочередных теплофизических исследований в обоснование характеристик и безопасности водоохлаждаемых реакторов, включая повышение технико-экономических характеристик ядерного топлива, проектные решения пассивной безопасности, устойчивости работы воздушных теплообменников системы пассивного отвода тепла (СПОТ) при экстремальных метеорологических условиях. Показано, что уровень критической мощности тепловыделяющих сборок (ТВС) зависит как от типа, количества дистанционирующих (ДР) и перемешивающих решеток, так и от места возникновения кризиса теплообмена. Критические тепловые потоки при снижении расхода теплоносителя на 4% в нестационарных режимах выше, чем в стационарных режимах, при тех же параметрах потока. Приведена информация о модернизированной базе оцененных экспериментальных данных по критическим тепловым потокам в ТВС новых конструкций. Представлены данные по изменению давления в основных элементах стенда РУ-ЗО (с моделями реакторной установки и защитной оболочкой) в эксперименте с моделированием аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) на входе в реактор (сценарий 1) и снижением конденсационной мощности модели парогенератора (ПГ) на стенде (сценарий 2). Установлено, что уменьшение конденсационной мощности ПГ составляет примерно 30% мощности на начало возникновения конденсационного режима в ПГ при авариях по обоим сценариям. Однако оставшийся уровень мощности достаточен для обеспечения надежного охлаждения активной зоны реактора ВВЭР-1200 в течение не менее 24 ч при совместной работе систем гидроемкостей второй ступени (ГЕ-2) и СПОТ. Экспериментальные исследования внешних аэродинамических характеристик главного здания Нововоронежской АЭС-2 (НВАЭС-2) по обеспечению независимости работы СПОТ от ветровой нагрузки показали, что экстремальные метеорологические условия, включая ураганные ветры, пылевые бури, могут проявиться в снижении мощности части воздушных теплообменников СПОТ. Указаны работы, выполненные в обоснование проекта ядерной энергетической установки (ЯЭУ) электрической мощностью 1700 МВт с водяным теплоносителем при сверхкритических параметрах и экспериментального реактора ВВЭР-СКД-30 тепловой мощностью 30 МВт. Перечислены проблемы, которые необходимо решить при проведении дальнейших теплофизических исследований реакторов с водяным теплоносителем сверхкритических параметров.

Доп.точки доступа:
Сорокин, А. П.; Кузина, Ю. А.; Труфанов, А. А.; Лощинин, В. М.; Левченко, Ю. Д.; Морозов, А. В.

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

Найти похожие

Сравнительная оценка безопасности ВВЭР СКДИ [Текст] / Зубков А. Г. [и др.] // Электрические станции. - 2019. - № 11. - С. 2-12 : 6 рис., 4 табл. - Библиогр.: с. 12 (11 назв. ) . - ISSN 0201-4564

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
ВВЭР -- РУ -- безопасность -- водо-водяные энергетические реакторы -- водоохлаждаемые реакторы -- реакторные установки -- реакторы СКД -- сверхкритическое давление -- системы безопасности -- ядерные реакторы
Аннотация: Подавляющее большинство эксплуатируемых на сегодняшний день типов ядерных реакторов - водоохлаждаемые. Дальнейшим этапом развития этого направления являются ядерные реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического давления (СКД). Работы по разработке реакторов СКД введутся в рамках международного форума Generation IV. В России одна из разработок подобных реакторов - это реакторная установка (РУ) В-670 ВВЭР СКДИ, концепция которой предложена НИЦ "Курчатовский институт" в 1990-х годах. ВВЭР СКДИ представляет собой корпусный водо-водяной реактор с водой сверхкритического давления, интегральной компоновкой первого контура и естественной циркуляцией теплоносителя. Данные особенности обеспечивают высокий уровень безопасности РУ и позволяют отказаться от многих систем безопасности (СБ), которые присутствуют в конструкции современных РУ с ВВЭР. Предлагается оценка безопасности ВВЭР СКДИ (В-670) в сравнении с РУ В-392М для АЭС-2006, глубоко проработанного проекта. Приводится описание возможных аварий и предусмотренных для В-392М СБ. Подробно описаны особенности реактора ВВЭР СКДИ с анализом их влияния на безопасность. Помимо этого, анализируются возможные проблемы, которые могут возникать в активных зонах одноконтурных реакторов СКД, разработанных в настоящий момент за рубежом. Эти реакторы обладают тесными решетками твэлов и большими рабочими температурами оболочек твэлов, что при авариях типа LOCA может помешать заливу активной зоны и привести к быстрому росту температуры оболочек твэлов. Реактор ВВЭР СКДИ, обладающий умеренным уровнем температур в активной зоне и более широкой решеткой, не подвержен подобной проблеме. Обобщаются преимущества РУ В-670 и описывается ряд проблем, которые необходимо решить на пути дальнейшей разработки проекта реактора ВВЭР СКДИ.

Доп.точки доступа:
Зубков, А. Г.; Скляренко, В. А.; Зорин, В. М. (доктор технических наук); Никонов, С. М. (кандидат технических наук)

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

Найти похожие

Тематический навигатор

Статистика за 18.08.2024
Число запросов	72721
Число посетителей	1
Число заказов	0

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