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=натриевые теплоносители<.>)

Общее количество найденных документов : 11
Показаны документы с 1 по 11

Теплогидравлика, физическая химия и технология на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем [Текст] / В. В. Алексеев [и др. ] // Теплоэнергетика. - 2007. - N 12. - С. 2-9

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
атомные электростанции -- АЭС -- реакторы на быстрых нейронах -- теплогидравлика -- физическая химия -- натриевые теплоносители
Аннотация: Приводятся основные итоги исследований, направленных на разработку верифицированного комплекса кодов, учитывающих взаимосвязь ядерно-физических, теплогидравлических, физико-химических, термомеханических, массообменных и технологических процессов в ЯЭУ.

Доп.точки доступа:
Алексеев, В. В.; Ефанов, А. Д.; Козлов, Ф. А.; Сорокин, А. П.

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

Найти похожие

Итоги развития технологии применения натрия как теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах [Текст] / Ф. А. Козлов [и др. ] // Теплоэнергетика. - 2007. - N 12. - С. 10-22

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
теплоносители -- реакторы на быстрых нейронах -- натриевые теплоносители -- ядерные энергетические установки
Аннотация: Представлено краткое изложение основных результатов исследований по технологии натриевого теплоносителя применительно к ядерным энергетическим установкам с реакторами на быстрых нейронах.

Доп.точки доступа:
Козлов, Ф. А.; Алексеев, В. В.; Загорулько, Ю. И.; Сергеев, Г. П.; Волчков, Л. Г.; Козуб, П. С.; Ковалев, Ю. П.; Воробьева, Т. А.; Волов, А. Н.

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

Найти похожие

Расчет теплофизических свойств натрия [Текст] / А. С. Жигач [и др.] // Теплоэнергетика. - 2012. - № 4. - С. 57-61 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.4

ББК 31.3
Рубрики: Энергетика
Теплоэнергетика. Теплотехника в целом
Кл.слова (ненормированные):
натрий -- свойства натрия -- теплофизические свойства -- расчет теплофизических свойств -- пары натрия -- натриевые теплоносители
Аннотация: Представлен новый подход к описанию свойств пара натрия. Получено уравнение состояния пара натрия в виде зависимости s (p, h), которая может быть использована для технических расчетов энергетических установок с натриевым теплоносителем.

Доп.точки доступа:
Жигач, А. С.; Архипов, Г. Д.; Лежнин, И. С.; Усов, В. З.

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

Технология высокотемпературного натриевого теплоносителя в ядерных энергетических установках для водородной энергетики [Текст] / Ф. А. Козлов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 5. - С. 31-39 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ЯЭУ -- биомасса -- водородная энергетика -- высокотемпературные теплоносители -- газификация угля -- жидкое топливо -- источники водорода -- металлургия -- натриевые теплоносители -- ожижение угля -- технологии -- химическая промышленность -- ядерные энергетические установки
Аннотация: При использовании высокотемпературных ядерных энергетических установок (ВТ ЯЭУ) с натриевым теплоносителем для получения водорода и других инновационных применений (газификации и ожижения угля, углубленной переработки нефти, преобразования биомассы в жидкое топливо, в химической промышленности, металлургии, пищевой промышленности и т. п. ) интенсивность источников водорода, поступающего из III контура установки во II, возрастает на два-три порядка.

Доп.точки доступа:
Козлов, Ф. А.; Сорокин, А. П.; Алексеев, В. В.; Коновалов, М. А.

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

Найти похожие

Численное моделирование осаждения изотопов цезия в натриевых контурах с помощью кода СОКРАТ-БН [Текст] / А. С. Корсун [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 4. - С. 58-68 : ил. - Библиогр.: с. 67-68 (24 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):
Ленгмюра адсорбция -- СОКРАТ-БН -- адсорбция Ленгмюра -- адсорбция цезия -- быстрые натриевые реакторы -- изотопы цезия -- массоперенос -- натриевые контуры -- натриевые реакторы -- натриевые теплоносители -- осаждение цезия -- продукты деления -- радиационная безопасность -- радионуклиды -- реакторные установки -- теплоносители -- цезий -- численное моделирование
Аннотация: Одна из задач, решаемых при обосновании радиационной безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, - оценка активности радионуклидов, накопленных в технологических средах первого контура реакторной установки. Значимыми для радиационной безопасности радионуклидов являются изотопы цезия. В работе представлена разработанная и интегрированная в код СОКРАТ-БН/В2 модель осаждения и повторного смыва изотопов цезия в натриевом теплоносителе.

Доп.точки доступа:
Корсун, А. С.; Семенов, В. Н.; Филиппов, М. Ф.; Цаун, С. В.

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

Найти похожие

Декопов, А. С. (кандидат технических наук).
Использование микрофокусных рентгеновских излучателей для контроля сварных стыков труба - трубная доска [Текст] / А. С. Декопов, С. В. Михайлов // Контроль. Диагностика. - 2015. - № 7. - С. 21-25. - Библиогр.: с. 25 (13 назв. ) . - ISSN 0201-7032

УДК

^a620.1/.2

ББК 30.3
Рубрики: Техника
Материаловедение
Кл.слова (ненормированные):
атомная энергетика -- кольцевые сварные соединения -- контроль сварных соединений -- микрофокусная рентгенография -- микрофокусные излучатели -- натриевые теплоносители -- панорамная рентгенография -- парогенераторы -- первичное излучение -- радиографический контроль -- рассеянное излучение -- рентгеновские излучатели -- рентгенография -- сварные стыки -- статистическое моделирование -- теплообменные аппараты -- чувствительность методов контроля
Аннотация: Во избежание аварийного разрушения теплообменных аппаратов и радиоактивного загрязнения паротурбинной установки при химическом взаимодействии с водой и влажным паром радиоактивного натрия существенно ужесточены требования герметичности кольцевых сварных соединений труба - трубная доска парогенератора, контролируемых радиографическим методом. Рассматривается возможность улучшения качества контроля методом статистического моделирования количественных соотношений потоков рассеянного и прямого регистрируемых излучений в различных режимах микрофокусной рентгенографии.

Доп.точки доступа:
Михайлов, С. В.

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

Найти похожие

Козлов, Ф. А.
Очистка геттерами жидкометаллических систем с натриевым теплоносителем от кислорода [Текст] / Ф. А. Козлов, М. А. Коновалов, А. П. Сорокин // Теплоэнергетика . - 2016. - № 5. - С. 63-69 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.5/.6

ББК 31.7
Рубрики: Энергетика
Техника сжатых и разреженных газов
Кл.слова (ненормированные):
аварийные загрязнения теплоносителей -- безопасность АЭС -- газопоглотители -- геттеры -- горячие ловушки -- жидкометаллические системы -- натриевые теплоносители -- очистка геттерами -- пусконаладочные работы -- радиоактивный натрий -- реакторы -- стояночные режимы -- теплоносители -- холодные ловушки
Аннотация: Для повышения безопасности и экономических характеристик АЭС с натриевым теплоносителем было принято решение о размещении в баке реактора всех систем, контактирующих с радиоактивным натрием, в том числе и систем очистки I контура. Производительность и емкость холодных ловушек (традиционный элемент систем очистки теплоносителя) в этих условиях лимитированы их ограниченным объемом. Предложено использовать горячие ловушки (ГЛ) в I контуре для очистки теплоносителя от кислорода. Показано, что при номинальных параметрах установки, когда температура теплоносителя, омывающего геттер (газопоглотитель), равна 550°С, горячая ловушка может обеспечить требуемую чистоту теплоносителя. В стояночных режимах при температуре 250-300°С производительность горячей ловушки снижается на четыре порядка. Предложены и проанализированы возможные режимы эксплуатации ГЛ в стояночных режимах и при выходе на номинальные параметры. Основное внимание уделено режимам очистки при освоении мощности после окончания пусконаладочных работ (ПНР) и аварийного загрязнения теплоносителя, когда исходная концентрация кислорода в нем достигает 25 млн-1. Показано, что эффективность систем очистки может быть повышена при использовании горячих ловушек с геттером в виде фольги или гранул. Обоснована возможность реализации режима “скоростной очистки”, при котором производится очистка теплоносителя с одновременным переходом из стояночного режима на работу с номинальными параметрами.

Доп.точки доступа:
Коновалов, М. А.; Сорокин, А. П.

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

Найти похожие

Завершающий этап научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в обоснование строительства головного энергоблока с РУ БН-1200 [Текст] / В. Н. Ершов [и др.] // Энергетик. - 2016. - № 4. - С. 25-27. - Библиогр.: с. 27 (5 назв.) . - ISSN 0013-7278

УДК

^a620.9

ББК 31.16
Рубрики: Энергетика
Энергетическое оборудование
Кл.слова (ненормированные):
БН-1200 -- быстрые нейроны -- натриевые теплоносители -- научно-исследовательские работы -- опытно-конструкторские работы -- реакторные установки -- энергоблоки
Аннотация: Выполнен комплекс исследовательских работ по обоснованию проектных и технических решений в целях создания конкурентоспособного энергоблока, отвечающего требованиям к энергоблокам IV поколения.

Доп.точки доступа:
Ершов, В. Н.; Аширметов, М. Р.; Савельев, И. Л.; Ершов, А. В.

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

Найти похожие

10.

Экспериментальные исследования теплообмена при кипении натрия в модели ТВС в обоснование безопасности перспективного реактора на быстрых нейтронах [Текст] / Р. Р. Хафизов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 1. - С. 10-19 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
COREMELT -- верификация расчетных кодов -- моделирование развития аварийных ситуаций -- натриевые теплоносители -- реакторы -- реакторы на быстрых нейтронах -- тепловыделяющие сборки
Аннотация: Численное моделирование развития аварийной ситуации типа ULOF (прекращение расхода теплоносителя через реактор) в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, выполненное с использованием кода COREMELT, указывает на возникновение кипения натрия в активной зоне. Процесс кипения сопровождается колебаниями технологических параметров реакторной установки, которые могут продолжаться в течение нескольких десятков секунд. При этом возможна реализация устойчивого режима отвода тепла остаточного энерговыделения. Существенное влияние на результаты расчетов оказывает используемая в коде модель двухфазного потока теплоносителя, которая нуждается в экспериментальном подтверждении. Для исключения развития аварийной ситуации, приводящей к разрушению элементов активной зоны, предложено конструктивное решение, заключающееся в использовании натриевой полости над активной зоной реактора. Создана экспериментальная установка и проведены исследования теплообмена при кипении натрия в модельной тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора на быстрых нейтронах в режимах естественной и вынужденной циркуляции с натриевой полостью и моделью верхнего торцевого экрана. Показано, что при наличии натриевой полости существует возможность обеспечения длительного охлаждения ТВС при плотности теплового потока на поверхности имитаторов твэлов до 140 и 170 кВт/м2 в режиме естественной и вынужденной циркуляции соответственно. Полученные данные используются для уточнения расчетной модели процесса кипения натрия в ТВС и верификации расчетного кода COREMELT.

Доп.точки доступа:
Хафизов, Р. Р.; Поплавский, В. М.; Рачков, В. И.; Сорокин, А. П.; Труфанов, А. А.; Ашурко, Ю. М.; Волков, А. В.; Иванов, Е. Ф.; Привезенцев, В. В.

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

Найти похожие

11.

Реактор на быстрых нейтронах: экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в различных режимах работы [Текст] / А. Н. Опанасенко [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 5. - С. 24-33 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
автономные теплообменники -- натриевые теплоносители -- пассивные системы аварийного расхолаживания -- погружные теплообменники -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплогидравлические процессы -- теплоносители
Аннотация: Представлены результаты экспериментальных исследований на интегральной водяной модели полей температуры и структуры движения неизотермического теплоносителя в элементах I контура реактора на быстрых нейтронах (далее быстрого реактора) с натриевым теплоносителем в различных режимах: принудительной циркуляции (ПЦ), при переходе к режиму расхолаживания и аварийном расхолаживании с естественной конвекцией теплоносителя. Показано, что в результате действия подъемных сил при движении неизотермического теплоносителя в верхней камере реактора на периферии ее нижней области над боковыми экранами формируется изотермическая устойчивая зона холодного теплоносителя, размеры которой с ростом общего расхода воды увеличиваются. Выявлена существенная и устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней (горячей) камеры реактора над боковыми экранами, в холодной и напорной камерах, элеваторной выгородке, системе охлаждения корпуса реактора, на выходе из промежуточных и автономных теплообменников в различных режимах их работы. На границах раздела стратифицированных и рециркуляционных образований зафиксированы большие градиенты и пульсации температуры. Во всех исследованных вариантах расхолаживания температура теплоносителя на выходе из головок тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны (АЗ) понижается, а температура теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры увеличивается по сравнению с режимом ПЦ. Подтверждена высокая эффективность пассивной системы аварийного расхолаживания реактора на быстрых нейтронах (БН-1200) с погружными автономными теплообменниками (АТО). Так, при работе в штатном режиме даже при отказе трех погружных АТО температура оборудования внутри реактора остается в допустимых пределах и отвод тепла остаточного энерговыделения от реактора обеспечивается без превышения пределов безопасной эксплуатации. Полученные результаты могут быть использованы как для верификации расчетных кодов, так и для приближенной оценки параметров реакторной установки при пересчете по критериям подобия.

Доп.точки доступа:
Опанасенко, А. Н.; Сорокин, А. П.; Зарюгин, Д. Г.; Труфанов, А. А.

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

Найти похожие

Тематический навигатор

Статистика за 05.09.2024
Число запросов	137224
Число посетителей	1
Число заказов	0

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