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=быстрые реакторы<.>)

Общее количество найденных документов : 15
Показаны документы с 1 по 15

Окунев, В. С.
К обоснованию возможности использования твэлов с вольфрамовым напылением в энергетических быстрых реакторах нового поколения [Текст] / Окунев В. С. // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2011. - № 6. - С. 133-139. : ил. - Библиогр.: с. 139 (10 назв. )

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
реакторы -- быстрые реакторы -- энергетические реакторы -- твэлы -- вольфрамовые покрытия -- вольфрамовые напыления -- реакторы естественной безопасности -- БРЕСТ
Аннотация: Быстрые реакторы нового поколения составят основу ядерной энергетики середины и конца XXI столетия. Среди таких проектов наибольший интерес представляют реакторы естественной безопасности (БРЕСТ), в которых детерминистически исключены тяжелые аварии. Однако потенциальные возможности отечественного энергомашиностроения, реализованные в проектах БРЕСТ, полностью не исчерпаны, есть резервы дальнейшего повышения безопасности. Один из резервов концепции БРЕСТ - использование оболочек твэлов с вольфрамовым покрытием - идея нереалистичная из-за высокой стоимости вольфрама и высокого сечения поглощения быстрых нейтронов. Но проведенный анализ и расчеты позволяют сделать вывод о потенциальной возможности использования вольфрамовых покрытий твэлов для дальнейшего повышения надежности и безопасности реакторов типа БРЕСТ без ухудшения (возможно при улучшении) экономических характеристик атомных станций с такими реакторами.

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

От первой АЭС до ЯЗУ поколения IV (к 60-летию первой в мире АЭС) [Текст] / В. И. Рачков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 5. - С. 11-19 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
АЭС -- ЯЭУ -- атомная энергетика -- атомные электрические станции -- быстрые реакторы -- военные программы -- жидкометаллические теплоносители -- изотопная продукция -- испытания -- лазеры -- нейтронные исследования -- неядерные технологии -- реакторы -- ускорители -- физика твердого тела -- физические исследования -- электрогенерирующие каналы -- энергетические установки -- ядерная накачка -- ядерные установки -- ядерные энергетические установки
Аннотация: Успешный пуск в 1954 г. в ФЭИ (г. Обнинск) Первой в мире АЭС стал поворотом от военных программ к мирному использованию атомной энергии. Вплоть до закрытия станции реактор АМ был одной из основных реакторных баз, на которых проводились нейтронно-физические исследования, исследования по физике твердого тела, испытания твэлов, электрогенерирующих каналов, наработка изотопной продукции.

Доп.точки доступа:
Рачков, В. И.; Калякин, С. Г.; Кухарчук, О. Ф.; Орлов, Ю. И.; Сорокин, А. П.

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

Найти похожие

Использование жидких металлов в ядерной, термоядерной энергетике и других инновационных технологиях [Текст] / В. И. Рачков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2014. - № 5. - С. 20-30 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.6

ББК 31.49
Рубрики: Энергетика
Термоядерная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
ЯЭУ -- быстрые реакторы -- жидкие металлы -- инновационные технологии -- космические реакторы -- теплоносители -- теплофизические свойства -- транспортные установки -- ускорительные системы -- физические свойства -- ядерная энергетика -- ядерные энергетические установки
Аннотация: К настоящему времени накоплен большой опыт обращения с жидкими металлами в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок (ЯЭУ), получены обширные знания о физических, теплофизических и физико-химических свойствах этих теплоносителей, разработаны научные основы и комплекс методов и средств обращения с жидкими металлами – теплоносителями ЯЭУ.

Доп.точки доступа:
Рачков, В. И.; Арнольдов, М. Н.; Ефанов, А. Д.; Калякин, С. Г.; Козлов, Ф. А.; Логинов, Н. И.; Орлов, Ю. И.; Сорокин, А. П.

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

Найти похожие

Волков, Э. (главный редактор).
Предисловие к статьям по проекту "Прорыв" [Текст] / Э. Волков, Е. Адамов // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С. 3-4 . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
ОЯТ -- быстрые реакторы -- естественная безопасность -- облученное ядерное топливо -- переработка ОЯТ -- реакторные установки -- ядерная энергетика -- ядерное топливо
Аннотация: В данном журнале начинается публикация статей, освещающих основные научно-технические результаты, полученные при реализации проекта "Прорыв".

Доп.точки доступа:
Адамов, Е. (научный руководитель проектного направления "Прорыв")

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

Найти похожие

Проект "Прорыв" - технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики [Текст] / Е. О. Адамов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2015. - № 1. - С. 5-12. - Библиогр.: с. 12 (7 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 -- замкнутый топливный цикл -- облученное ядерное топливо -- топливные циклы -- ядерная энергетика -- ядерное топливо -- ядерные энергосистемы -- ядерные энерготехнологии -- ядерный топливный цикл
Аннотация: В статье анализируются проблемы развития современной ядерной энергетики (ЯЭ) и пути их решения на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с быстрыми реакторами (БР). Определены технические требования к ядерным энергосистемам для создания крупномасштабной ЯЭ. Рассмотрены цели и решаемые научно-технические задачи проекта "Прорыв", реализуемого в рамках Федеральной целевой программы "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 года".

Доп.точки доступа:
Адамов, Е. О.; Алексахин, Р. М.; Большов, Л. А.; Дедуль, А. В.; Орлов, В. В.; Першуков, В. А.; Рачков, В. И.; Толстоухов, Д. А.; Троянов, В. М.

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

Найти похожие

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

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

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

10.

Экспериментальный стенд для исследований теплообмена перспективных теплоносителей ядерной энергетики [Текст] / И. А. Беляев [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 11. - С. 66-74 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
быстрые реакторы -- водо-водяные энергетические реакторы -- магнитная гидродинамика -- магнитное поля -- металлы -- нейтроны -- теплообмен жидких металлов -- термоядерные источники нейтронов -- экспериментальные стенды
Аннотация: Представлены текущие результаты работ, проведенных объединенной научной группой ученых-теплофизиков НИУ МЭИ–ОИВТ РАН, по экспериментальному исследованию теплообмена жидких металлов. При планировании работ учитывалась формируемая концепция развития ядерной энергетики России. Эта концепция предусматривает, наряду с тиражированием водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и быстрых реакторов типа БН с натриевым теплоносителем, создание быстрых реакторов нового поколения БРЕСТ, а также термоядерных энергетических реакторов и термоядерных источников нейтронов. В качестве основных теплоносителей в таких ядерных энергоустановках рассматриваются тяжелые жидкие металлы: свинец и сплав свинца и лития. Команда специалистов НИУ МЭИ–ОИВТ РАН ввела в эксплуатацию новый ртутный МГД-стенд РК-3. Основными составляющими этого стенда являются: уникальный электромагнит, созданный специалистами Института ядерной физики им. Г. И. Будкера, а также герметичный жидкометаллический контур. На стенде будут исследоваться подъемные и опускные течения жидких металлов в поперечном магнитном поле в каналах различной формы. Для проведения экспериментов по исследованию теплообмена и гидродинамики течений, а также при измерении таких характеристик, как температура, скорость, пульсационные характеристики, используется зондовая методика. Авторы настоящей работы являются сторонниками применения жидких металлов в теплообменных системах токамака, однако признают необходимость поиска альтернативных теплоносителей. В качестве такой альтернативы рассматриваются расплавленные соли- фториды лития и бериллия (“флайб”) и фториды щелочных металлов (“флинак”) с добавками фторида урана. Поэтому команда НИУ МЭИ-ОИВТ РАН наряду с созданием ртутного МГД-стенда разрабатывает стенд для моделирования теплообмена расплавов солей. Поскольку создание экспериментального стенда предполагает проведение численных расчетов и верификации расчетных кодов, параллельно с экспериментами авторы проводят исследования всех рассматриваемых конфигураций МГД-течений численными методами.

Доп.точки доступа:
Беляев, И. А.; Свиридов, В. Г.; Батенин, В. М.; Бирюков, Д. А.; Никитина, И. С.; Манчха, С. П.; Пятницкая, Н. Ю.; Разуванов, Н. Г.; Свиридов, Е. В.

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

Найти похожие

11.

Расчетное моделирование теплогидравлических процессов в тепловыделяющих сборках с жидкометаллическим теплоносителем в приближении анизотропного пористого тела [Текст] / А. С. Корсун [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 4. - С. 12-22 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
DNS-расчеты -- анизотропные пористые тела -- быстрые реакторы -- водные теплоносители -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные модели турбулентности -- кросс-верификация -- модели анизотропных тел -- пористые тела -- расчетное моделирование -- тепловыделяющие сборки -- теплогидравлические процессы -- тепломассоперенос -- теплоносители -- трубные пучки -- турбулентность -- экспериментальные данные
Аннотация: Представлена модель анизотропного пористого тела, в которой анизотропия переноса учитывается с помощью тензорного определения силы сопротивления, эффективной вязкости и теплопроводности. Модель предназначена для описания тепломассопереноса в тепловыделяющих сборках и трубных пучках. Для замыкания системы уравнений анизотропного пористого тела использована разработанная авторами интегральная модель турбулентности. В целях проверки корректности описания гидродинамики и теплообмена выполнено моделирование в приближении анизотропного пористого тела некоторых гидродинамических и теплогидравлических процессов в стержневых сборках с водным и жидкометаллическим теплоносителем. Представлены результаты моделирования течения эвтектики свинец-висмут в 19-стержневой экспериментальной сборке и воды в 61? стержневой необогреваемой сборке с центральной и угловой локальной блокировкой ее проходного сечения. Также в рамках кросс-верификации выполнено численное моделирование с помощью DNS-кода CONV-3D теплогидравлических процессов в обогреваемом 19-стержневом фрагменте тепловыделяющей сборки реактора БРЕСТ с центральной локальной блокировкой его проходного сечения. Расчеты проведены с помощью разработанного программного модуля APMod, реализующего модель анизотропного пористого тела совместно с интегральной моделью турбулентности. Сопоставление результатов расчетов как с экспериментальными данными, так и с результатами моделирования с помощью кода CONV-3D показало, что программный модуль APMod адекватно описывает трехмерные поля скоростей, давления и температуры теплоносителя, возникающие в стержневых сборках при локальной блокировке части их проходного сечения. Это свидетельствует о возможности применения модели анизотропного пористого тела для моделирования теплогидравлических процессов в активных зонах и теплообменном оборудовании перспективных реакторов.

Доп.точки доступа:
Корсун, А. С.; Меринов, И. Г.; Харитонов, В. С.; Баясхаланов, М. В.; Чуданов, В. В.; Аксенова, А. Е.; Первичко, В. А.

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

Найти похожие

12.

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

13.

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

14.

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

15.

Корсун, А. С.
Моделирование тепломассопереноса в сборках стержней с витыми дистанционирующими элементами в приближении модели анизотропного пористого тела [Текст] / А. С. Корсун, И. Г. Меринов, В. С. Харитонов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2020. - № 6. - С. 93-103 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.4

^a621.311.2:621.039

ББК 31.3 + 31.47
Рубрики: Энергетика
Теплоэнергетика. Теплотехника в целом
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
быстрые реакторы -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные модели -- компьютерные программы -- модели турбулентности -- тепломассоперенос
Аннотация: Представлены результаты моделирования тепломассопереноса в сборках стержней с витыми дистанционирующими элементами в приближении модели анизотропного пористого тела с помощью разработанной программы APMod.

Доп.точки доступа:
Меринов, И. Г.; Харитонов, В. С.; Баясхаланов, М. В.; Чуданов, В. В.; Аксенова, А. Е.; Первичко, В. А.

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

Найти похожие

Тематический навигатор

Статистика за 10.07.2024
Число запросов	149396
Число посетителей	1
Число заказов	0

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