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=жидкометаллические теплоносители<.>)

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

Карзов, Г. П.
Коррозионно-механическая прочность сталей С y- и a-решеткой в контакте с жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца [Текст] / Г. П. Карзов, А. Д. Каштанов, В. Г. Марков // Вопросы материаловедения. - 2009. - N 3. - С. 315-328 : 16 рис. - Библиогр.: с. 328 (7 назв.)

УДК

669.7/.8

669.1.017

ББК 34.23/.25 + 34.22
Рубрики: Технология металлов--Металловедение цветных металлов и сплавов--Металловедение черных металлов и сплавов
Кл.слова (ненормированные):
стали -- теплоносители -- жидкометаллические теплоносители -- коррозионно-механическая прочность сталей -- прочность сталей -- свинец -- жидкий свинец -- малоцикловые испытания -- жидкие теплоносители
Аннотация: Исследовано поведение сталей в контексте с жидким свинцом в процессе кратковременного и длительного статического нагружения и малоциклового нагружения.

Доп.точки доступа:
Каштанов, А. Д.; Марков, В. Г.

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

Касилов, В. Ф.
Эффективность использования парогазовой технологии в энергоблоке АЭС с ядерным реактором СВБР-100 [Текст] / В. Ф. Касилов, А. А. Дудолин, И. В. Господченков // Теплоэнергетика . - 2015. - № 5. - С. 14-20 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
газотурбинные технологии -- жидкометаллические теплоносители -- котлы-утилизаторы -- модульные реакторы -- насыщенный пар -- парогазовые технологии -- сепараторы-пароперегреватели -- тепловые схемы -- турбоустановки -- энергоблоки
Аннотация: Дано описание конструкции модульного реактора СВБР-100 с жидкометаллическим теплоносителем: сплавом свинец-висмут. Приведены тепловая схема энергоблока с реактором СВБР-100 и результаты ее расчета. Получено значение электрического КПД брутто турбоустановки эта=35. 5 при использовании перед турбиной насыщенного пара давлением 6. 7 МПа. Рассмотрены способы повышения КПД и мощности данного энергоблока на основе применения газотурбинных и парогазовых технологий. Существует возможность при реализации комбинированного цикла с двумя газотурбинными установками (ГТУ) GE 6101FA общей мощностью 140 МВт получить КПД ПГУ с реактором СВБР-100 эта= 45. 39% и ее электрическую мощность 328 МВт. При этом в котле-утилизаторе генерируется перегретый пар с температурой 560°C, что позволяет исключить из тепловой схемы турбоустановки сепаратор-пароперегреватель (СПП).

Доп.точки доступа:
Дудолин, А. А.; Господченков, И. В.

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

Базовые положения, текущее состояние разработки и перспективы дальнейшего развития теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM для моделирования реакторных установок на быстрых нейтронах [Текст] / В. М. Алипченков [и др.] // Теплоэнергетика . - 2016. - № 2. - С. 54-65 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039

ББК 31.4
Рубрики: Энергетика
Атомная энергетика
Кл.слова (ненормированные):
HYDRA-IBRAE/LM -- двухжидкостные модели -- жидкометаллические теплоносители -- моделирование процессов тепломассообмена, -- расчетные коды -- реакторные установки -- системные теплогидравлические расчетные коды -- теплогидравлика -- теплогидравлические расчетные коды -- теплоносители
Аннотация: Описаны концептуальные положения разработки системного теплогидравлического расчетного кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM, предназначенного для моделирования теплогидравлических процессов, протекающих в контурах и теплообменном оборудовании реакторных установок на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидкометаллическими теплоносителями, в условиях нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и при авариях. Представлен краткий обзор российских и зарубежных системных теплогидравлических кодов для моделирования жидкометаллических теплоносителей, обоснована необходимость разработки кода нового поколения HYDRA-IBRAE/LM. С учетом конструктивных особенностей АЭС с РУ БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300 выделены процессы и явления, которые потребовали детального анализа и разработки моделей для их корректного описания рассматриваемым системным теплогидравлическим кодом. Представлена информация по функциональному наполнению расчетного кода: двухжидкостная модель теплогидравлики, свойства натриевого и свинцового теплоносителей, замыкающие соотношения для моделирования процессов тепломассообмена, модели межконтурных течей в парогенераторах АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах и др. Приведен краткий обзор пользовательских качеств расчетного кода, включая описание сопроводительной документации, пакета поставки, возможности использования кодом преимуществ современной вычислительной техники (параллельные вычисления). Показано состояние верификации и валидации расчетного кода, в том числе представлена информация о принципах построения и наполнения матриц верификации для реакторных установок БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200. Cформулированы перспективы дальнейшего развития кода HYDRA-IBRAE/LM в области разработки и включения в него новых моделей, повышения пользовательских качеств. Показано, что программа развития расчетного кода и его внедрения позволит в ближайшее время проводить расчеты обоснования безопасности перспективных проектов АЭС на качественно новом уровне.

Доп.точки доступа:
Алипченков, В. М.; Анфимов, А. М.; Афремов, Д. А.; Горбунов, В. С.; Зейгарник, Ю. А.; Кудрявцев, А. В.; Осипов, С. Л.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.

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

Найти похожие

Оценка возможности генерации электрической энергии при непрерывной разливке стали [Текст] / Х. Н. Аловадинова [и др.] // Промышленная энергетика. - 2016. - № 5. - С. 2-4. - Библиогр.: с. 4 (9 назв.) . - ISSN 0033-1155

УДК

^a669.1

ББК 34.32
Рубрики: Технология металлов
Металлургия черных металлов
Кл.слова (ненормированные):
Ренкина цикл -- генерация электроэнергии -- жидкометаллические теплоносители -- зоны вторичного охлаждения -- испарительное охлаждение -- кристаллизаторы -- машины непрерывного литья заготовок -- разливка стали -- тепловые потери -- цикл Ренкина
Аннотация: Рассмотрен потенциал генерации электрической энергии при непрерывной разливке стали. Указано, что потенциал энергосбережения в черной металлургии достигает 30 - 40 % отраслевого энергопотребления, а большая часть производимой стали разливается на машинах непрерывного литья заготовок (МНЛЗ), которые потребляют около 14 кВт/ч электроэнергии на тонну стали. В результате анализа тепловой работы МНЛЗ получены данные о тепловыделениях от жидкой стали, из которых 132 МДж/т приходятся на кристаллизатор, а 708 МДж/т - на зону вторичного охлаждения (ЗВО). В качестве охлаждающего теплоносителя используется вода, которая в кристаллизаторе нагревается до 40 °С, а в ЗВО - до состояния влажного насыщенного пара при температуре 100 °С. Температура горячего источника (разливаемой стали) значительно превышает получаемые температуры охлаждающего теплоносителя. Рассмотрена возможность генерации электрической энергии путем использования теплоты стали в кристаллизаторе и ЗВО. В качестве способов генерации указаны органический цикл Ренкина (ORC) и цикл Ренкина на водяном паре.

Доп.точки доступа:
Аловадинова, Х. Н.; Демин, Ю. К.; Матвеев, С. В.; Картавцев, С. В.

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

Найти похожие

Экспериментальные исследования импульсного впрыска газа в жидкость и верификация на основе полученных данных системного теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE/LM [Текст] / П. Д. Лобанов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 10. - С. 79-86 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
Розе сплавы -- верификация -- двухфазные процессы -- жидкометаллические теплоносители -- расчетные коды -- системные теплогидравлические коды -- сплавы Розе -- теплоносители -- тяжелые жидкометаллические теплоносители
Аннотация: В настоящей работе представлено описание экспериментов по импульсному вводу газа в модельные теплоносители - воду и сплав Розе, проведенные сотрудниками Новосибирского филиала ИБРАЭ РАН. Приведено подробное описание экспериментального стенда и условий экспериментов. Получены зависимости эволюции давления в теплоносителе при впрыске газа от расхода газа и времени его впрыска. Описанные эксперименты проводились в целях верификации физических моделей теплогидравлических кодов для расчета процессов, которые могут наблюдаться при разрыве трубок парогенератора в реакторе с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем или дефектных твэлах в реакторах, охлаждаемых водой. На базе результатов экспериментов выполнена верификация системного теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE/LM, разработанного в ИБРАЭ РАН. Приведено подробное описание моделей кода, применяемых для расчета движения газовых пузырей в вертикальном канале. В том числе представлены карта режимов течения двухфазного потока, формулы для расчета трения пузырей и снарядов при всплытии в вертикальной трубе и трения двухфазного потока о стенки канала. По результатам моделирования указанных экспериментов с использованием кода HYDRA-IBRAE/LM вычислены среднеарифметические погрешности расчета давления и проведен анализ результатов расчетов с учетом неопределенности входных данных, геометрических характеристик установки и погрешностей экспериментальных формул. В процессе анализа выявлены основные факторы, которые оказывают существенное влияние на результаты расчетов. Приведены рекомендации по уточнению результатов экспериментов и совершенствованию моделей теплогидравлического кода.

Доп.точки доступа:
Лобанов, П. Д.; Усов, Э. В.; Бутов, А. А.; Прибатурин, Н. А.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Чухно, В. И.; Кутлиметов, А. Э.

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

Найти похожие

Мосунова, Н. А.
Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [Текст]. Ч. 1. Базовые модели / Н. А. Мосунова // Теплоэнергетика. - 2018. - № 5. - С. 69-84 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
безопасность реакторных установок -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- реакторные установки -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- установки на быстрых нейтронах
Аннотация: Описаны базовые модели интегрального кода ЕВКЛИД/V1, предназначенного для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым) с твэлами с газовым подслоем и таблеточным диоксидным, смешанным оксидным или нитридным уран-плутониевым топливом в условиях нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и при авариях путем выполнения связанных теплогидравлических, нейтронно-физических и термомеханических расчетов. Приведена информация о российских и зарубежных аналогах интегрального кода ЕВКЛИД/V1. Представлены объекты моделирования, системы уравнений в дифференциальной форме, решаемые в каждом из модулей интегрального кода ЕВКЛИД/V1 (теплогидравлическом, нейтронно-физическом, твэльном, модуле расчета выгорания и остаточного энерговыделения), основные рассчитываемые величины, а также ограничения на применение кода. Приведены данные о функциональности теплогидравлического модуля интегрального кода, который позволяет описывать как однофазные, так и двухфазные процессы, протекающие в теплоносителе. Показано, что наличие в составе интегрального кода твэльного модуля дает возможность оценивать работоспособность твэлов в различных режимах работы реакторной установки, а реализованные в коде модели для расчета нейтронно-физических процессов - учесть распределение поля нейтронов по поперечному сечению тепловыделяющих сборок и другие особенности, важные для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах.

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

Найти похожие

Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [Текст]. Ч. 2. Верификация / В. М. Алипченков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 9. - С. 57-72 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
БН-600 -- безопасность реакторных установок -- верификация -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- коды -- реакторная установки -- теплоносители -- установки на быстрых нейтронах
Аннотация: Представлена информация о верификации первой версии (V1) интегрального кода ЕВКЛИД, предназначенного для обоснования безопасности действующих и проектируемых реакторных установок с натриевым, свинцовым или свинцово-висмутовым жидкометаллическим теплоносителем при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации путем выполнения связанных нейтронно-физических, термомеханических и теплогидравлических расчетов. Приведен перечень процессов и явлений, которые необходимо моделировать в интегральном коде для корректного описания указанных режимов. На основе перечня отобраны наиболее качественные экспериментальные данные для выполнения верификации. Показано, что для реакторных установок с натриевым теплоносителем в мире было выполнено значительное количество экспериментов по исследованию отдельных теплогидравлических процессов и явлений, которые позволили провести верификацию теплогидравлического модуля. Верификация кода применительно к описанию процессов, протекающих в твэлах с оксидным или нитридным топливом и газовым подслоем, выполнена на результатах послереакторных исследований твэлов, облученных в исследовательских и энергетических реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Полученные результаты позволили определить погрешности расчета таких параметров твэла, как выход газообразных продуктов деления из топлива, размеры таблетки и оболочки в ограниченном диапазоне значений выгорания. Для верификации нейтронно-физического модуля применительно к расчету таких параметров, как распределение энерговыделения по активной зоне, остаточное энерговыделение, отобрано достаточное количество экспериментов и бенчмарков. Результаты экспериментальных режимов реакторной установки БН-600 и пусковых режимов реакторной установки БН-800 дали возможность оценить корректность расчетов взаимосвязанных теплогидравлических и нейтронно-физических процессов интегральным кодом. Для реакторных установок с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) набор экспериментальных исследований ограничен. В связи с этим разработаны программы получения недостающих экспериментальных данных. Для оценки качества моделирования экспериментов интегральным кодом ЕВКЛИД/V1 разработана методика оценки погрешностей результатов расчета. В соответствии с ней выполнена оценка погрешностей расчета параметров, играющих основную роль в оценке безопасности реакторной установки. 1.

Доп.точки доступа:
Алипченков, В. М.; Болдырев, А. В.; Вепрев, Д. П.; Зейгарник, Ю. А.; Колобаева, П. В.; Моисеенко, Е. В.; Мосунова, Н. А.; Селезнев, Е. Ф.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.; Осипов, С. Л.; Горбунов, В. С.; Афремов, Д. А.; Семченков, А. А.

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

Найти похожие

10.

Актуальные проблемы теплофизики реакторов на быстрых нейтронах [Текст] / А. П. Сорокин [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 10. - С. 60-69 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
атомные электростанции -- баки реакторов -- гидродинамика -- жидкометаллические теплоносители -- моделирование -- натрий -- парогенераторы -- пульсации температуры -- реакторы на быстрых нейтронах -- свинец -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- теплообмен -- теплофизические исследования
Аннотация: Представлены и проанализированы результаты актуальных теплофизических исследований в обоснование характеристик и безопасности реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов) с жидкометаллическими теплоносителями: перспективного реактора на быстрых нейтронах большой мощности с натриевым теплоносителем и быстрого реактора со свинцовым теплоносителем. Изложены результаты экспериментальных исследований гидродинамики и теплообмена при стратифицированном течении теплоносителя, теплогидравлики крупномодульного парогенератора “натрий-вода” при различных режимах работы реактора, деградации тепловыделяющей сборки в процессе развития тяжелой аварии с потерей расхода натрия в реакторе на быстрых нейтронах. Идентифицированы основные механизмы деградации оболочек имитаторов твэлов, проведена оценка распределения материалов-маркеров по высоте сборки в ее конечном состоянии, изучены явления блокировки проходных сечений сборки и выброса материалов-маркеров за ее пределы. Показана целесообразность встроенной в бак реактора комбинированной системы очистки натрия, в которой холодные ловушки являются обязательным элементом, а горячие ловушки обеспечивают ускоренную очистку от кислорода при работе АЭС на номинальном режиме. Представлены результаты теплогидравлических исследований активной зоны реактора со свинцовым теплоносителем на стенде “6Б” и парогенератора на стенде СПРУТ1 в ГНЦ РФ-ФЭИ. На теплогидравлической модели парогенератора реакторной установки со свинцовым теплоносителем установлено, что значения температуры пара на выходе из обоих коллекторов совпадают. Совпадают и температуры свинца на выходе из опускного участка и в основном тракте свинца. В опытах не обнаружено пульсаций расхода питательной воды, давления в контурах, что свидетельствует об устойчивости режимов при работе на неполной нагрузке. Рассмотрены состояние и перспективы развития технологии тяжелых жидкометаллических теплоносителей. Показано, что имеется принципиальная возможность обеспечить требуемые параметры высокотемпературного быстрого реактора с натриевым теплоносителем для производства большого количества водорода, например, на основе одного из термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с высоким коэффициентом теплового использования электроэнергии. Анализируются проблемы, которые нужно решить при дальнейших теплофизических исследованиях.

Доп.точки доступа:
Сорокин, А. П.; Кузина, Ю. А.; Труфанов, А. А.; Камаев, А. А.; Орлов, Ю. И.; Алексеев, В. В.; Грабежная, В. А.; Загорулько, Ю. И.

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

Найти похожие

11.

Расчетное сопоставление эффективности применения различных теплоносителей для панельных холодильников-излучателей космических аппаратов [Текст] / Н. Н. Волков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 11. - С. 78-86 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a620.9

^a629.78

ББК 31.16 + 39.62/66
Рубрики: Энергетика
   Энергетическое оборудование
   Транспорт
   Космические летательные аппараты
Кл.слова (ненормированные):
высокотемпературные органические теплоносители -- дифенильные смеси -- жидкометаллические теплоносители -- космические аппараты -- панельные холодильники-излучатели -- радиационные теплообменники -- теплоносители -- тетракрезилоксисиланы -- холодильники-излучатели -- эффективность
Аннотация: Радиационный теплообменник-холодильник является одним из ключевых элементов энергоустановки замкнутого цикла, он представляет собой наиболее крупногабаритную конструкцию космического аппарата. Самый проработанный вариант холодильника выполняется по схеме излучающих панелей – панельный холодильник-излучатель (ПХИ). Одна из важных задач проектирования ПХИ большой мощности – выбор оптимального теплоносителя. В настоящее время наиболее предпочтительным для этих целей считается расплав Na–K – жидкометаллический теплоноситель. Он обладает термической стабильностью и радиационной стойкостью, а также крайне высокой теплопроводностью. Главная отрицательная особенность расплава Na–K связана с его взрывоопасностью на воздухе, что усложняет наземную экспериментальную отработку ПХИ. В качестве альтернативы жидкометаллическому теплоносителю авторы рассматривают высокотемпературные органические теплоносители. Целью настоящей работы было сравнение эффективности применения различных теплоносителей для класса ПХИ, близких по свойствам и геометрическим характеристикам к прототипам, созданным в ГНЦ ФГУП “Центр Келдыша” из композиционных материалов на основе углеродных высокотеплопроводных волокон. Для достижения этой цели разработаны математическая модель и соответствующая расчетная методика. Результаты проведенных расчетов свидетельствуют о том, что из-за низкой теплоемкости массовый расход жидкометаллического теплоносителя должен быть в 2–2. 5 раза выше, чем расход высокотемпературного органического теплоносителя, что приводит к существенным потерям энергии на прокачивание. Таким образом, для определенного класса ПХИ с параметрами, близкими к рассмотренным, более предпочтительны высокотемпературные органические теплоносители. Важным условием является течение теплоносителя в турбулентном режиме, из чего следует значимость требований к его вязкостным характеристикам. Для рассмотренного класса ПХИ наиболее эффективным высокотемпературным теплоносителем можно считать дифенильную смесь.

Доп.точки доступа:
Волков, Н. Н.; Волкова, Л. И.; Григорьев, А. Л.; Ильмов, Д. Н.; Каревский, А. В.; Мамонтов, Ю. Н.; Миронов, В. В.; Соболев, В. В.; Филатов, Н. И.; ГНЦ ФГУП “Центр Келдыша”

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

Найти похожие

12.

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

13.

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

14.

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	155345
Число посетителей	1
Число заказов	0

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