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

Поисковый запрос: (<.>K=системы аварийной остановки реакторов<.>)

Общее количество найденных документов : 1

Kadalev, S. H.
Графический экспресс-метод оценки остаточного тепловыделения при циклической эксплуатации исследовательского реактора бассейнового типа [Текст] / S. H. Kadalev // Теплоэнергетика. - 2018. - № 4. - С. 43-47 . - ISSN 0040-3636

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
графические экспресс-методы -- математическое моделирование -- остаточные тепловыделения -- оценка безопасности -- рабочие циклы реакторов -- реакторы бассейнового типов -- системы аварийной остановки реакторов -- управление ядерными топливными циклами -- циклические режимы эксплуатации -- эксплуатационные параметры
Аннотация: Представлена удобная методика быстрой оценки остаточного тепловыделения в активной зоне исследовательского реактора бассейнового типа после его останова с учетом предшествующих рабочих циклов при постоянных эксплуатационных параметрах. Обоснована выбранная математическая модель процесса. Определены рабочие параметры и принятые допущения. Рассмотрены рабочий уровень мощности 2000 кВт и графики работы реактора эксплуатация/простой: 4/20, 6/18, 8/16, 10/14 и 12/12 ч – в течение пяти рабочих дней с остановом на выходные дни. Проведены расчеты для первых 180 с и первых 120 мин после гашения реакции деления системой аварийного останова реактора. Графически представлены результаты расчета остаточного тепловыделения в активной зоне реактора при различных эксплуатационных режимах в процентах номинальной мощности. В каждом рабочем режиме учитывается количество предшествующих рабочих недель. Значения поправочного коэффициента и доля предшествующих рабочих циклов в уровне мощности остаточного тепловыделения представлены в таблицах. Обсуждены расчетные данные для оценки результатов анализа безопасности и управления ядерным топливным циклом. Обозначены и определены некоторые возможные направления дальнейших исследований.

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

Найти похожие

Тематический навигатор

Статистика за 12.09.2024
Число запросов	29364
Число посетителей	1
Число заказов	0

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