Библиотека Амурского Государственного Университета

Главная

Упрощенный режим

Описание

Шлюз Z39.50

Базы данных

- результаты поиска

Вид поиска

БД "Книги"

БД "Статьи"

Труды АМГУ

Выпускные квалификационные работы

Антитеррор

Область поиска

в найденном

Найдено в других БД:

БД "Книги" (1)

БД "Статьи" (105)

Формат представления найденных документов:
полный	информационный	краткий

Отсортировать найденные документы по:
автору	заглавию	году издания	типу документа

Поисковый запрос: (<.>K=ВВЭР<.>)

Общее количество найденных документов : 45
Показаны документы с 1 по 10

1-10 11-20 21-30 31-40 41-45

Резервирование собственных нужд АЭС на основе дополнительных маломощных паротурбинных установок [Текст] / Р. З. Аминов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2018. - № 1. - С. 59-67 : ил. - Библиогр.: с. 67 (10 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):
АЭС -- ВВЭР-1000 -- аварийное энергоснабжение -- активные зоны реакторов -- атомная энергетика -- атомные электростанции -- выработка электроэнергии -- интенсивность отказов -- маломощные паротурбинные установки -- обесточивание -- паротурбинные установки -- повреждение активной зоны -- реакторы -- резервирование собственных нужд -- системные аварии -- собственные нужды -- электроснабжение -- электроэнергия -- энергоблоки -- энергоснабжение -- ядерная безопасность
Аннотация: Предложена и проанализирована система резервирования собственных нужд АЭС на базе дополнительных паротурбинных установок. Разработанная система в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, позволяет обеспечить необходимое для расхолаживания активной зоны реакторов АЭС электроснабжение. В штатном режиме такая система работает для выработки электроэнергии.

Доп.точки доступа:
Аминов, Р. З.; Юрин, В. Е.; Егоров, А. Н.; Бессонов, В. Н.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Галковская, Виктория Евгеньевна.
Оценка влияния номера рецикла на топливную составляющую себестоимости различных типов реакторов [Текст] = Evaluation of the effect of recycle numbers on the fuel component of the cost of different reactor types / В. Е. Галковская // Вестник Ивановского государственного энергетического университета. - 2018. - Вып. 2. - С. 67-75 : диагр., табл. - Библиогр.: с. 74-75 (16 назв.). - Примеч. в сносках. - полный текст статьи см. на сайте Научной электронной библиотеки http://elibrary.ru . - ISSN 2072-2672

УДК

^a621.311.2:621.039

^a338.45:621.38

ББК 31.47 + 65.305.142
Рубрики: Энергетика
   Атомные электрические станции
   Экономика
   Экономика электроэнергетики
Кл.слова (ненормированные):
ядерные топливные циклы -- уран -- плутоний -- отработавшее ядерное топливо -- электроэнергия -- себестоимость электроэнергии -- топливная составляющая себестоимости -- ТСС -- ВВЭР-1000 -- PWR -- рециклы -- ядерные реакторы
Аннотация: Сравнительный анализ изменения топливной составляющей себестоимости электроэнергии, произведенной на АЭС с реактором типа ВВЭР и PWR с учетом номера рецикла, величины и стоимости компенсации начального присутствия четных изотопов урана при рецикле, стратегии обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами.

Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Хрусталев, Владимир Александрович (доктор технических наук; профессор).
Внепиковое опреснение воды на базе отборного пара энергоблоков АЭС с ВВЭР [Текст] / В. А. Хрусталев, В. М. Сучков // Известия вузов. Проблемы энергетики. - 2018. - Т. 20, № 3/4. - С. 23-35. - Библиогр. в конце ст. (14 назв.). - полный текст статьи см. на сайте Научной электронной библиотеки https://elibrary.ru . - ISSN 1998-9903

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
АЭС -- ВВЭР -- атомные электрические станции -- атомные электростанции -- водо-водяные реакторы -- опреснение воды -- опреснительные установки -- термоэкономический индекс -- чистый дисконтированный доход
Аннотация: В статье рассматривается комбинирование атомной электростанции с водо-водяными реакторами (ВВЭР) и дистилляционной опреснительной установкой с горизонтально-трубным пленочным испарителем (ДОУ ГТПИ), их совместный режим работы в периоды покрытия провалов графиков электрической нагрузки и термоэкономическая эффективность. Представлены ряд преимуществ по сравнению с другими методами опреснения, технические характеристики и стоимость ДОУ ГТПИ выпускаемого ряда в России с учетом невключенных затрат (строительные работы, работы по подводу морской воды, электроэнергии, отводу рассола, дистиллята).

Доп.точки доступа:
Сучков, Владимир Михайлович (аспирант)
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Методика расчетной оценки нагружения корпуса реактора ВВЭР-1200 при внутрикорпусных паровых взрывах [Текст] / К. С. Долганов [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2018. - № 5. - С. 42-58 : ил. - Библиогр.: с. 57-58 (22 назв.). - Заглавие, аннотация, ключевые слова на русском и английском языках . - ISSN 0002-3310

УДК

^a621.039.5

^a621.1.01

ББК 31.46 + 31.31
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Теоретические основы теплотехники
Кл.слова (ненормированные):
АЭС -- ВВЭР-1200 -- СОКРАТ/В1 -- аварии -- активные зоны -- атомные электростанции -- конверсия -- коэффициент конверсии -- паровые взрывы -- расплавы -- реакторы -- теплоносители -- тяжелоаварийные коды -- тяжелые аварии -- фланцевые соединения -- энергетическое взаимодействие
Аннотация: В работе представлены результаты консервативных расчетов нагрузок на фланцевое соединение корпуса реактора, возникающих в результате взаимодействия расплава с теплоносителем во время гипотетической тяжелой аварии на АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200.

Доп.точки доступа:
Долганов, К. С.; Семенов, В. Н.; Киселев, А. Е.; Томащик, Д. Ю.; Фокин, А. Л.; Астахов, В. В.; Николаева, А. В.; Гаспаров, Д. Л.; Пантюшин, С. И.; Букин, Н. В.; Быков, М. А.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Петровский, А. М.
Аналитические методы определения активностей продуктов деления в активной зоне реактора ВВЭР-1200 и их приложения [Текст] / А. М. Петровский, Э. А. Рудак, Т. Н. Корбут // Известия РАН. Серия физическая. - 2018. - Т. 82, № 10. - С. 1466-1472. - Библиогр.: c. 1472 (5 назв. ) . - ISSN 0367-6765

УДК

^a539.173.4

ББК 22.38
Рубрики: Физика
Ядерная физика в целом
Кл.слова (ненормированные):
активные зоны реакторов -- продукты деления -- радионуклиды -- реактор ВВЭР-1000 -- реактор ВВЭР-1200
Аннотация: Произведены аналитические вычисления активностей продуктов деления в реакторе ВВЭР-1200, представляющие наибольшую практическую значимость. Произведен сравнительный анализ активностей основных продуктов деления (ПД) в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Вычислены и представлены в виде простых аналитических выражений значения корреляционных коэффициентов между сложно и легко определяемыми активностями радионуклидов в реакторе ВВЭР-1200.

Доп.точки доступа:
Рудак, Э. А.; Корбут, Т. Н.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Семенов, Владимир Константинович (доктор технических наук; профессор).
Методика определения коэффициентов реактивности и эффективности групп твердых поглотителей на аналитическом тренажере энергоблока ВВЭР-1000 [Текст] = A method for determination of reactivity coefficients and efficiency of solid absorbers on a WWER-1000 computer simulator / В. К. Семенов, М. А. Вольман, А. А. Беляков // Вестник Ивановского государственного энергетического университета. - 2018. - Вып. 1. - С. 19-24 : граф. - Библиогр.: с. 23-24 (6 назв.). - Примеч. в сносках. - полный текст статьи см. на сайте Научной электронной библиотеки https://elibrary.ru . - ISSN 2072-2672

УДК

^a621.039.5

ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ВВЭР-1000 -- водо-водяные энергетические реакторы -- возмущение реакторов -- твердые поглотители -- реактивность поглотителей -- коэффициенты реактивности -- ядерная безопасность
Аннотация: Методика определения барометрического и температурных коэффициентов реактивности по температуре топлива и теплоносителя, а также интегральной и дифференциальной характеристик отдельных групп органов регулирования для топливной загрузки, моделируемой аналитическим тренажером.

Доп.точки доступа:
Вольман, Мария Андреевна (старший преподаватель); Беляков, Андрей Александрович (кандидат технических наук; доцент)
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Анализ экспериментов по термическому взаимодействию кориума с водой в условиях тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР/PWR [Текст] / В. И. Мелихов [и др.] // Вестник Московского энергетического института. - 2016. - № 6. - С. 31-37 . - ISSN 1993-6982

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
валидация -- численное моделирование -- термическое взаимодействие
Аннотация: Основная цель экспериментальной программы FARO — получение данных о механизмах термического взаимодействия большой массы высокотемпературного кориума с водой, моделируя тем самым внутрикорпусную стадию тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР/PWR. Работа посвящена валидации модели термического взаимодействия кода СОКРАТ/VAPEX-M. Приведена система уравнений модели, включая уравнения для динамики струи кориума с соответствующими замыкающими соотношениями для описания энергетического и силового взаимодействия струи кориума с пароводяной средой. Особое внимание уделено моделям фрагментации кориума, включая модель фрагментации исходной струи кориума, и, так называемую, модель вторичной фрагментации образовавшихся фрагментов. Выполнено численное моделирование экспериментов FARO L-14, L-19 по термическому взаимодействию кориума с водой с помощью кода СОКРАТ/VAPEX-M. Особенность экспериментов заключалась в том, что они были выполнены при высоком начальном давлении около 5 Мпа, а различие состояло в начальном уровне воды в сосуде. Таким образом, было исследовано влияние начального уровня воды на процесс термического взаимодействия. Полученные с помощью кода СОКРАТ/VAPEX-M расчетные временные зависимости по давлению в сосуде, скорости охлаждения кориума и распределению образующихся фрагментов, дали хорошее согласие с экспериментальными данными. Показано качественное и количественное согласие расчетных и опытных данных, свидетельствующее об адекватности теплофизических и гидродинамических моделей, заложенных в расчетный код СОКРАТ/VAPEX-M.

Доп.точки доступа:
Мелихов, В. И.; Мелихов, О. И.; Ртищев, Н. А.; Тарасов, А. Е.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Исследование теплогидравлики ВВЭР в аварийных и переходных режимах на стенде ПСБ-ВВЭР [Текст] / В. Н. Блинков [и др.] // Вестник Московского энергетического института. - 2016. - № 5. - С. 11-18 . - ISSN 1993-6982

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
аварии -- безопасность АЭС -- интегральный стенд -- теплогидравлика
Аннотация: В 1998 г. был введен в строй интегральный стенд ПСБ-ВВЭР, моделирующий первый контур реакторной установки ВВЭР-1000 с объемно-мощностным масштабом 1: 300. На сегодняшний день он является самой крупной установкой, способной работать при номинальных параметрах теплоносителя, в котором наиболее полно представлены все основные элементы первого контура, включая системы безопасности. Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых для верификации расчетных теплогидравлических кодов, ориентированных на анализ теплогидравлических процессов в реакторных установках с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Дополнительно стенд позволяет: анализировать методы и алгоритмы управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах; экспериментально подтверждать работоспособность элементов и систем энергоблоков в различных режимах эксплуатации и проверять инженерные решения, предлагаемые в новых проектах реакторных установок. Приведено краткое описание интегрального стенда ПСБ-ВВЭР и представлен краткий обзор проведенных экспериментов. Описан пример использования экспериментальных данных, полученных на стенде для верификации расчетного кода RELAP5 на примере эксперимента "Течь 4, 1% из холодного трубопровода", выполненного в рамках проекта под эгидой OECD. Использование экспериментального стенда для проверки инженерных решений, предлагаемых в новых проектах реакторных установок, и экспериментальных данных, полученных на стенде ПСБ-ВВЭР для анализа методов и алгоритмов управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах, рассмотрены на примерах обоснования новых пассивных систем безопасности, примененных в проектах АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ, и работ, выполненных в рамках проекта TACIS, посвященного проверке процедур по управлению авариями на АЭС с ВВЭР-1000. Подведены краткие итоги эксплуатации стенда и обозначены направления дальнейшего его использования.

Доп.точки доступа:
Блинков, В. Н.; Мелихов, О. И.; Мелихов, В. И.; Елкин, И. В.; Никонов, С. М.; Парфенов, Ю. В.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

Колташев, Д. А.
Особенности связных расчетов на базе кодов MCU и HYDRA-IBRAE для систем с сильной пространственной и плотностной гетерогенностью [Текст] / Д. А. Колташев, Е. Ф. Митенкова // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2017. - № 1. - С. 149-164 : ил. - Библиогр.: с. 163 (13 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):
BWR -- HYDRA-IBRAE -- MCU -- MCU-FREE -- Монте-Карло код -- Монте-Карло метод -- код Монте-Карло -- метод Монте-Карло -- нейтроника -- нейтронно-физические коды -- реакторные системы -- реакторы ВВЭР -- связные расчеты -- теплогидравлика -- теплогидравлические коды -- термомеханика -- ядерно-радиационная безопасность -- ячеечные расчеты
Аннотация: В статье рассматриваются вопросы построения согласованной модели, предназначенной для проведения связных расчетов "нейтроника-теплогидравлика" на базе нейтронно-физического кода Монте-Карло MCU-FREE и теплогидравлического кода HYDRA-IBRAE. Повышение требований к обеспечению ядерно-радиационной безопасности разрабатываемых объектов ядерной энергетики обуславливает необходимость более точного моделирования реакторных систем с различными топливными композициями и анализа аварийных режимов в задачах ядерной безопасности.

Доп.точки доступа:
Митенкова, Е. Ф.
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

10.

Хрусталев, Владимир Александрович (доктор технических наук; профессор).
Вопросы эффективности высоковольтных частотно-регулируемых приводов ГЦН энергоблока АЭС с ВВЭР [Текст] / В. А. Хрусталев, Д. О. Башлыков, М. В. Гариевский // Известия вузов. Проблемы энергетики. - 2017. - № 7/8. - С. 94-104. - Библиогр. в конце ст. (11 назв.). - полный текст статьи см. на сайте Научной электронной библиотеки https://elibrary.ru . - ISSN 1998-9903

УДК

^a621.311.2:621.039

ББК 31.47
Рубрики: Энергетика
Атомные электрические станции
Кл.слова (ненормированные):
высоковольтные частотно-регулируемые приводы -- главный циркуляционный насос -- коэффициент использования установленной мощности -- реакторно-парогенераторный узел -- частотно-регулируемые приводы
Аннотация: Разработаны расчетные процедуры реакторно-парогенераторного узла при нагрузках ниже номинальной в условиях регулирования расхода теплоносителя ГЦН с высоковольтными частотно-регулируемыми приводами, выполнены расчеты характеристик процессов регулирования.

Доп.точки доступа:
Башлыков, Дмитрий Олегович (кандидат технических наук; ассистент); Гариевский, Михаил Васильевич (научный сотрудник)
Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден)

Найти похожие

1-10 11-20 21-30 31-40 41-45

Тематический навигатор

Статистика за 22.08.2024
Число запросов	32577
Число посетителей	1
Число заказов	0

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