Приложение
для AndroidПолное описание
| ГРНТИ | УДК | |
| 58.33.17 | 621.039.517 |
Рубрики:
Ядерные реакторы с жидкометаллическим охлаждением
Кл.слова (ненормированные): АКТИВНАЯ ЗОНА -- ЛАМИНАРНОЕ ТЕЧЕНИЕ -- ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУР -- СТАБИЛИЗИРОВАННЫЙ ТЕПЛООБМЕН -- ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЕ -- ТЕЧЕНИЕ ЖИДКОГО МЕТАЛЛА -- ТУРБУЛЕНТНОЕ ТЕЧЕНИЕ
Аннотация: Изложены вопросы гидродинамики и теплообмена при продольном течении жидкого металла в каналах активной зоны ядерного реактора. Дан анализ гидродинамики и теплообмена при течении жидкого металла в пучках тепловыделяющих стержней. Рассмотрены каналы прямоугольного и кольцевого сечений. Исследование гидродинамики и теплообмена проведено для ламинарного и турбулентного течений жидкого металла. Большое внимание уделено анализу особенностей теплообмена, связанных с пространственным изменением удельного тепловыделения в активной зоне ядерного реактора. Изложены также методы электромоделирования, с помощью которых успешно могут быть решены многие задачи гидродинамики и теплообмена.
Доп. точки доступа:
Шолохов, Алексей Алексеевич
Грибанов, Юрий Иванович
Держатели документа:
Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): Д10-71/94525)
Шифр в сводном ЭК: 9f29dceb260de27602de38c0512de414
Минашин, Владимир Егорович. Теплофизика ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением и методы электромоделирования / В. Е. Минашин, А. А. Шолохов, Ю. И. Грибанов, 1971. - 311, [1] с. - Текст : непосредственный.Грибанов, Юрий Иванович. Цифровая трансформация бизнеса : Учебное пособие / Академия цифровой экономики, 2023. - 213 с. - Текст : электронный.
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 7(2004) : Реакторные установки с ВВЭР, 2004. - 102 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 9(2005) : Реакторные установки с ВВЭР, 2005. - 118 с. - Текст : непосредственный.Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС : Науч.-техн. сб / ФГУП ОКБ "Гидропресс". Вып. 13(2006) : Реакторные установки с ВВЭР, 2006. - 152 с. - Текст : непосредственный.JAEA-Conf / Japan atomic energy agency. 2007-005 : Proceedings of the 1st JAEA/KAERI information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology, Aug. 28-30, 2006, Oarai research and development center, Japan atomic energy agency, Japan / Information exchange meeting on HTGR and nuclear hydrogen technology (1st; 2006; [Tokai]), 2007. - IX,190 p. - Текст : непосредственный.JAEA-Review / Japan atomic energy agency. 2007-023 : Information exchange mainly on HTGR operation and maintenance technique between JAEA and INET in 2006 / Y. Tachibana, R. Hino, S. Yu, 2007. - III,42 p. - Текст : непосредственный.Проблемы прочности и безопасности водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов, К. В. Фролов, Ю. Г. Драгунов [и др.], 2008. - 446 с. - Текст : непосредственный.Багдасаров Ю.Е. BN-600 Reactor / Ю. Е. Багдасаров, O. M. Saraev, N. N. Oshkanov, 1992. - 40 p. - Текст : непосредственный.Казачковский О.Д. Реакторы на быстрых нейтронах : монография / О. Д. Казачковский, 1995. - 135 c. - Текст : непосредственный.Михеев Ю.И. Разработка и исследование методов геодезического обеспечения эксплуатации перегрузочного комплекса реакторов РБМК : специальность 05.24.01 "" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / Ю. И. Михеев, 2000. - 30 с. - Текст : непосредственный.Свинцово-висмутовый быстрый реактор РБЕЦ-М: оптимизация концептуальных решений / П. Н. Алексеев, А. В. Васильев, К. О. Микитюк, 2001. - 82 с. - Текст : непосредственный.Микротвэльный автономный расплавно-солевой реактор (МАРС) / П. Н. Алексеев, И. А. Белов, Н. Н. Пономарев-Степной, 2001. - 29 с. - Текст : непосредственный.О физических основах конверсионной загрузки промышленного уран-графитового реактора / А. М. Дегтярев, А. А. Иванов, А. К. Калугин, А. А. Мясников, 2001. - 16 с. - Текст : непосредственный.Sodium-cooled nuclear reactors, 2016. - 222 p. - Текст : непосредственный.Полисмаков А.А. Нейтронно-физические аспекты увеличения кампании транспортабельного водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / А. А. Полисмаков, 2004. - 24 с. - Текст : непосредственный.Consequence evaluation of in-vessel fuel coolant interactions in the european pressurized water reactor / D. Struwe, H. Jacobs, U. Imke, R. Krieg, 1999. - XIV,170 p. p. - Текст : непосредственный.Petritsch G. Experimentelle Untersuchung der Stromungsform in einer horizontalen Rohrstrecke mit nach oben gekrummtem Auslass / G. Petritsch, 1998. - xi,114 S. S. - Текст : непосредственный.Долгов Е.В. Концепция канального быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем / Е. В. Долгов, В. А. Пивоваров, Н. А. Соловьев, 1995. - 14 c. - Текст : непосредственный.Концепция активной мишени электроядерного реактора / К. Ф. Гребенкин, А. Л. Жеребцов, Я. З. Кандиев, 1998. - 39 с. - Текст : непосредственный.Marth W. The story of the European fast reactor cooperation / W. Marth, 1993. - 137 p. - Текст : непосредственный.Математическая модель реактора на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования / А. В. Воронков, А. А. Ионкин, А. Н. Павлов, А. Г. Чурбанов, 1998. - 18 с. - Текст : непосредственный.
Показать все результатыSodium-cooled nuclear reactors, 2016. - 222 p. - Текст : непосредственный.Обеспечение константами расчетов динамических процессов в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем / О.В.Вербицкая,Л.А.Климова,Г.В.Лукин и др., 1998. - 28 с. - Текст : непосредственный.Минашин, Владимир Егорович. Теплофизика ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением и методы электромоделирования / В. Е. Минашин, А. А. Шолохов, Ю. И. Грибанов, 1971. - 311, [1] с. - Текст : непосредственный.
JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2006-083 : Study on transient temperature measurement at fuel clad surface in NSRR experiments / V. Bessiron, T. Sugiyama, T. Fuketa, 2007. - IV, 39 p. - Текст : непосредственный.Тихомиров Б.Б. Анализ закона распределения температуры оболочки твэлов быстрых реакторов / Б. Б. Тихомиров, Л. В. Савицкая, 2007. - 17 с. - Текст : непосредственный.Расхолаживание реактора ПИК при перегрузочных работах / Н. А. Грошева, Г. А. Кирсанов, К. А. Коноплев, Ж. А. Шишкина, 1993. - 19 с. - Текст : непосредственный.Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах. Теплофизика-2013 : материалы временных коллективов / "Росатом", госкорпорация, 2013. - 206 с. - Текст : непосредственный.JAEA-Research / Japan atomic energy agency. 2009-011 : CET performance at ROSA/LSTF tests - Twelve tests withcore heat-up - / M. Suzuki, H. Nakamura, 2009. - XIV, 155 p. - Текст : непосредственный.JAEA-Review / Japan atomic energy agency(Tokai). 2009-022 : outcome of nuclear safety research in JAERI - Case study for LOCA, FP, criticality and reprocessing - / K. Yanagisawa [et al.], 2009. - IV, 26 p. - Текст : непосредственный. Энергетика и электрификация: Обзор.информ.Серия:Атомные электростанции : Обзор.информ. / ЦНТИ по энергетике и электрификации. Вып. 2(1990) : Контроль энерговыделения водо-водяных реакторов АЭС, 1990. - 46 с. - Текст : непосредственный.Колос В.П. Физико-математические основы организации теплосъема в реакторах с насыпными сборками : специальность 01.04.14 "Теплофизика и теоретическая теплотехника" : автореферат диссертации на соискание ученой степени д-ра физ.-мат.наук / В. П. Колос, 1992. - 38 с. - Текст : непосредственный.Красников П.В. Разработка методики и исследование теплофизических параметров засыпной активной зоны и сборного коллектора ВТГР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / П. В. Красников, 1991. - 16 с. - Текст : непосредственный.Sanchez-Espinoza V.H. Validation of the reflood model of the RELAP5/MOD3.2.2 gamma usingexperimental data from the integral facility LOFT LP-LB-1 / V. H. Sanchez-Espinoza, 2001. - 39 p. - Текст : непосредственный.Новосельский О.Ю. Кавитационная модель кризиса течения недогретой воды / О. Ю. Новосельский, Л. И. Колганова, 2011. - 17 с. - Текст : непосредственный.Корниенко Ю.Н. Обобщение параметров распределений для квазиодномерных моделей двухфазных неравновесных потоков / Ю. Н. Корниенко, 2001. - 43 с. - Текст : непосредственный.Пхоун Лин Чайн.Пассивные исполнительные элементы аварийного воздействия на реактивность и охлаждение активных зон ЯЭУ / Пхоун Лин Чайн, 2009. - 16 с. - Текст : непосредственный.Kolev N.I. Multiphase flow dynamics 4 / N. I. Kolev, 2009 r=on-line. - Текст : электронный.Труды ИБРАЭ. Вып. 16 : Модели и методы для расчета многомерных двухфазных течений в присутствии сил поверхностного натяжения / под общ. ред. Л. А. Большова, 2016. - 368 с. - Текст : непосредственный.Бараненко В.И. Термодинамика и теплообмен в ЯЭУ с газонасыщенным теплоносителем / В. И. Бараненко, В. Г. Асмолов, В. С. Киров, 1993. - 273 c. - Текст : непосредственный.Рогожкин С.А. Разработка моделей и исследование процессов тепломассопереноса в реакторе с натриевым теплоносителем / С. А. Рогожкин, 2016. - 17 с. - Текст : непосредственный.Petritsch G. Experimentelle Untersuchung der Stromungsform in einer horizontalen Rohrstrecke mit nach oben gekrummtem Auslass / G. Petritsch, 1998. - xi,114 S. S. - Текст : непосредственный.Потапов И.А. Исследование энерговыделения в активной зоне и радиационных характеристик реактора ПИК : специальность 01.04.16 "Физика атомного ядра и элементарных частиц" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. физ.-мат. наук / И. А. Потапов, 1993. - 20 с. - Текст : непосредственный.Жуков А.В. Теплогидравлический расчет реакторов. Ч. 3 : Теплоотдача и температурные поля твэлов в регулярных решетках (однофазное течение: эксперимент - расчет, методики и формулы)Т. 1, 2006. - 304 с. - Текст : непосредственный.
Показать все результаты