Выпуски сериальных изданий

Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы. 2024 № 1

Содержание:   - Статьи за последние 2 года ( 20 )   Источник:   - Описание сериального издания ( 1 )

Сокращ. название Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Название Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Год 2024 Номер 1 Обозн. материала носителя электронное издание online Канал поступления Удаленный доступ. Эл. регистрация Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Постоянная ссылка (КСИ) 166986 Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024

Статьи за последние 2 года

ИССЛЕДОВАНИЯ МАССОПЕРЕНОСА ТРИТИЯ В КОНТУРАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ / Алексеев В. В., Сорокин А. П., Кузина Ю. А. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 107-122.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 3 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807027 Название ИССЛЕДОВАНИЯ МАССОПЕРЕНОСА ТРИТИЯ В КОНТУРАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Автор Алексеев В. В. Автор Сорокин А. П. Автор Кузина Ю. А. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 107-122 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430681 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) аргон%водород%защитный газ%концентрация%массоперенос%натриевый теплоноситель%проницаемость изотопов водорода%температура%тритий%холодная ловушка Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Перенос трития в контурах ЯЭУ приводит к увеличению дозовой нагрузки для обслуживающего персонала и дополнительному загрязнению окружающей среды. Поэтому важно иметь оценки распределения трития в контурах быстрых реакторов и его выхода через стенки натриевых контуров в другие среды, а также его накопления в холодных ловушках. Перенос и распределение трития в натриевых контурах прямо связано с содержанием протия в натрии. Поэтому, одновременно с тритием, существует необходимость оценки поступления и массопереноса водорода в контурах с натрием. В статье представлен анализ основных закономерностей поведения трития в натриевых контурах быстрых реакторов, а также данные о распределении трития в контурах ЯЭУ, поступлении в третий контур и окружающую среду, накоплении в холодных ловушках. Приведены результаты расчетов для установок БН-350, БН-600, БН-1200, МБИР и Феникс. Концентрация трития в натрии определялась по результатам измерений его активности в газе-носителе, омывающем водородопроницаемую мембрану, погруженную одной стороной в теплоноситель. Количественное определение трития заключалось в радиометрической регистрации его излучения газовым проточным пропорциональным счетчиком. Проведены измерения содержания трития в аргоне газовой полости бака насоса. Имеет место существенное расхождение между расчетной и измеренной активностью трития в защитном газе. В газовой полости натриевого контура повышенное содержание водорода приводит к увеличению поступления трития из натрия и повышению его концентрации в защитном газе до величины, многократно превышающей расчетные значения. Получены данные по проницаемости трития через конструкционные материалы Тематический раздел Физика

РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ АВАРИИ С БЛОКИРОВКОЙ ПРОХОДНОГО СЕЧЕНИЯ ТВС РУ БН / Анфимов А. М., Кирилов И. Н. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 83-91.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 2 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070191 Название РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ АВАРИИ С БЛОКИРОВКОЙ ПРОХОДНОГО СЕЧЕНИЯ ТВС РУ БН Автор Анфимов А. М. Автор Кирилов И. Н. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 83-91 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430678 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) РУ БН%ТВС%авария с блокировкой проходного сечения%анализ безопасности%кипение натрия%натрий%плавление топлива%реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем%реакторная установка%твэл%тепловыделяющая сборка%тепловыделяющий элемент Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В статье представлены результаты расчетного анализа аварии с полным мгновенным перекрытием проходного сечения на входе одной ТВС РУ БН. Необходимость проведения расчетного анализа данной аварии обуславливается требованиями НП-18-05 "Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах". Расчетный анализ основных процессов в условиях аварии с полной блокировкой проходного сечения одной ТВС выполнялся с использованием аттестованного кода СОКРАТ-БН. Нодализационная схема активной зоны позволяет в консервативных предпосылках учесть основные особенности распространения повреждений от аварийной к соседним ТВС. Целью выполнения данной работы является определение феноменологии аварии и предварительная оценка масштаба повреждения а. з. В статье представлены основные результаты расчета аварии с блокировкой проходного сечения одной максимально напряженной ТВС РУ БН, оценены времена реализации различных стадий аварийного процесса и масштаб повреждения а. з. По результатам анализа установлено, что повреждение активной зоны ограничивается семью ТВС. В дальнейшем планируется уточнение результатов анализа с учетом оценки влияния погрешностей и неопределенностей на результаты расчетов Тематический раздел Физика

АНАЛИЗ ТЕПЛООТВОДНОЙ АВАРИИ РУ БН И МЕР ПО ЕЕ УПРАВЛЕНИЮ / Анфимов А. М., Кузнецов Д. В. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 92-100.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 2 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070205 Название АНАЛИЗ ТЕПЛООТВОДНОЙ АВАРИИ РУ БН И МЕР ПО ЕЕ УПРАВЛЕНИЮ Автор Анфимов А. М. Автор Кузнецов Д. В. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 92-100 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430679 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) анализ безопасности%натрий%пассивная аварийная защита (ПАЗ)%реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН)%реакторная установка (РУ)%система аварийного расхолаживания (САРХ)%теплоотводная авария Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В статье представлены результаты расчетных исследований теплоотводной аварии трехконтурной и трехпетлевой РУ типа БН с интегральной компоновкой первого контура с учетом реализации различных мер по управлению. Успешность организации мер по управлению аварией рассмотрена с точки зрения выполнения основных функций безопасности: перевод реактора в подкритическое состояние, обеспечение охлаждения активной зоны, ограничение радиоактивных выбросов в окружающую среду. Для анализа протекания аварийного режима выбраны характеристики РУ БН, близкие к энергетическим установкам средней мощности. С целью выявления оптимальных сочетаний организационно-технических мер по управлению теплоотводной аварией проведен анализ различных сценариев ее протекания: (1) теплоотводная авария с отказами активных средств воздействия на реактивность и автоматического подключения САРХ; (2) теплоотводная авария с отказами автоматического подключения САРХ и автоматического срабатывания аварийной защиты. Расчетный анализ реализации различных мер по управлению аварией проводился с использованием программного средства СОКРАТ-БН, который аттестован для подобных расчетов. Результаты исследований теплоотводной аварии с учетом реализации различных мер по ее управлению показали: 1) срабатывание ПАЗ-Г ограничивает масштаб повреждения активной зоны разгерметизацией оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов). Для снижения количества разгерметизировавшихся твэлов необходимо увеличить эффективность стержней ПАЗ-Г либо повысить скорость их ввода в активную зону реактора; 2) при отсутствии автоматического подключения САРХ персонал имеет возможность поочередного запуска петель САРХ вручную. В данном случае отвод остаточных тепловыделений обеспечивается за счет естественной циркуляции (ЕЦ) по первому контуру и контурам всех трех петель САРХ Тематический раздел Физика

РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА В АВАРИИ С РАЗРЫВОМ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА РУ БН / Анфимов А. М., Тимин Д. А. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 101-106.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 2 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807019 Название РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА В АВАРИИ С РАЗРЫВОМ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА РУ БН Автор Анфимов А. М. Автор Тимин Д. А. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 101-106 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430680 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) активная зона%анализ безопасности%быстрый натриевый%воздушный теплообменник%натрий%промежуточный теплообменник%разрыв циркуляции%расчетные исследования%реакторная установка%система аварийного расхолаживания%тепловыделяющая сборка Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В статье представлен расчетный анализ поведения 3-контурной, 3-петлевой реакторной установки (РУ) типа БН с интегральной компоновкой первого контура и характеристиками, близкими к характеристикам эксплуатируемых энергетических установок, в условиях разрыва циркуляции теплоносителя первого контура. Разрыв циркуляции может произойти в результате истечения натрия первого контура из реактора, приводящего к снижению уровня натрия ниже входных окон промежуточных теплообменников (ПТО). Прекращение принудительного расхода через ПТО приводит к резкому снижению теплоотвода от реактора, в результате чего может происходить его разогрев. Анализ динамики разогрева и последующего расхолаживания реактора в условиях разрыва циркуляции натрия первого контура является предметом рассмотрения в рамках данной работы. Расчеты были выполнены для нескольких вариантов состава функционирующего оборудования (расхолаживание через парогенераторы, через 3 петли системы аварийного расхолаживания (САРХ)). Моделирование поведения РУ БН в условиях аварии с разрывом циркуляции натрия первого контура проводилось с использованием аттестованного кода СОКРАТ-БН. Результаты исследований аварии с разрывом циркуляции теплоносителя первого контура с учетом различных мер по ее управлению показали: 1) В случае расхолаживания РУ на трех петлях через парогенератор (ПГ) температуры оболочек твэл и корпуса реактора не достигают максимально допустимых значений. 2) В случае расхолаживания реактора после разрыва циркуляции в первом контуре за счет подключения трех петель САРХ отводимой от а. з. реактора мощности будет недостаточно для обеспечения его расхолаживания Тематический раздел Физика

ВОССТАНОВЛЕНИЕ ПОЛЕЙ ВНУТРИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ПО ПОКАЗАНИЯМ НАДЗОННЫХ ДАТЧИКОВ / Болнов В. А., Богданова Е. В., Малкин С. А., Ушатиков А. С., Емелина А. С. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 244-249.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 5 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070140 Название ВОССТАНОВЛЕНИЕ ПОЛЕЙ ВНУТРИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ПО ПОКАЗАНИЯМ НАДЗОННЫХ ДАТЧИКОВ Автор Болнов В. А. Автор Богданова Е. В. Автор Малкин С. А. Автор Ушатиков А. С. Автор Емелина А. С. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 244-249 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430694 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) активная зона%безопасность эксплуатации%возмущение нейтронного поля%интерполяция%метод обработки сигналов датчиков%надзонные датчики%перемещение органов СУЗ%режимы НЭ и ННЭ%ру%установки БН Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В силу особенностей конструкции реакторных установок типа БН большой мощности данные о динамических процессах внутри активной зоны, получаемые с помощью современных средств контроля нейтронного потока, весьма ограничены. Контроль состояния активной зоны является одной из приоритетных задач при использовании действующих и создании новых реакторных установок типа БН. Для решения данной задачи был проведен комплекс расчетов режимов нормальной эксплуатации (НЭ) и с нарушением нормальной эксплуатации (ННЭ) при перемещении органов СУЗ (система управления и защиты). Собранные данные по возмущениям нейтронного потока, положениям органов СУЗ, расходам по петлям и через активную зону, показания надзонных термопар были объединены в единую базу. На основе анализа полученной базы данных был предложен метод обработки сигналов датчиков внутриреакторного контроля для контроля энергораспределения в режимах НЭ и ННЭ, связанных с перемещением органов СУЗ. Данный метод базируется на показаниях, снятых с надзонных термопар. Эти показания пропускаются через блоки коррекции, учитывающие инерционности твэла и термопары. Результаты исследований показали, что разработанный метод позволяет восстановить относительные изменения поля энерговыделений в активной зоне, а также дает возможность обеспечить контролируемое состояние активной зоны Тематический раздел Физика

АНАЛИЗ ТОЧНОСТИ РАСЧЕТА РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В БН-800 / Клинов Д. А., Семенов М. Ю., Михайлов Г. М., Перегудов А. А., Мишин В. А., Изотов В. В., Крюков А. Н., Фаракшин М. Р., Белов С. Б., Киселев А. В., Кузнецов А. Е., Ляпин Е. П. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 65-71.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 12 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070175 Название АНАЛИЗ ТОЧНОСТИ РАСЧЕТА РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В БН-800 Автор Клинов Д. А. Автор Семенов М. Ю. Автор Михайлов Г. М. Автор Перегудов А. А. Автор Мишин В. А. Автор Изотов В. В. Автор Крюков А. Н. Автор Фаракшин М. Р. Автор Белов С. Б. Автор Киселев А. В. Автор Кузнецов А. Е. Автор Ляпин Е. П. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 65-71 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430676 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) БН-800%МОКС-топливо%гамма-сканирование%метод Монте-Карло%программа JARFR%программа TRIGEX%программа ГЕФЕСТ800%реактор БН%энерговыделение Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Основным способом определения энерговыделения в активной зоне быстрого реактора, в котором, с большой долей вероятности, нет оперативного аппаратурного контроля за распределением энерговыделения, является расчетное моделирование нейтронного поля. Точность данных расчетов тепловыделения является значительным элементом подтверждения надежной работы твэлов и ТВС. Знание погрешности расчета распределения тепловыделения также важно для проектирования активной зоны, в части назначения проектных пределов и запасов, определяющих технико-экономические характеристики энергоблока. Эксплуатация реактора БН-800 позволяет числено оценить точность проектных и эксплуатационных кодов в реальных условиях. В настоящей статье представлена информация об исследовании распределения тепловыделения в активной зоне реактора БН-800 с помощью метода гамма-сканирования ТВС. Измерения проводились для "свежих" ТВС с МОКС-топливом, предварительно активированных в активной зоне реактора БН-800 перед началом 11 микрокампании, являвшейся первой микрокампанией активной зоны с МОКС-топливом. В статье приводится сравнение расчетных и экспериментальных данных. Расчеты выполнены с помощью программ JARFR, ГЕФЕСТ800 и TRIGEX. Для всех программ использовалась единая система подготовки констант CONSYST с групповой библиотекой БНАБ-93 Тематический раздел Физика

РАСЧЕТ НУКЛИДНОГО СОСТАВА ВЫГРУЖАЕМОГО ОЯТ ПО ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И БЕСКОНЕЧНОЙ ТВС ВВЭР-1000 / Ковалев Н. В., Прокошин А. М., Кудинов А. С., Невиница В. А. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 72-82.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 4 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070183 Название РАСЧЕТ НУКЛИДНОГО СОСТАВА ВЫГРУЖАЕМОГО ОЯТ ПО ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И БЕСКОНЕЧНОЙ ТВС ВВЭР-1000 Автор Ковалев Н. В. Автор Прокошин А. М. Автор Кудинов А. С. Автор Невиница В. А. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 72-82 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430677 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) верификация%метод Монте-Карло%модель активной зоны%модель бесконечной ТВС%отработавшее ядерное топливо (ОЯТ)%расчет нуклидного состава%ядерно-физическое моделирование Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Правильная оценка нуклидного состава ОЯТ очень важна в области заключительной стадии ядерного топливного цикла. Однако расчет по модели активной зоны реактора представляет собой довольно сложную и трудоемкую задачу. В рамках данной работы исследуется насколько результаты расчетов нуклидного состава выгружаемого ОЯТ реактора ВВЭР 1000, эксплуатируемого в 18-месячном топливном цикле, отличаются при использовании модели активной зоны от простой модели бесконечной ТВС. Моделирование проводилось с использованием программного средства Serpent 2, реализующего метод Монте-Карло. Созданная модель активной зоны в результате проведенной верификации показала хорошее соответствие с референтными значениями по основным нейтронно-физическим характеристикам. Определено, что выгорание выгружаемых ТВС составляет 50,74 МВт·сут/кгТМ. Получен нуклидный состав выгружаемого ОЯТ. В статье приведен элементный состав ОЯТ, а также изотопы, вносящие основной вклад в мощность дозы от альфа-, бета- и гамма-излучения. С целью увеличения скорости подобных расчетов разработана модель бесконечной ТВС. Подобрано эффективное обогащение в соответствии с результатами, полученными по модели активной зоны. Сравнение состава выгружаемого ОЯТ на модели бесконечной ТВС показало хорошую сходимость с составом, полученным на модели активной зоны. Можно рекомендовать к использованию упрощенный вариант расчета нуклидного состава на основе модели бесконечной ТВС Тематический раздел Физика

ИССЛЕДОВАНИЕ ГИДРОДИНАМИКИ И ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОСА В МАЛОРАЗМЕРНЫХ МАКЕТАХ ТВС ПРИМЕНИТЕЛЬНО К АКТИВНОЙ ЗОНЕ РУ БРЕСТ-ОД-300 / Крапивцев В. Г., Марков П. В., Солонин В. И., Гетя С. И. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 233-243.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 4 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070132 Название ИССЛЕДОВАНИЕ ГИДРОДИНАМИКИ И ТЕПЛОМАССОПЕРЕНОСА В МАЛОРАЗМЕРНЫХ МАКЕТАХ ТВС ПРИМЕНИТЕЛЬНО К АКТИВНОЙ ЗОНЕ РУ БРЕСТ-ОД-300 Автор Крапивцев В. Г. Автор Марков П. В. Автор Солонин В. И. Автор Гетя С. И. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 233-243 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430693 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) аэродинамический эксперимент%входное устройство%гидравлические потери%комбинированный измерительный зонд%коэффициенты гидравлического сопротивления%линейный нагреватель потока%макеты ТВС%опорная решетка%распределения скорости%распределения температуры%ста Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Особенность гидродинамики и теплообмена в активной зоне реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, заключающаяся в использовании ТВС с пучками твэлов, имеющими одинаковое число и шаг твэлов в треугольной решетке, но различные диаметры твэлов, делает актуальной задачу сравнительного анализа условий течения и характеристик массообмена в таких пучках. Для исследования характеристик течения и массообмена в пучках с различными относительными шагами твэлов, принятыми в проекте БРЕСТ-ОД-300, на кафедре "Ядерные реакторы и установки" МГТУ им. Н.Э. Баумана разработаны 37-стержневые макеты пучков твэлов, размещаемых в шестигранном чехле. Результаты измерений получены при создании потока на входе в опорную решетку входным устройством, создающим у поверхности чехла пограничный слой толщиной, соизмеримой с размерами периферийных ячеек пучков стержней. Экспериментальные исследования выполнены для распределения продольной скорости в пучках и распространения в потоке, текущем между твэлами и чехлом, температурной метки, создаваемой на входе в макет электронагревателем. Определены коэффициенты гидравлического сопротивления дистанционирующих решеток пучков. Анализируется влияние геометрии дистанционирующих решеток, пограничных слоев на поверхности чехла на течение и массообмен в пучках твэлов макета Тематический раздел Физика

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ТЕПЛОМАССООБМЕННЫХ ПРОЦЕССОВ НА ДЛИТЕЛЬНОСТЬ ЭФФЕКТИВНОЙ РАБОТЫ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ ВВЭР / Лебезов А. А., Морозов А. В., Сахипгареев А. Р. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 140-153.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 3 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807051 Название ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ТЕПЛОМАССООБМЕННЫХ ПРОЦЕССОВ НА ДЛИТЕЛЬНОСТЬ ЭФФЕКТИВНОЙ РАБОТЫ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ ВВЭР Автор Лебезов А. А. Автор Морозов А. В. Автор Сахипгареев А. Р. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 140-153 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430684 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) борная кислота%ввэр%конденсация%кристаллизация%неконденсирующиеся газы%пассивные системы безопасности%тепломассообмен Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В статье представлены результаты экспериментальных и расчетных исследований, направленных на обоснование возможности увеличения длительности автономной работы пассивных систем безопасности реакторной установки ВВЭР. В ходе исследований, проведенных в АО "ГНЦ РФ - ФЭИ", изучались два процесса, оказывающих значительное влияние на эффективность работы этих систем: генерация неконденсирующихся газов и накопление борной кислоты в активной зоне реактора. В рамках работы была проведена расчетная оценка влияния растворимости борной кислоты в паре, выходящем из реактора, работающего в аварийном кипящем режиме, на возможность кристаллизации борной кислоты в активной зоне. На экспериментальной установке был исследован процесс контактной конденсации пара на струе недогретой жидкости при параметрах, типичных для реакторной установки ВВЭР через сутки после начала аварии, связанной с разрывом главного циркуляционного трубопровода. Подача струй жидкости в объем гидроемкостей второй ступени, заполненных парогазовой смесью, может быть использована для поддержания работоспособности парогенераторов ВВЭР в режиме конденсации пара, что обеспечивает длительное поступление охлаждающей жидкости в реактор в аварийной ситуации. Результаты проведенных исследований могут быть использованы для обоснования работоспособности пассивных систем безопасности ВВЭР, а также для верификации расчетных кодов Тематический раздел Физика

РЕШЕНИЕ ДВУМЕРНОЙ СТАЦИОНАРНОЙ ЗАДАЧИ ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ В КОЛЬЦЕВОМ РЕБРЕ ПРЯМОУГОЛЬНОГО ПРОФИЛЯ С ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕМ / Левченко В. А., Кащеев М. В., Аксенов И. А. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 221-232.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 3 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070124 Название РЕШЕНИЕ ДВУМЕРНОЙ СТАЦИОНАРНОЙ ЗАДАЧИ ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ В КОЛЬЦЕВОМ РЕБРЕ ПРЯМОУГОЛЬНОГО ПРОФИЛЯ С ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕМ Автор Левченко В. А. Автор Кащеев М. В. Автор Аксенов И. А. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 221-232 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430692 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) двумерная задача теплопроводности%кольцевое ребро%метод конечных интегральных преобразований%модифицированные функции Бесселя%наращенная поверхность%оребрение поверхности%прямоугольный профиль%тепловой поток%энерговыделение%эффективность ребра Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Статья посвящена решению двумерной стационарной задачи теплопроводности в кольцевом ребре прямоугольного профиля и определению влияния энерговыделения на его характеристики. Проведено сравнение характеристик ребра, полученных с использованием одномерного и двумерного расчетов. Методом конечных интегральных преобразований получено аналитическое решение двумерной стационарной задачи теплопроводности в кольцевом ребре с прямоугольным профилем и непрерывно действующими источниками тепла. Определены эффективность ребра и тепловой поток через основание ребра. Энерговыделение в ребре повышает его эффективность по сравнению с эффективностью ребра при отсутствии энерговыделения, а также уменьшает тепловой поток. Найдено ограничение по значениям энерговыделения в ребре как условие применимости оребрения. Линейный тепловой поток через основание ребра должен быть больше нуля. Если линейный тепловой поток меньше нуля, ребро играет противоположную роль: поток направлен в обратную сторону. В статье получено выражение для коэффициента наращивания поверхности kН. При расчете нагревания (охлаждения) тела с оребренной поверхностью коэффициент теплоотдачи следует увеличивать в kН раз. Выполненные в статье расчеты продемонстрировали влияние энерговыделения на характеристики ребра. Эффективность ребра, линейный тепловой поток через основание ребра и коэффициент наращивания поверхности при двумерном расчете отличаются в меньшую сторону от соответствующих характеристик при одномерном расчете с использованием одинаковых исходных данных Тематический раздел Физика

ПОДХОД К НОРМИРОВАНИЮ КИСЛОРОДНОГО РЕЖИМА В ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯХ / Легких А. Ю., Асхадуллин Р. Ш., Иванов К. Д., Лаврова О. В. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 179-188.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 4 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807078 Название ПОДХОД К НОРМИРОВАНИЮ КИСЛОРОДНОГО РЕЖИМА В ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯХ Автор Легких А. Ю. Автор Асхадуллин Р. Ш. Автор Иванов К. Д. Автор Лаврова О. В. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 179-188 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430687 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) измерения%кислородный режим%концентрация%нормируемый параметр%термодинамическая активность%тяжелый жидкометаллический теплоноситель%электрохимический потенциал%ядерный реактор Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Использование тяжелых жидкометаллических теплоносителей требует особых мер для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации ядерных реакторов с этими теплоносителями. К таким мерам относятся контроль и поддержание кислородного режима. Для контроля кислородного режима в ТЖМТ разработаны и экспериментально обоснованы электрохимические датчики активности кислорода (ДАК). Эти датчики позволяют в непрерывном режиме измерять разность электрических потенциалов между электродом сравнения и контролируемой средой. Совместно со встроенными термопарами датчики однозначно характеризуют термодинамические условия в точке их расположения. К настоящему времени разработанные конструкции ДАК аттестованы в качестве типа средств измерений. Между тем исторически сложилось так, что эксплуатационные нормы на содержание примеси кислорода выражаются в виде диапазона концентрации растворенного кислорода (% мас.), который следует поддерживать имеющимися средствами регулирования. Переход от измеренных показаний ДАК к массовой концентрации осуществляется путем пересчета ЭДС в% мас. по принятым формулам, включающим уравнение Нернста и температурную зависимость растворимости кислорода в данном теплоносителе. В настоящей статье авторы рассматривают историческую ретроспективу, касающуюся выбора нормируемого показателя кислородного режима (% мас.) тяжелого жидкометаллического теплоносителя, а также обосновывают предложения для его изменения при эксплуатации ЯЭУ нового поколения Тематический раздел Физика

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ УПРУГОЙ ДЕФОРМАЦИИ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ ТЕПЛООТДАЧИ В РАЗБОРНЫХ ПЛАСТИНЧАТЫХ ТЕПЛООБМЕННИКАХ / Матяш А. С., Лычаков В. Д. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 250-257.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 2 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070159 Название ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ УПРУГОЙ ДЕФОРМАЦИИ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ ТЕПЛООТДАЧИ В РАЗБОРНЫХ ПЛАСТИНЧАТЫХ ТЕПЛООБМЕННИКАХ Автор Матяш А. С. Автор Лычаков В. Д. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 250-257 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430695 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) гидравлическое сопротивление%пластинчатый теплообменный аппарат%принудительная конвекция%течение в каналах сложной формы%упругая деформация Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Разборные пластинчатые теплообменные аппараты широко применяются во многих вспомогательных системах АЭС типовых проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ. В ОАО "НПО ЦКТИ" в период с 2015 по 2022 год были проведены испытания 21 типа теплопередающих пластин различных конструкций и типоразмеров. На основании большого массива полученных экспериментальных данных было обнаружено, что при наличии разности давлений между полостями теплообменника выше некоторого предельного значения зачастую имеет место "эффект дыхания", т. е. происходит упругая деформация теплопередающих пластин в направлении от контура с большим давлением к контуру с меньшим давлением. Данный эффект приводит к изменению фактических площадей проходного сечения полостей. Площадь проходного сечения контура с меньшим давлением снижается, что приводит к значительному увеличению гидравлического сопротивления. Площадь проходного сечения контура с большим давлением увеличивается, что приводит снижению коэффициента теплоотдачи. Анализ полученного массива экспериментальных данных показал, что при течении среды схожих свойств и близких расходов в обоих контурах влияние данного эффекта на общую эффективность теплоотдачи минимально. Однако при работе теплообменника на средах, имеющих различные физические свойства, отличие расчетного коэффициента теплопередачи от реального может достигать 25% и более

СРАВНЕНИЕ РАСЧЕТНЫХ ПРОГРАММ RELAP5/MOD3.4 И КОРСАР (V3.038.002) НА ПРИМЕРЕ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ С ВВЭР-1000 / Менюк Д. С. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 215-220.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналия ( 1 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070116 Название СРАВНЕНИЕ РАСЧЕТНЫХ ПРОГРАММ RELAP5/MOD3.4 И КОРСАР (V3.038.002) НА ПРИМЕРЕ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ С ВВЭР-1000 Автор Менюк Д. С. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 215-220 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430691 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) водо-водяной энергетический реактор%двухфазный термосифон%расчетное моделирование%реакторная установка%система пассивного отвода тепла%теплогидравлическая программа RELAP5/Mod3.4%теплогидравлическая программа КОРСАР (V3.038.002) Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация На основании созданной ранее модели перспективной системы пассивного отвода теплоты непосредственно от первого контура РУ (СПОТ РУ) реакторов ВВЭР-1000, основанной на применении ординарных двухфазных термосифонов (ОДТС), которая использовалась для расчетов при помощи программного средства (ПС) RELAP5/Mod3.x, была построена полностью аналогичная расчетная модель под ПС КОРСАР. Выполнено сравнение расчетных результатов работы и эффективности канала СПОТ РУ, полученных при помощи обеих моделей. Установлено, что, несмотря на отличия расчетных параметров внутри собственно ОДТС, расчетные характеристики канала СПОТ РУ в целом, полученные при помощи обоих ПС, отличаются несущественно. Это объясняется, в частности, демпфирующими свойствами замкнутого двухфазного промежуточного контура, который осуществляет теплоперенос от конденсационного участка ОДТС к конечному теплообменнику-конденсатору (ТК) промежуточного контура, который, в свою очередь, отводит теплоту к конечному поглотителю - атмосферному воздуху или воде за пределами гермообъема. Тем не менее результаты выполненной работы позволяют сделать вывод о необходимости серии экспериментальных исследований процессов тепломассопереноса внутри ОДТС на простейших стендах, с последующим сравнением экспериментальных данных с расчетными результатами, которые получены при помощи обоих упомянутых выше ПС Тематический раздел Физика

ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ МОДЕЛЕЙ ОКИСЛЕНИЯ КОНСТРУКЦИОННЫХ СТАЛЕЙ В ТЖМТ / Ниязов С.-. С., Иванов К. Д., Осипов А. А. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 189-197.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 3 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807086 Название ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ МОДЕЛЕЙ ОКИСЛЕНИЯ КОНСТРУКЦИОННЫХ СТАЛЕЙ В ТЖМТ Автор Ниязов С.-. С. Автор Иванов К. Д. Автор Осипов А. А. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 189-197 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430688 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) активность кислорода%кислород%конструкционная сталь%коэффициент диффузии%матрица стали%модель окисления%окисление сталей%оксидная пленка%парциальное давление%температура%тяжелый жидкометаллический теплоноситель Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Рассмотрены тенденции и основные подходы в моделировании процессов окисления конструкционных сталей в тяжелых жидкометаллических теплоносителях. Показано, что современный этап характеризуется переходом от описания окислительного процесса в виде простейших форм кинетического уравнения, характеризующего изменение общей толщины оксидной пленки, к более детальному описанию процесса в виде системы нескольких уравнений. Эта модель в большей степени соответствует современному состоянию экспериментальных методов исследования, позволяющих не только определять общую толщину оксидных пленок, но и количественно характеризовать более тонкую структуру оксидных пленок и прилегающих к ней слоев стали. В отличие от предшествующих моделей она обладает рядом преимуществ: - в явном виде содержит параметр, характеризующий интенсивность убыли толщины матрицы стали - основного показателя коррозионной стойкости стали; - более детально описывает характер изменения общей толщины оксидного слоя во времени как суперпозицию процессов, протекающих на его внутренней и внешней границах; - содержит параметры, характеризующие состав стали и состав оксидных пленок; - позволяет разделить процессы диффузионного выхода компонентов стали в теплоноситель и процессы диссоциации внешнего оксидного слоя. Выполнен анализ основных направлений совершенствования модели. На конкретных примерах рассмотрения ряда особенностей протекания окислительного процесса продемонстрирован высокий потенциал ее дальнейшего развития Тематический раздел Химия

ПОЛУЧЕНИЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО НИКЕЛЕВОГО ПРИПОЯ МЕТОДОМ ГАЗОВОЙ АТОМИЗАЦИИ РАСПЛАВА / Орлов Ю. А., Пазюк А. Н., Плаксин О. А., Дворяшин А. М. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 134-139.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 4 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807043 Название ПОЛУЧЕНИЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО НИКЕЛЕВОГО ПРИПОЯ МЕТОДОМ ГАЗОВОЙ АТОМИЗАЦИИ РАСПЛАВА Автор Орлов Ю. А. Автор Пазюк А. Н. Автор Плаксин О. А. Автор Дворяшин А. М. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 134-139 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430683 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) аддитивные технологии%высокотемпературный никелевый эвтектический припой%газовая атомизация расплава%паяные соединения элементов активных зон ядерных энергетических установок Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Высокотемпературные эвтектические припои на основе многокомпонентных систем Ni-Fe-Ge-Cr-Si и Ni-Fe-Ge-Cr-Si-Mn используются при производстве активных зон ядерных энергетических установок, в частности при изготовлении дистанционирующих решеток и оребрении стальных тонкостенных труб. В настоящее время, порошки таких припоев изготавливают, разливая расплав припоя на охлаждаемые вращающиеся диски и затем размалывая получающиеся ленты припоя. Настоящая работа посвящена применению альтернативного метода для получения припоев на основе указанных многокомпонентных систем - методу газовой атомизации расплава припоя, позволяющему уменьшить число технологических операций при производстве порошков припоя, а также исключить присутствие шлака (сложных оксидов продуктов износа размольных тел и футеровок мельниц) в готовом порошке. В результате быстрого охлаждения частицы порошка, образующиеся при диспергировании расплава, имеют одинаковый элементный состав, соответствующий элементному составу расплава, что обеспечивает узкий интервал плавления припоя, равномерность расплавления по объему и хорошее смачивание паяемой поверхности. В работе опробованы режимы атомизации расплава припоя системы Ni-Fe-Ge-Cr-Si-Mn и продемонстрирована возможность изменения фракционного состава получаемого порошка припоя путем изменения температуры и скорости распыления расплава припоя. Проведены исследования элементного и фазового состава полученных порошков припоя, изготовлены паяные соединения цилиндрических оболочек с дистанционирующими ребрами и проведены механические испытания полученных паяных соединений на отрыв. Механические свойства паяных соединений, созданных при использовании полученных порошков припоя, не уступают свойствам соединений, паяных порошковым припоем, изготовленного путем размола Тематический раздел Машиностроение Тематический раздел Металлургия

ЭТЮД О СОСТАВЕ НЕСТЕХИОМЕТРИЧЕСКИХ ОКСИДОВ В РАЗБАВЛЕННЫХ РАСТВОРАХ ЖИДКИЙ МЕТАЛЛ - КИСЛОРОД / Осипов А. А., Иванов К. Д. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 198-203.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 2 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807094 Название ЭТЮД О СОСТАВЕ НЕСТЕХИОМЕТРИЧЕСКИХ ОКСИДОВ В РАЗБАВЛЕННЫХ РАСТВОРАХ ЖИДКИЙ МЕТАЛЛ - КИСЛОРОД Автор Осипов А. А. Автор Иванов К. Д. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 198-203 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430689 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) НЕСТЕХИОМЕТРИЧЕСКИЙ ОКСИД%жидкий металл%кислород%насыщение%разбавленный раствор%термодинамическая активность Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Жидкие металлы в настоящее время нашли применение в качестве теплоносителей в реакторных установках различного назначения. При этом оказалось, что для нормальной эксплуатации таких установок требуется обеспечить пониженное содержание в теплоносителе примеси кислорода. Особенно это актуально для установок с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями на основе расплавов свинца либо свинца-висмута. Для контроля кислорода в этих системах широкое распространение получили электрохимические датчики, в которых в качестве электродов сравнения используются насыщенные кислородом жидкие металлы. При использовании жидких металлов в качестве теплоносителей, а также при их использовании в датчиках термодинамической активности кислорода возникает вопрос о равновесном составе оксида, контактирующего с этим жидким металлом. В стандартном подходе считается, что при насыщении жидкого металла кислородом образуется оксид стехиометрического состава, однако хорошо известно, что составы оксидов могут зависеть от парциального давления кислорода и характеризоваться широкой областью гомогенности. В настоящей статье излагается подход к расчету составов нестехиометрических оксидов, находящихся в равновесии с системой жидкий металл - кислород в предположении, что изобарно-изотермический потенциал образования оксида можно описать параболической зависимостью от состава. В работе рассмотрен способ определения состава равновесного с металлическим расплавом нестехиометрического оксида. Этот способ базируется на использовании для построения параболической зависимости реперных оксидов и условия достижения минимума этой зависимости. На примере систем Pb-O и Bi-O показано, что равновесный с металлом состав оксидов свинца и висмута обогащен металлическим компонентом и слабо зависит от активности металла Тематический раздел Физика

ОБНОВЛЕНИЕ СПРАВОЧНОЙ БАЗЫ ДАННЫХ МАГАТЭ ПО ЭМИССИИ БЕТА-ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ (КОМПИЛЯЦИЯ ОПУБЛИКОВАННЫХ МАКРОСКОПИЧЕСКИХ ДАННЫХ) / Пиксайкин В. М., Гремячкин Д. Е., Егоров А. С., Митрофанов К. В., Митрофанов В. Ф. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 5-64.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 5 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070167 Название ОБНОВЛЕНИЕ СПРАВОЧНОЙ БАЗЫ ДАННЫХ МАГАТЭ ПО ЭМИССИИ БЕТА-ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ (КОМПИЛЯЦИЯ ОПУБЛИКОВАННЫХ МАКРОСКОПИЧЕСКИХ ДАННЫХ) Автор Пиксайкин В. М. Автор Гремячкин Д. Е. Автор Егоров А. С. Автор Митрофанов К. В. Автор Митрофанов В. Ф. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 5-64 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430675 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) 6 групп%8 групп%база данных%запаздывающие нейтроны%изотопы%компиляция%магатэ%макроскопические данные%относительный выход%период полураспада%полный выход%предшественник%экспериментальные данные Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В справочной базе данных МАГАТЭ по бета-запаздывающим нейтронам, которая была создана в рамках Проекта координированных исследований МАГАТЭ, существует макроскопический раздел, который постоянно обновляется Секцией ядерных данных МАГАТЭ для предоставления современных и надежных данных по запаздывающим нейтронам для атомной энергетики и других приложений. После переоценки микроскопических данных по запаздывающим нейтронам, выполненной в рамках проекта координационной исследовательской программы МАГАТЭ (CRP), ценность надежных макроскопических экспериментальных данных запаздывающих нейтронов заметно возросла. В данной работе представляется компиляция опубликованных данных по запаздывающим нейтронам и усовершенствованные данные, включенные в скомпилированную базу данных МАГАТЭ по относительным выходам запаздывающих нейтронов и периодам полураспада их предшественников, а именно: - скомпилированные временные данные запаздывающих нейтронов (периоды полураспада и относительные выходы запаздывающий нейтронов), испускаемых при делении 235U нейтронами в диапазоне энергий от 0,4 до 8 МэВ; - скомпилированные корреляционные и ковариационные данные, связанные с вышеуказанными данными; - скомпилированные средние периоды полураспада предшественников запаздывающих нейтронов, полученные на основании указанных выше данных; - усовершенствованная (дополненная) существующая макроскопическая база данных по запаздывающим нейтронам для изотопов 232Th, 236U, 238U, 237Np, 241Am Тематический раздел Физика

ОБОБЩЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО И ЧИСЛЕННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ КИПЕНИЯ ЩЕЛОЧНЫХ ЖИДКИХ МЕТАЛЛОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ (КАРТОГРАММА РЕЖИМОВ, ТЕПЛООТДАЧА) / Сорокин А. П., Кузина Ю. А., Денисова Н. А., Сорокин Г. А. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 154-178.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 4 )

Постоянная ссылка (СИД2) J223780706X Название ОБОБЩЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО И ЧИСЛЕННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ КИПЕНИЯ ЩЕЛОЧНЫХ ЖИДКИХ МЕТАЛЛОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ (КАРТОГРАММА РЕЖИМОВ, ТЕПЛООТДАЧА) Автор Сорокин А. П. Автор Кузина Ю. А. Автор Денисова Н. А. Автор Сорокин Г. А. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 154-178 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430686 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) гидродинамика%картограмма режимов%кипение%кризис теплообмена%межканальная неустойчивость%реактор на быстрых нейтронах%режимы течения двухфазного потока%тепловыделяющая сборка%теплообмен%теплоотдача%устойчивость циркуляции%численное моделирование%щелочные Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Представлены результаты серии экспериментов, выполненных в АО "ГНЦ РФ - ФЭИ", по теплообмену и устойчивости циркуляции при кипении натрий-калиевого сплава на моделях одиночных ТВС и в системе параллельных ТВС с учетом влияния на процесс кипения различных факторов при естественной конвекции теплоносителя в циркуляционном контуре. Полученные данные показывают, что режим устойчивого пузырькового кипения в модельных ТВС отмечается лишь в ограниченной области тепловых потоков, его переход в режим неустойчивого пульсационного снарядного кипения определяется разными факторами; границы перехода от пузырькового к снарядному, дисперсно-кольцевому и дисперсному режимам течения двухфазного потока жидкого металла в пучках твэлов аппроксимируются простыми зависимостями. Возникновение колебательного процесса при кипении теплоносителя в одной из параллельных ТВС приводит к противофазному колебательному процессу в другой ТВС, в дальнейшем колебания в различных контурах носят противофазный характер. Гидродинамическое взаимодействие контуров может привести к значительному увеличению амплитуды колебаний расхода теплоносителя в них, "резонансу" пульсаций расхода, возможному "запиранию" или инверсии расхода теплоносителя в контурах, росту температуры теплоносителя и оболочки тепловыделяющих элементов (эффект межканальной неустойчивости) и к возникновению кризиса теплообмена. Демонстрируется обнаруженный в эксперименте эффект влияния шероховатости поверхности твэлов на теплообмен и режимы течения при кипении жидкого металла в сборках твэлов. Результаты экспериментов по теплообмену при кипении натрия в режимах естественной и вынужденной конвекции в модели ТВС с расположенной над активной зоной реактора натриевой полостью показывают, что существует возможность продолжительного охлаждения натрием твэлов в ТВС для этих условий. Представлены результаты анализа и обобщения данных по картограмме режимов течения двухфазного потока и теплоотдаче при кипении щелочных жидких металлов в сборках твэлов быстрых реакторов. Демонстрируется возможность моделирования теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении щелочных жидких металлов как в одиночных ТВС, так и в системе параллельных ТВС в контурах с естественной циркуляцией теплоносителя с использованием поканальной модели теплогидравлического расчета двухфазных течений с разделением фаз. Приведены результаты сравнения данных расчетных и экспериментальных исследований Тематический раздел Физика

ПАЯНЫЕ СОЕДИНЕНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ ИЗ СТАЛИ ЭП823-Ш В СВИНЦОВО-ВИСМУТОВОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ / Чебышев В. Д., Кудашов Д. В., Орлов Ю. А., Соловьев Н. П. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 123-133.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналии ( 4 )

Постоянная ссылка (СИД2) J2237807035 Название ПАЯНЫЕ СОЕДИНЕНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ ИЗ СТАЛИ ЭП823-Ш В СВИНЦОВО-ВИСМУТОВОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ Автор Чебышев В. Д. Автор Кудашов Д. В. Автор Орлов Ю. А. Автор Соловьев Н. П. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 123-133 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430682 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) высокотемпературная пайка%жидкометаллическая коррозия%металлография паяных соединений%паяные соединения%прочность паяных соединений%свинцово-висмутовый теплоноситель Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация Высокотемпературная пайка - это перспективный метод соединения реакторных материалов, используемых в деталях активной зоны и первом контуре ядерных энергетических установок. Однако на данный момент существует крайне мало информации о коррозионной стойкости паяных соединений деталей ядерных энергоустановок в среде свинцово-висмутового теплоносителя. Материаловедческие исследования в данной работе проводились, чтобы получить данные о коррозионной стойкости паянных соединений. В работе проводились коррозионные испытания в расплаве свинца-висмута для образцов соединений, паяных различными припоями. Целью исследований являлся подбор припоя с лучшими и наиболее стабильными механическими свойствами и коррозионной стойкостью. Были проведены механические испытания соединений, паянных тремя видами припоев, а также металлографические исследования шлифов паяных соединений и рентгенофазовый анализ. На основе полученных результатов предела прочности паяных соединений на срез, а также металлографических исследований шлифов был выбран наиболее перспективный припой ПЖГ-20. Были получены результаты изменения фазового состава паяных соединений после действия жидкометаллического теплоносителя Pb-Bi. По результатам проведенных исследований были сформулированы выводы по каждому виду припоя Тематический раздел Машиностроение Тематический раздел Металлургия Тематический раздел Физика

РАСЧЕТНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ. МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕЧЕНИЯ И МАССООБМЕНА КОМПОНЕНТ СМЕСИ / Щербаков С. И. // Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы.— 2024 № 1.— C. 204-214.— русский; рез.: английский

Источник:   - Выпуск сериального издания ( 1 )   Автор:   - Персоналия ( 1 )

Постоянная ссылка (СИД2) J22378070108 Название РАСЧЕТНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ. МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕЧЕНИЯ И МАССООБМЕНА КОМПОНЕНТ СМЕСИ Автор Щербаков С. И. Источник Вопросы атомной науки и техники. Электронный журнал. сер. Ядерно-реакторные константы Страницы/Объём 204-214 Сокращ. назв. источника Вопр. атом. науки и техн. Электрон. ж.. сер. Ядер.-реактор. константы Год 2024 Номер 1 Адрес в Интернет http://elibrary.ru/item.asp?id=65430690 Постоянная ссылка (СИД) J22378070 Ключевые слова (авторские) массоперенос%многокомпонентная смесь%поток дрейфа%распределение концентраций%скорости скольжения компонент%течение%фазовый переход%численный расчет Место хранения Удаленный доступ. Эл. регистр. НЭБ Дата регистрации в ВИНИТИ 13.08.2024 Язык текста русский Язык резюме английский Аннотация В работе приведено описание расчетной модели течения многокомпонентной смеси с отличающимися значениями локальных скоростей компонент. Компоненты могут превращаться друг в друга. Это кипение, конденсация, выпадение росы, кристаллизация из раствора и подобные процессы. Модель предназначена для инженерных оценок процессов в оборудовании и является упрощенной - каждая компонента представлена локальными значениями концентрации (доли объема) и вектора скорости. Локальные векторы скорости представляют комбинацию среднеобъемной скорости и скорости дрейфа для каждой компоненты. Среднеобъемные скорости смеси рассчитываются с помощью любого алгоритма для течения однородной среды, содержащего внутренние источники объемного расхода. Скорости дрейфа определяются из скоростей проскальзывания и концентраций компонент. Скорости проскальзывания задаются алгебраическими соотношениями и зависят от локальных ускорений смеси. Распределения концентраций компонент рассчитываются с помощью уравнений переноса компонент, число которых на единицу меньше числа компонент. Уравнения переноса содержат источники компонент. Источник компоненты - сумма распадов других компонент в эту компоненту за минусом суммы распадов этой компоненты в другие. Сумма источников всех компонент - это источник объемного расхода для расчета среднеобъемной скорости. Свойства смеси рассчитываются по концентрациям и свойствам компонент. Модель реализована в составе приложения Turboflow для трех компонент. Приведены примеры расчета многокомпонентных течений - кипение воды в канале и большом объеме, перенос и отложение примеси в ловушке, течение смеси газа и жидкости в пространстве сложной геометрии