Головна Головна -> Реферати українською -> Дисертації та автореферати -> Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони

Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони

Назва:
Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони
Тип:
Реферат
Мова:
Українська
Розмiр:
14,69 KB
Завантажень:
268
Оцінка:
 
поточна оцінка 5.0


Скачати цю роботу безкоштовно
Пролистати роботу: 1  2  3  4  5  6  7  8  9 
В первом разделе представлен обзор и анализ существующих подходов к
исследованию переходных и аварийных режимов работы ЯЭУ различных типо
в


НАЦІОНАЛЬНА АКАДЕМІЯ НАУК УКРАЇНИ
ІНСТИТУТ ПРОБЛЕМ МАШИНОБУДУВАННЯ
ім. А.М. ПІДГОРНОГО
Рузайкін Василь Іванович
УДК 611.311.25:621.039.681.3.06
Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони
Спеціальність: 05.14.06 – технічна теплофізика та
промислова теплоенергетика
АВТОРЕФЕРАТ
дисертації на здобуття наукового ступеню
кандидата технічних наук
Харків-2005


Дисертацією є рукопис.
Робота виконана в Національному аерокосмічному університеті ім. М.Є.Жу-ковського “Харківський авіаційний інститут” Міністерства освіти і науки України
Науковий керівник: | кандидат технічних наук, доцент
Гакал Павло Григорович,
Національний аерокосмічний університет
ім. М.Є.Жуковського “ХАІ”,
доцент кафедри аерокосмічної теплотехніки
Офіційні опоненти: | доктор технічних наук, професор
Маляренко Віталій Андрійович,
Харківська національна академія міського господарства,
професор кафедри електропостачання міст
кандидат технічних наук, доцент
Олейнік Олексій Васильович
Національний аерокосмічний університет
ім. М.Є.Жуковського “ХАІ”,
доцент кафедри проектування авіаційних двигунів
Провідна установа: | Національний технічний університет “ХПІ”,
кафедра теплотехніки,
Міністерство освіти і науки України,
м. Харків.
Захист відбудеться 19 січня 2006 р. о 1400 на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 64.180.02 в Інституті проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України за адресою: 61046, м. Харків, вул. Пожарського, 2/10.
З дисертацією можна ознайомитись в бібліотеці Інституту проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України за адресою: 61046, м. Харків, вул. Пожарського, 2/10.
Автореферат розісланий 15 грудня 2005 р.
Вчений секретар
спеціалізованої вченої ради
кандидат технічних наук О.Е. Ковальський
ОСНОВНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ
Актуальність теми. Проектування та експлуатація ядерних реакторів, які охолоджуються киплячою водою, дало суттєвий поштовх до вивчення двофазних потоків. Щоб досягти необхідних параметрів і при цьому гарантувати безпечну та ефективну експлуатацію реакторів, необхідно було дослідити процеси в двофазних потоках більш глибоко ніж це робилось раніше. З цієї причини, починаючи з 50-х років минулого століття, було проведено значну кількість різного роду експериментальних та теоретичних досліджень теплогідравлічних процесів в ядерних реакторах з двофазним теплоносієм. Деякі результати було узагальнено і вони знайшли своє застосування в інших областях техніки. Разом з тим слід відмітити, що не дивлячись на суттєві досягнення в розвитку механіки двофазних середовищ, методи розрахунку тепловіддачі, критичних густин теплового потоку та гідроопорів в каналах складної форми, які обігріваються, що характерно для реакторів, ще далекі від досконалості. Особливо яскраво ця проблема виражена, коли необхідно розраховувати нестаціонарні та нерівноважні двофазні течії теплоносія, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи реактора. Існуючі спрощені моделі та інженерні підходи не завжди дозволяють адекватно описувати теплогідравлічні процеси, які виникають в контурі циркуляції реактора під час аварій. Тому існує імовірність, що системи безпеки реакторів, які розроблені з використанням спрощених моделей, можуть бути неефективними при запобіганні та локалізації наслідків аварій. Все це підкреслює актуальність досліджень, які направлені на вивчення нерівноважних двофазних потоків в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах.
Зв’язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Матеріалами дисертації є узагальнені наукові результати, отримані автором за період з 1999 по 2005 роки при виконанні науково-дослідних робіт в рамках: держбюджетних тем №Д205-15/00 (№Д.Р.-0100U003450), №Д205-26/03 (№Д.Р.-0103U004035), госпдоговорів №01/99-ХАІ, №114/99-ХАІ, №01/2000-ХАІ, №35/2001-ХАІ, №35/2002-ХАІ, №35/2003-ХАІ між Електрогорським науково-дослідним центром по безпеці атомних електростанцій та ЦТФ ХАІ.

Завантажити цю роботу безкоштовно
Пролистати роботу: 1  2  3  4  5  6  7  8  9 



Реферат на тему: Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони

BR.com.ua © 1999-2017 | Реклама на сайті | Умови використання | Зворотній зв'язок