Наукова електронна бібліотека
періодичних видань НАН України

Теплофизические исследования для оценки безопасности перспективных ядерных энергетических установок

Репозиторій DSpace/Manakin

Показати простий запис статті

dc.contributor.author Авраменко, А.А.
dc.contributor.author Ковецкая, М.М.
dc.contributor.author Кравчук, А.В.
dc.contributor.author Ковецкая, Ю.Ю.
dc.date.accessioned 2018-01-31T20:57:32Z
dc.date.available 2018-01-31T20:57:32Z
dc.date.issued 2016
dc.identifier.citation Теплофизические исследования для оценки безопасности перспективных ядерных энергетических установок / А.А. Авраменко, М.М. Ковецкая, А.В. Кравчук, Ю.Ю. Ковецкая // Ядерна та радіаційна безпека. — 2017. — № 2. — С. 14-19. — Бібліогр.: 32 назв. — рос. uk_UA
dc.identifier.issn 2073-6231
dc.identifier.uri http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129892
dc.description.abstract Показана роль теплофизических исследований в оценке безопасности и совершенствовании технологий ядерных реакторов. Рассмотрены вопросы использования наножидкостей для охлаждения активной зоны ядерных реакторов. Проанализированы проблемы теплообмена в перспективных технологиях ядерных энергетических установок IV поколения с гелиевым теплоносителем и водой сверхкритического давления. Представлены оригинальные результаты расчетов режима ухудшенного теплообмена в семистержневой тепловыделяющей сборке с геометрическими параметрами реактора ВВЭР-СКД. uk_UA
dc.description.abstract Показано роль теплофізичних досліджень в оцінці безпеки та вдосконаленні технологій ядерних реакторів. Розглянуто питання використання нанорідин для охолодження активної зони ядерних реакторів. Проаналізовано проблеми теплообміну в перспективних технологіях ядерних енергетичних установок IV покоління з гелієвим теплоносієм і водою надкритичного тиску. Наведено результати розрахунків режиму погіршеного теплообміну в семістрижневій тепловидільній збірці з геометричними параметрами реактора ВВЕР-СКД. uk_UA
dc.description.abstract The paper describes the role of thermophysical studies for safety assessment and improvement of nuclear reactor technologies. The research considers the issues of using nanofluids for core cooling purposes and analyzes heat transfer problems in promising technologies of generation IV reactor designs with helium coolant and supercritical water. Besides, original results of calculations related to degraded heat transfer in seven-rod fuel assembly design with VVER-SKD geometrical parameters were presented. uk_UA
dc.language.iso ru uk_UA
dc.publisher Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України uk_UA
dc.relation.ispartof Ядерна та радіаційна безпека
dc.title Теплофизические исследования для оценки безопасности перспективных ядерных энергетических установок uk_UA
dc.title.alternative Теплофізичні дослідження для оцінки безпеки перспективних ядерних енергетичних установок uk_UA
dc.title.alternative Thermophysical Studies for Safety Assessment of Promising Nuclear Power Plants uk_UA
dc.type Article uk_UA
dc.status published earlier uk_UA
dc.identifier.udc 621.039.5


Файли у цій статті

Ця стаття з'являється у наступних колекціях

Показати простий запис статті

Пошук


Розширений пошук

Перегляд

Мій обліковий запис