РЕФЕРАТИВНА БАЗА ДАНИХ "УКРАЇНІКА НАУКОВА"
Abstract database «Ukrainica Scientific»


Бази даних


Реферативна база даних - результати пошуку


Вид пошуку
Пошуковий запит: (<.>ID=REF-0000752576<.>)
Загальна кількість знайдених документів : 1

Skalozubov V. 
Qualification of the afterheat removal passive system from the reactor to manage blackout accidents = Кваліфікація системи пасивного відводу тепла від реакторної установки для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням / V. Skalozubov, V. Spinov, D. Spinov, T. Gablaya, V. Kochnyeva, K. Skalozubov // Пр. Одес. політехн. ун-ту. - 2019. - Вип. 3. - С. 19-24. - Бібліогр.: 7 назв. - англ.

Критеріями та умовами кваліфікації працездатності та надійності запропонованої системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням (ПТЗ) є критерії умови ядерної безпеки по максимально допустимим температурам ядерного палива та оболонок тепловиділяючих елементів; за напорам тиску та витратою теплоносія аварійним насосом із пароприводом і габаритними обмеженнями пасивної системи відводу тепла природною циркуляцією. Розроблено консервативну теплогідродинамічну модель кваліфікації системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями з ПТЗ. У результаті розрахункового моделювання, за запропонованою консервативною моделлю встановлено, що проектна стратегія управління аварією з ПТЗ не забезпечує умови ядерної безпеки. Модернізована стратегія управління аварією системою пасивного відведення тепла від реактора забезпечує умови ядерної безпеки за досить консервативних припущень. Відповідно до експериментальних даних О. В. Корольова, працездатність аварійного насоса з пароприводом забезпечена за тиску в реакторі більше 0,3 МПа. За менших тисків, функції безпеки по охолодженню активної зони та підтримки рівня теплоносія в реакторі, забезпечуються кваліфікованою підсистемою пасивного відведення тепла природною циркуляцією. Отримані результати можна використовувати для модернізації ядерних енергетичних установок із метою підвищення ефективності управління аваріями з ПТЗ, а також для вдосконалення симптомно-орієнтованих аварійних інструкцій і керівництв з управління важкими аваріями з пошкодженням ядерного палива. Заропоновану систему управління аваріями з ПТЗ можна доповнити пасивними системами безпеки з відводом пари через парогенератори ядерних енергоустановок із ректорами типа ВВЕР. Запропонована пасивна система є ефективною лише для аварій із ПТЗ і великими течами реакторного контуру (в том числі і для максимальної проектної аварії з розривом реакторного контуру). Наведені результати використовуються в учбовому процесі для підготовки, перепідготовки та підвищення кваліфікації фахівців ядерної енергетики України.


Індекс рубрикатора НБУВ: З47-082.03

Рубрики:

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 
Повний текст  Наукова періодика України 
  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"
 
Національна бібліотека України імені В. І. Вернадського
Відділ наукового формування національних реферативних ресурсів
Інститут проблем реєстрації інформації НАН України

Всі права захищені © Національна бібліотека України імені В. І. Вернадського