Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах

Рассмотрены особенности определения кризиса теплоотдачи при вынужденном движении пароводяного потока в каналах энергетических ядерных реакторов.

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2011
Hauptverfasser:	Шараевский, И.Г., Фиалко, Н.М., Шараевская, Е.И.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2011
Schriftenreihe:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112877
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах / И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 29–34. — Бібліогр.: 21 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-112877
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1128772017-01-30T03:02:48Z Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Шараевская, Е.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій Рассмотрены особенности определения кризиса теплоотдачи при вынужденном движении пароводяного потока в каналах энергетических ядерных реакторов. Розглянуто особливості визначення кризи тепловіддачі при вимушеному русі пароводяного потоку в каналах енергетичних ядерних реакторів. The distinctive features of heat transfer’s crisis determination at the forced motion of vapour-water stream in channels of nuclear power reactors are reviewed. 2011 Article Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах / И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 29–34. — Бібліогр.: 21 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112877 621.039 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Шараевская, Е.И. Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Рассмотрены особенности определения кризиса теплоотдачи при вынужденном движении пароводяного потока в каналах энергетических ядерных реакторов.
format	Article
author	Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Шараевская, Е.И.
author_facet	Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Шараевская, Е.И.
author_sort	Шараевский, И.Г.
title	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
title_short	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
title_full	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
title_fullStr	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
title_full_unstemmed	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
title_sort	проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2011
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112877
citation_txt	Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах / И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, Е.И. Шараевская // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 29–34. — Бібліогр.: 21 назв. — рос.
series	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv	AT šaraevskijig problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisovteplootdačivreaktornyhkanalah AT fialkonm problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisovteplootdačivreaktornyhkanalah AT šaraevskaâei problemyrasčetnogoopredeleniâkrizisovteplootdačivreaktornyhkanalah
first_indexed	2025-07-08T04:48:02Z
last_indexed	2025-07-08T04:48:02Z
_version_	1837052810461446144
fulltext	ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 29 УДК 621.039 ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИЗИСОВ ТЕПЛООТДАЧИ В РЕАКТОРНЫХ КАНАЛАХ © 2011 г. И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко, Е. И. Шараевская Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев Рассмотрены особенности определения кризиса теплоотдачи при вынужденном движении па- роводяного потока в каналах энергетических ядерных реакторов. Ключевые слова: ядерный реактор, парожидкостный поток, кризис теплоотдачи. Известно [1 - 4 и др.], что физические особенности возникновения кризиса теплоотда- чи при кипении жидкости в большом объеме и при ее вынужденном движении в парогенери- рующем канале (ПК) существенно различны. В то время как величина критической плотно- сти теплового потока qкр (КТП) в условиях свободного движения жидкости зависит, главным образом, только от ее недогрева и давления, КТП в ПК обусловливается существенно более сложным комплексом теплофизических и гидродинамических параметров процесса генера- ции паровой фазы. Под влиянием этих параметров двухфазный парожидкостный поток при- нимает различные структурные формы, соответствующие основным классам режимов его течения - пузырьковому, снарядному, эмульсионному, дисперсно-кольцевому и дисперсно- му. В числе наиболее важных параметров, влияющих на формирование структурных форм (режимов течения) потока определяющим образом и обусловливающих конкретные физиче- ские особенности кризисных явлений в ПК, необходимо перечислить следующие основные теплогидравлические характеристики такой кипящей системы: объемные расходы легкой и тяжелой фаз, давление, плотность теплового потока, величина поверхностного натяжения, плотность и вязкость жидкости и пара, геометрия и характерная длина ПК, его ориен- тация и направление движения потока, расстояние от входа до рассматриваемого сечения, способы ввода в канал каждой из фаз (они должны быть учтены при составлении карт режи- мов течения). Указанный комплекс детерминированных интегральных теплогидравлических пара- метров двухфазного потока в ПК оказывает определяющее влияние на формирование соот- ветствующих распределений температур, скоростей, давлений, фаз, энтальпий в потоке и тем самым реально обусловливает конкретные физические особенности теплообмена и гидроди- намики в каждом из основных классов парожидкостных структур. В то же время каждое из указанных распределений в парожидкостном потоке по причине стохастической природы самого процесса кипения подчиняется вероятностным закономерностям, в силу чего все структурные формы двухфазного потока проявляют себя как случайные объекты. Следует подчеркнуть, что физически нечеткий, вероятностный характер режимов течения кипящего потока, а также границ между режимами может дополнительно усложняться рядом объек- тивных факторов. Во-первых, различные структурные формы потока могут сосуществовать по длине ПК. Во-вторых, в ряде случаев парожидкостные структуры могут быть не полно- стью развиты, что существенно усложняет даже визуальную классификацию режимов тече- ния и препятствует установлению границ между ними. Таким образом, из-за вероятностной физической природы самого процесса кипения режимы течения двухфазного парожидкостного потока, а также границы между этими режи- мами являются физически нечеткими, в силу чего принципиально не могут быть идентифи- цированы на основе используемых в настоящее время детерминированных подходов [5]. Наряду с этим именно стохастические характеристики процесса кипения (частота генерации паровой фазы, скорость роста паровых пузырей, геометрические параметры паровых ассоци- аций) применительно к конкретным теплогидравлическим условиям реально обусловливают И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 30 не только характер механизма кризиса теплоотдачи, но также и динамику возникновения и развития кризисных явлений в соответствующем сечении по длине ПК. Показательны в этом отношении данные [2], представленные на рис. 1, которые наглядно иллюстрируют физиче- ский механизм кризиса теплоотдачи 2-го рода. В то время, как переход от пузырькового ки- пения к пленочному, т.е. кризис теплоотдачи 1-го рода, может происходить в условиях глу- бокого недогрева и низкого паросодержания в центральной части ПК, кризис теплоотдачи 2- го рода (рис. 1) возникает только в дисперсно-кольцевом режиме течения и при высоких па- росодержаниях в ядре потока и обусловлен именно испарением жидкостной микропленки, движущейся по стенке канала. Рис. 1. Физические особенности механизма кризиса теплоотдачи 2-го рода в цилиндрическом ПК в режиме дисперсно-кольцевой структу- ры парожидкостного потока: 1 - область пересыхания пристенной жидкостной микропленки; 2 - пристенная жидкостная пленка; 3 - па- ровое ядро потока. На рис. 2 в качестве иллюстрации структурной ди- намики основных классов режимов течения в обогреваемом цилиндрическом ПК при увеличении его тепловой мощности представлены результаты визуализации процесса генерации паровой фазы в парожидкостном потоке по данным [6]. Как следует из этих данных, основные классы парожидкостных структур, последовательно меняясь и изменяя области своей локализации по длине ПК при увеличении плотности теплового потока, формируют его следующие (начиная с нижнего вход- ного сечения) теплогидравлические режимы: режим однофаз- ной конвективной теплоотдачи к турбулентному потоку тепло- носителя; режим начала генерации паровой фазы на теплоот- дающей поверхности (сечения начала кипения при различных плотностях теплового потока на рис. 2 соединены линией А), а также пузырьковый, снарядный, эмульсионный и дисперсно- кольцевой режимы течения с соответствующими областями локализации этих структур. Примечательно, что уменьшение толщины пристенной пленки жидкости в дисперсно- кольцевом режиме течения приводит, как это следует, например, из данных [5 - 7], к подав- лению в ней пузырькового кипения (линия Б), и в дальнейшем сопровождается высыханием этой пленки, т.е. кризисом теплоотдачи 2-го рода (линия В). Последующий переход к дис- персному режиму течения двухфазного потока условной верхней границей имеет линию Г, которая соответствует началу перехода к конвективной теплоотдаче от стенки канала к од- нофазному потоку перегретого пара, в котором отсутствуют капли дисперсной влаги. Рис. 2. Динамика формирования основных классов структурных форм парожидкостного потока при увеличении плотности теплового потока (слева направо) в цилиндрическом ПК в условиях Р = const, ρw = const, iвх = const: 1 - однофазный поток жидкости; 2 - область пу- зырькового, снарядного и эмульсионного ре- жимов течения; 3 - дисперсно-кольцевая струк- тура двухфазного парожидкостного потока; 4 - дисперсный режим течения; 5 - однофазный поток пара. ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 31 Результаты визуализации каждой из вышеуказанных структурных форм парожид- костного потока в цилиндрическом ПК представлены на рис. 3 по результатам восстановле- ния оптических голограмм, которые получены в [5] на основе лазерного зондирования. На рис. 4 по результатам [8] дополнительно представлены характерные особенности основных типов структурных форм двухфазного парожидкостного потока в кольцевом ПК с централь- ным обогреваемым стержнем. Рис. 3. Основные режимы течения двухфазного парожидкостного потока в цилиндрическом ПК. Рис. 4. Характерные особенности некоторых режимов течения двухфазного парожидкостного потока в кольцевом ПК: а - снарядный режим; б - снарядно- кольцевая структура; в - дисперсно-кольцевой режим. Высокая сложность, вероятностная при- рода, стохастический характер теплогидравли- ческих процессов, сопровождающих кризисы теплоотдачи 1-го и 2-го рода, а также отсутствие надежных методов идентификации (распозна- вания) кризисных явлений в ПК серьезно затруд- нили разработку надежных эмпирических рас- четных зависимостей для определения КТП. Ука- занные объективные факторы обрекли на неудачу также и все предпринятые ранее попытки автоматического распознавания применительно к реальным условиям эксплуатации активных зон (АкЗ) энергетических ядерных реакторов (ЯР) не только кризисных явлений, но и режимов течения двухфазного парожидкостного по- тока. В полной мере изложенное следует отнести и к распознаванию режима начала кипения (нижней границы пузырьковой структуры потока). Свидетельством значительного дефицита надежной информации о физическом меха- низме возникновения и развития кризисных явлений при кипении теплоносителя в ПК могут служить также следующие факты. Авторы не только современных учебных пособий по теп- лообмену, но также и известных монографий в области теплофизических и гидродинамиче- ских процессов при кипении трактуют механизм кризисных явлений с различных, причем в ряде случаев взаимно исключающих и недостаточно экспериментально обоснованных пози- ций. Таковы, в частности, модели кризиса теплоотдачи на основе гидродинамического [9 и др.], термодинамического [10] и теплового [11 и др.] модельных подходов. Единственным исключением следует считать экспериментально подтвержденную (главным образом только для условий кипения в большом объеме) модель кризиса 1-го рода [12 и др.], которая осно- вана на анализе структурной динамики роста сухих пятен в макрослое. Характерно, что, например, в обзоре [13], выполненном с позиций анализа указанной проблемы применительно к американской учебной литературе по теплообмену, обращается внимание на следующее обстоятельство, которое, в целом, характерно также и для совре- менного состояния исследований в области КТП. В этой работе отмечается, что рекомендо- ванные в учебных пособиях расчетные зависимости для определения КТП в большинстве И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 32 случаев оценивают этот предел форсирования процесса теплообмена безотносительно к типу сформировавшейся в ПК парожидкостной структуры. Естественно, что авторами этих рас- четных соотношений не принимаются во внимание и современные представления о физиче- ской природе кризиса теплоотдачи 1-го рода. В [13], в частности, отмечается, что для расчет- ной практики вплоть до настоящего времени продолжают рекомендоваться не только раз- личные, но также и претендующие на универсальность для любых режимов течения двух- фазного потока расчетные зависимости по КТП, многие из которых были разработаны еще в середине минувшего века. С другой стороны, в работе [5] обоснованно отмечается, что по- пытки найти некую универсальную закономерность возникновения кризиса теплоотдачи и, следовательно, получить единую расчетную зависимость по КТП для различных типов структурных форм двухфазного парожидкостного потока (т.е. для всего практически исполь- зуемого диапазона паросодержаний потока) следует считать абсолютно бесперспективными. В этом же контексте в ряде относительно недавних обзорных работ, таких, например, как [4], также подчеркивается, что надежных и универсальных обобщающих эмпирических соотно- шений для расчета КТП в широкой области режимных и геометрических параметров факти- чески не существует. Аргументированность сформулированной в [4, 14 и др.] точки зрения на принципиальную необоснованность подходов к обобщению экспериментальных данных по КТП при отсутствии информации о реальной структуре двухфазного парожидкостного потока, а также без учета конкретных физических особенностей механизма кризисных явле- ний в ПК подтверждается очевидными фактами. Так, в последние десятилетия в ведущих странах мира ведутся интенсивные работы по формированию представительных банков данных по значениям КТП для основных типов ПК (трубы, кольцевые каналы, стержневые сборки ТВЭЛ) [15 - 17] с целью выработки на их основе расчетных рекомендаций для определения qкр, а также создания скелетных таблиц [18] для определения этого важнейшего эксплуатационного параметра АкЗ ЯР. Вместе с тем, как подчеркивается в ряде аналитических обзоров [4, 7 и др.], опыт этих работ убедительно показал, что имеют место значительные ограничения на возможность использования для этих целей тех эмпирических расчетных зависимостей и экспериментальных данных по qкр, которые были получены различными авторами за весь более чем полувековой период иссле- дований КТП в ПК. Указанные ограничения проявляются в следующем. Во-первых, извест- ные экспериментальные корреляции по КТП, как правило, справедливы только для узкого диапазона режимных и геометрических параметров. Во-вторых, попытки экстраполяции этих расчетных соотношений за пределы диапазона применимости указанных экспериментальных корреляций приводят не только к количественным, но и качественным отличиям от реальных значений КТП. Вышеприведенное рассмотрение проблем аварийной теплогидравлики АкЗ водоохла- ждаемых ЯР, связанных с требованием надежной идентификации кризисных явлений в ПК, позволяет заключить следующее. Конкретные физические особенности механизма кризиса теплоотдачи в ПК при до- стижении КТП, а также соответствующая динамика развития в двухфазном парожидкостном потоке предкризисных явлений определяются не только уровнем плотности теплового пото- ка, достигнутым на теплоотдающей поверхности, но также и структурными характеристика- ми этого потока, т.е. режимом его течения. Ввиду отсутствия надежных, эффективных и бесконтактных измерительных средств, предназначенных для контроля структурных характеристик парожидкостного потока (обзо- ры существующих методов контроля режимов течения выполнены, например, в [5, 7]), в по- давляющем большинстве экспериментальных исследований КТП контроль режимов течения двухфазного парожидкостного потока, включая предкризисную область, не был обеспечен. Одной из первопричин существенного расхождения экспериментальных данных раз- личных авторов по КТП в ПК является отсутствие возможностей надежной идентификации таких вероятностных объектов, какими являются кризисы теплоотдачи 1-го и 2-го рода. ПРОБЛЕМЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 33 Попытки ряда авторов получить универсальную эмпирическую зависимость для рас- чета КТП на основе экспериментальных данных, относящихся к различным режимам тече- ния и физическим механизмам возникновения кризиса теплоотдачи, не могут быть признаны правомерными. Вероятностные внутренние физические характеристики процесса кипения (частота генерации паровой фазы, скорость роста паровых пузырей, геометрические параметры паро- вых ассоциаций) обусловливают конкретные особенности механизма возникновения кризис- ных явлений в ПК. Эффективный косвенный контроль внутренних характеристик процесса генерации паровой фазы на поверхности ТВЭЛ в реальных условиях эксплуатации может быть обеспе- чен на основе использования информации, содержащейся в стохастических флуктуационных составляющих сигналов датчиков давления, нейтронного потока, а также гидравлического сопротивления ПК непосредственно в АкЗ энергетических ЯР. Получение диагностической информации о характере процесса фазового перехода при кипении на теплоотдающей поверхности ТВЭЛ непосредственно в ЯР может быть обеспече- но на основе разработки методов автоматической идентификации технологических режимов АкЗ [19 - 21 и др.]. Разработка методов автоматического распознавания кризиса теплоотдачи на поверх- ности ТВЭЛ в условиях вынужденного движения теплоносителя применительно к основным типам парожидкостных структур обусловливает необходимость анализа механизма кризис- ных явлений в ПК с целью выбора информативных диагностических признаков, а также раз- работки эффективных моделей распознавания этих вероятностных объектов. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Толубинский В. И. Теплообмен при кипении. - К.: Наук. думка, 1980. - 315 с. 2. Тонг Л. Кризис кипения и критический тепловой поток: Пер. с англ. - М.: Атомиздат, 1976. - 100 с. 3. Хьюит Дж. Критическая плотность теплового потока при кипении в условии вынужденного движения // Теплообмен: достижения, проблемы, перспективы: Тр. 6-й Междунар. конф. по теп- лообмену. - М.: Мир, 1981. - С. 7 - 73. 4. Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Теплообмен в ядерных энергетических установках. - М.: Энергоатомиздат, 2000. - 456 с. 5. Левитан Л. Л., Боревский Л. Я. Голография пароводяных потоков. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 152 с. 6. Хьюит Дж., Холл-Тейлор Н. Кольцевые двухфазные течения: Пер. с англ. - М.: Энергия, 1984. - 408 с. 7. Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика двухфазных потоков в атом- ной и тепловой энергетике: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 424 с. 8. Сато Т., Хаясида И., Мотода Т. Влияние пульсаций расхода на критический тепловой поток // Достижения в области теплообмена: Сб. ст. / Пер. с англ. - М.: Мир, 1970. - С. 231 - 251. 9. Кутателадзе С. С. Гидромеханическая модель кризиса теплообмена в кипящей жидкости при свободной конвекции // Журнал технической физики - 1950. - Т.20, № 11. - С. 1389 - 1392. 10. Скрипов В. П. Кризис кипения и термодинамическая устойчивость жидкости // Тепло- и массо- перенос. - Минск: Изд-во АН БССР, 1962, т. 2. - С. 60 - 65. 11. Кружилин Г. Н. Теплоотдача от горизонтальной плиты к кипящей жидкости // Докл. АН СССР. - 1947. - Т. 58, № 8. - С. 1657 - 1660. 12. Лабунцов Д. А. Вопросы теплообмена при пузырьковом кипении жидкостей // Теплоэнергетика. - 1972. - № 9. С. 14 - 19. 13. Lienhard J. H. Learning and teaching heat transfer // Heat Transfer Engineering. - 1985. - Vol. 6, No. 3. - Р. 26 - 34. 14. Дорощук В. Е. Кризисы теплообмена при кипении воды в трубах. - 2-е изд. - М.: Энергоатомиз- дат, 1983. - 120 с. 15. Бобков В. П. Центр теплофизических данных для ядерных энергетических установок // Атомная энергия. - 1982. - Т. 53, № 3. - С. 183 - 187. И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО, Е. И. ШАРАЕВСКАЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 34 16. Козина Н. В., Блохин В. И., Бобков В. Т. и др. Библиотека данных по теплогидравлическим про- цессам // Атомная энергия. - 1987. - Т. 63, № 2. - С. 100 - 105. 17. Смолин В. Н., Шпанский С. В., Есиков В. И. и др. Экспериментальные данные и методика расчета при кипении воды, циркулирующей в трубах с равномерным и неравномерным тепловыделением // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. - 1979. - Вып. 5(9). - С. 26 - 35. 18. Методика разработки стандартных справочных данных по критическим тепловым потокам в трубах при равномерном обогреве / П. Л. Кириллов, В. П. Бобков, Э. А. Болтенко и др. // Пре- принт ФЭИ-2030. - Обнинск, 1989. - 30 с. 19. Скартон Х. А., Макдональд Д. Ф., Кэрри У. М. Обзор акустических методов обнаружения кипе- ния в ядерных реакторах // Аэрогидромеханический шум в технике: Пер. с англ. / Под. ред. Р. Хиклинга. - М.: Мир, 1980. - С. 166 - 198. 20. Ломакин С. С. Ядерно-физические методы диагностики и контроля активных зон реакторов АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 120 с 21. Мельников В. И., Усынин Г. Б. Акустические методы диагностики двухфазных теплоносителей ЯЭУ. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 160 с. ПРОБЛЕМИ РОЗРАХУНКОВОГО ВИЗНАЧЕННЯ КРИЗ ТЕПЛОВІДДАЧІ У РЕАКТОРНИХ КАНАЛАХ І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко, О. І. Шараєвська Розглянуто особливості визначення кризи тепловіддачі при вимушеному русі пароводяного потоку в каналах енергетичних ядерних реакторів. Ключові слова: ядерний реактор, парорідинний потік, криза тепловіддачі. PROBLEMS OF CALCULATION DETERMINATION OF HEAT TRANS FER’S CRISES IN REACTOR CHANNELS I. G. Sharaevsky, N. M. Fialko, E. I. Sharaevskaya The distinctive features of heat transfer’s crisis determination at the forced motion of vapour-water stream in channels of nuclear power reactors are reviewed. Keywords: nuclear reactor, wapor-liquid flow, heat transfer’s crisis. Поступила в редакцию 24.11.10

Проблемы расчетного определения кризисов теплоотдачи в реакторных каналах

Institution

Ähnliche Einträge