Теплофизические исследования для оценки безопасности перспективных ядерных энергетических установок

• Veröffentlicht in: Ядерна та радіаційна безпека
• Datum: 2016
• Hauptverfasser: Авраменко, А.А., Ковецкая, М.М., Кравчук, А.В., Ковецкая, Ю.Ю.
• Format: Artikel
• Sprache: Russian
• Veröffentlicht: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2016
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129892
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: 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.

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. 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. 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.