Топлофизика на ядрените реактори Велев
Сумата се прибавя директно в кошницата
10.26 лв.
За повече информация: order@kopieto.com
Съдържание
СЪДЪРЖАНИЕ
СПИСЪК НА СЪКРАЩЕНИЯТА
УВОД
ГЛАВАI
ТОПЛОТЕХНИЧЕСКА НАДЕЖДНОСТ НА ЯДРЕНИТЕ РЕАКТОРИ
1.1. Общи понятия 10
1.2. Определящи параметри и определящи функции на
топлотехническата надеждност 12
1.3. Вероятностен характер на определящите функции 16
,1.4. Класификация на случайните отклонения на параметрите от
техните номинални стойности 21
1.5. Количествени показатели на топлотехническата надеждност 27
1.6. Физически смисъл на количествените показатели на
топлотехническата надеждност. 29
1.7. Методи за повишаване на топлотехническата надеждност на
ядрените реактори 38
1.8. Хидравлично профилиране на активната зона на ядрените реактори
ГЛАВА И 54
ТЕРМОХИДРАВЛИЧНИ ПРОЦЕСИ И РЕЖИМИ В ПАРАЛЕЛНИ КАНАЛИ В АКТИВНАТА ЗОНА НА ЯДРЕНИТЕ РЕАКТОРИ
2.1. Термохидравлично пресмятане на ядрените реактори. Въведение 54
2.8.2. Коефициент на конвективен топлообмен при локално кипене. 89
2.8.3. Коефициенгна конвективен топлообмен при развито кипене 91
^ 2.8.4. Коефициент на конвективен топлообмен при еднофазен флуид - пара 91 /ц ■ 2.9. Кризис на топлообмена 91
ГЛАВА III 99
ТЕРМОХИДРАВЛИЧНО ПРЕСМЯТАНЕ НА ЕДИНИЧЕН КАНАТ ОТ АКТИВНАТА ЗОНА
у 3.1. Типове и конструктивни особености на каналите на активната зона. 99 3-2. Пресмятане на канал по усреднени параметри на топлоносителя по сечението на канала 99
3.3. Пресмятане на температурите в топлоотделящите елементи 107
k ’.„ЗЛ. Клетъчно пресмятане на канал с цилиндрични топлоотделящи _ елементи Ц5
'И'3.5. Топлинно пресмятане на канал и междуканално пространство 120 ; Ц3.6. Пресмятане на активната зона и циркулационния контур на реактора 124 ... 3.6.1. Пресмятане на системата от паралелни канали на активната зона 124 3.6.2. Пресмятане на циркулационния контур на реактора 126
■*3.7. Особености при пресмятането на циркулационния контур на
корпусни кипящи реактори ' i22
ГЛАВА IV т
ТОГШОФИЗИЧНИ ПРОЦЕСИ В ЯДРЕНИТЕ РЕАКТОРИ В ПРЕХОДНИ И
АВАРИЙНИ РЕЖИМИ
ГЛАВА V leg
ТЕРМОХИДРАВЛИЧЕН АНАЛИЗ НА ПРЕХОДНИ И АВАРИЙНИ РЕЖИМИ НА РЕАКТОРИ С ВОДА ПОД НАЛЯГАНЕ
^ 5.1. Авария на водо-водни реактори със загуба на топлоносител при ui голямо изтичане 165
J 5.2. Авария на ВВЕР със загуба на топлоносител при малко изтичане 173
15.3. Авария с малко изтичане от първи контур с пълна загуба на САОЗ-ВН. 184
5.3.1. Развитие на процесите без намеса на оперативния персонал 185
5.3.2. Резултати от анализите с отчитане на действията на
* - оперативния персонал ^91
■ Аварийни режими с изменение на реактивността на активната зона 196
\ '5.5. Авария,с пълна загуба на подхранващата вода за парогенераторите с приложение на процедура Feed & Bleed за аварийно охлаждане на активната зона. 203
5.6. Авария, свързана с нарастване на масата на топлоносителя в първи контур