Повышение эффективности некоторых средств обеспечения безопасности АЭС при разгерметизации реакторного контура
Диссертация
Автор защищает: результаты по определению реактивных усилий, полученные экспериментальным путем, при проливке вставок-ограничителей течи различной геометрии (в диапазонах изменения начальных давлений 1,0 — 2,1 МПа и различных недогревах воды до температуры насыщения) — экспериментально полученные расходные характеристики в указанных диапазонахметодику расчета вставок, ограничивающих реактивные… Читать ещё >
Список литературы
- Авдеев А.А., Майданик В. Н., Селезнев Л. И., Шанин В. К. Расчет критического расхода при истечении насыщенной и недогретой воды через цилиндрические каналы.-«Теплоэнергетика», 1977, № 4, с. 36.
- Алешин В.С., Калайда Ю. А., Фисенко В. В. Исследование адиабатного истечения воды через цилиндрические каналы.-«Атомная энергия», 1975, т.38, вып.6.
- Алешин В.С., Калайда Ю. А., Фисенко В. В. Истечение двухфазного теплоносителя высоких параметров через цилиндрические каналы различной геометрии.-«Атомная энергия», 1975, т.82, № 6.
- Алешин B.C. Некоторые особенности структуры потока при критическом режиме истечения вскипяющей воды через цилиндрические каналы. «Атомная энергия», 1979, т.47, выл.1, с. 12.
- Букринский A.M., Ржезников Ю. В. и др. Система локализации аварии АЭС с ВВЭР-440. М., 1974, 140 с.
- Букринский A.M., Фукс Р. Л. Многоэлементная модель для расчетного исследования аварии с потерей теплоносителя на АЭС.-«Тепло-энергетика», 1977, № 7, с. 77.
- Вайсман М.Д. Термодинамика парожидкостных потоков. Изд. Энергия, Ленинградское отделение, 1967, 273 с.
- Вскипающие адиабатные потоки. Под ред. Зысина В. А., М., Атомиз-дат, 1976, 152 с.
- Вукалович М.П., Ривкин С.JI.Александров А. А. Таблицы теплофи-зических свойств воды и водяного пара. Государственная служба стандартных справочных данных, 1972, 4−06 с.
- Гвоздиковский В.А. Современные средства измерения деформаций в испытательных машинах, М., 1979, 51 с.
- Гордон Б.Г. Экспериментальное и теоретическое исследование нестационарных процессов, происходящих в герметичных помещениях АЭС при разуплотнении контура высокого давления.-Автореф. канд.дис., 1976. /ВТЙ/.
- Гордон Б.Г., Мальцев Б. К., Богдан С. Н. Исследование изменения параметров среды в герметичном помещении при разуплотнении контура высокого давления.-«Теплоэнергетика», 1977,№ 2, с. 62.
- Дейч М.Е., Филиппов Г. А. Газодинамика двухфазных сред.М.-Л., «Энергия», 1968. с
- Дейч М.Е. Техническая газодинамика. Изд."Энергия", М., 1974.
- Дементьев Б.А., Аль-Бахили Х.М. Определение нестационарного расхода вскипающего теплоносителя при внезапном разуплотнении сосуда высокого давления.-«Теплоэнергетика», 1981, № 2, с. 26.
- Доклады, представленные на II международную конференцию ООН по мирному использованию атомной энергии. Ядерные реакторы иядерная энергетика. М., 1958.
- Калайда Ю.А., Фисенко В. В., Сычиков В. И. 0 структуре двухфазного потока в критическом сечении.-«Теплоэнергетика», 1976, № 3,с.88.
- Калайда Ю.А., Арсентьев В. В., Фисенко В. В., Цизин Б. М. Истечение теплоносителя при потере герметичности реакторного контура.М., Атомиздат, 1977, 127 с.
- Карасев Э.К., Вазингер В. В., Мингалеева Г. С., Трубкин Е. И. Исследование адиабатического расширения воды с линии насыщения в соплах Лаваля.-«Атомная энергия», 1977, т.42, вып.6, с. 478.
- Кеворков Л.Р., Лутовинов С. З., Тихоненко Л. К. Влияние масштабных факторов на критический расход насыщенной воды из прямых трубс острой входной кромкой.-«Теплоэнергетика», 1977, № 7, с. 72.
- Келлер В.Д. Исследование стационарного адиабатного истечения горячей воды при высоких давлениях через цилиндрические каналы. Автореф.дис.на соиск.учен.степени канд.техн.наук.Н., 1974 (ВТИ).
- Келлер В.Д., Мальцев В.К., Хлесткин Д. А. В сб.: Тезисы докладов на 5-й Всесоюзной конференции по теплообмену и гидравлическому сопротивлению при движении двухфазного потока в элементах энергетических машин и аппаратов. Л., 1974, с. 235.
- Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок. М., 1969.
- Лабунцов Д.А., Авдеев А.А, Обобщение опытных данных по критическому истечению вскипающих жидкостей.-«Теплоэнергетика», 1978, № 9, с. 71.
- Леви С. Расчет двухфазного критического расхода.-«Труды амер. об-ва инженеров-механиков.Сер.С.Теплопередача», 1965,№ 1,с.64.
- Мальцев Б.К., Хлесткин Д. А., Келлер В. Д. Экспериментальное исследование истечения насыщенной и недогретой воды при высоких давлениях.-«Теплоэнергетика», 1972, № 6, с. 61.
- Муди Ф. Максимальный расход однокомпонентной двухфазной смеси.-«Труды амер. об-ва инженеров-механиков.Сер.С.Теплопередача», 1965, № 1, с. 160.
- Муди Ф. Максимальный расход двухфазного потока при истечении из резервуара через трубки.-«Труды амер. об-ва инженеров-механиков.Сер, С. Теплопередача», 1966, № 3, с. 187.
- Муди Ф. Модель критического режима течения двухфазной смеси и скорости звука, основанная на механизме распространения импульса давления.-«Труды амер. об-ва инженеров-механиков .Сер.С'.'Теп-лопередача», 1969, № 3, с. 84.
- Преображенский В.П. Теплотехнические измерения и приборы, М., «Энергия», 1978, с. 703.
- Ркезников Ю.М., Индурский М. С., Лифшиц Э.В. В сб.: Труды ВТИ.-М., Энергия, 1977, вып.II.
- Салтанов Г. А. Системные исследования гидродинамики и тепломассообмена атомных энергетических установок за рубежом.-«Теплоэнергетика», 1981, № 9, с. 66.
- Салтанов Г. А. Системные исследования гидродинамики и тепломассообмена атомных энергетических установок за рубежом.-«Теплоэнергетика», 1981, № 10, с. 71.
- Синельников-Мулилев Г. А., Михайлов А. И. Современные методы и аппаратура для измерений усилий. ЦНИИ ТЭИ, Приборостроения, М., 1975, 81 с.
- Тихоненко Л.К., Кеворков Л. Р., Лутовинов С. З. Исследование локальных параметров критического потока горячей воды в прямых трубах с острой входной кромкой.- «Теплоэнергетика», 1978, № 2, с. 41.
- Сиов Б.Н. Истечение жидкости через насадки в среды с противодавлением. М., «Машиностроение», 1968.
- Тензометрирование в машиностроении. Под ред. Р. А. Макарова. М., «Машиностроение», 1975, 287 с.
- Тихоненко Л.К., Кеворков Л. Р., Лутовинов С. З. Критические расходы горячей воды при истечении из труб.- «Теплоэнергетика», 1979, с. 32.
- Тихоненко Л.К., Карасев Э. К., Лутовинов С. З., Габараев Б. А., Трубкин Е. Й. Исследование характеристик вставок ограничения расхода при моделировании аварийной разгерметизации контура реактора.-«Атомная энергия», 1980, т.49, вып.2, с. 83.
- Фауске Г., Генри Р. «Труды амер.инженеров-механиков.Сер.С.Теплопередача», 1971, № 2, с. 47.
- Фисенко В.В. Критический расход двухфазной смеси при нарушении герметичности первого контура ЯЭУ.-«Атомная техника за рубежом», 1975, № 7, с. 26.
- Фисенко В.В. О показателе изоэнтропы в критическом потоке двухфазной смеси.-«Известия АН СССР. Энергетика и транспорт», 1976, № 4.
- Фисенко В.В. О скорости распространения волны возмущения в двухфазной смеси.-«Атомная техника за рубежом», 1977, № 5,с.41.
- Фисенко В.В. Критические двухфазные потоки. М., Атомиздат, 1978, 159 с.
- Фисенко В.В., Алферов А. В., Тошева В. В. Динамика на изменение на калягането в зищитната обвивка на атомен реактор при аварийна разгерметизация на контура на теплоносителя.-«Енергети-ка», 1982, № 3, с. 22.
- Фисенко В.В., Алферов А. В., Тошева В. В. Расчет изменения параметров среды в защитной оболочке ядерного реактора при поступлении в нее теплоносителя.-«Известия ВУЗ. Энергетика», 1983, № 6,
- Фисенко Б.В., Алферов А. В., Тошева В. В. Теоретические основы и перспективы использования судового двухфазного прямоточного двигателя-движителя.
- Фисенко В.В., Сычиков В. И. О потере давления в трубе при истечении из нее критического двухфазного потока.-«Теплоэнергетика», 1976, № 8, с. 83.
- Хлесткин Д.А., Канищев В. П. Характерные режимы истечения горячей воды.-«Теплоэнергетика», 1977, № 3, с. 69.
- Хлесткин Д.А., Канищев В. П. Истечение пароводяной смеси высокого давления через цилиндрические каналы.-«Известия АН СССР. Энергетика и транспорт», 1979, № 3, с. 138.
- Ashwarth C., Barton D. Fressure Suppression. «Nucl.Ing.», 1962, v.7, N75, p.313.
- Bergstrom R., Chittendem W. Reactor-containment engineering -our ecsperience to date."Nucleonics", 17, N4, 1959, p.89″
- Brosch D., Karwat H. The development of pressure differentials across containment."Containment and Sitting of nuclear power plants". Intern, atomic, energy agency. Vienna, 1967, p.365.
- Erosch Э. ZOGO V, Ein Rechenmodell zur Berechnung von zeit-lichen und ortlichen Druckverteilungen in Reaktorsichereitsbe-haltern, Laboratorium fur Reaktorregelung und Anlagen sicherung, Techni sche Universtat I.'unchen, Interner Bericht /Cktober/1970.
- Barton D.B., Aschwortn C.P., lanssen E., Robeins C.H. Predicting Faximum Pressures in Pressure Suppression Reactor Containment, An ASIYIE Publication, paper number 6I-WA-22?, 1562.
- Brosch D. Z0C0 V, Ein Rechenmodell zur Berechnung von zeit-licben und otlicher Druckverteilung in Reaktorsicherheitsbe-haltern, Laboratorium fur Reaktorregelung und Anlagensicherung, Technische Universitat Funchen, РЛШ, Ю4, /April 1972/.
- Brosch D. ZOCO V, A Computer Code For the Calculation of ti-me-and Space-Dependent Pressure Distributions in Reactor Containments, Nuclear Engineering and Design 23 /1972/, p.239*
- Brosch D. Instationare Druckverlaufe in Druckabbausystemen, Vergleich zweschen Theorie und Experiment, лТКЕ 19, 4, 1972, p.301.
- Fauske H.K. The Discharge of Saturated '.Vater through Tubes.-Heat Transter Cleveland."Chem. Eng. Frogress", Symposium Series, 1565, vol.61, N59, p.210.
- Fauske H.K. Critical flow and velocity of soun in two-phase one-component droplet flow. «Power Reactor Technology and Reactor Fuel Processing, 1967, v.10, N1, p.27.
- Fauske H.K. Symp. on Two-Phase Flow Dynamics, Eindhoven, Holland, Sept.4−9, 1967, p.639.
- Henry R.E., Fauske H.K., McCamas 3. Two Phase Critical Flow at Low Qualities. Part. 1. „Experimental. Nuclear Science and Eng.“, 1970, vol.41, N1, p.79.
- Henry R.E. The Two-Phase Critical Discharge of Initialy Saturated or Subcooled Liquid, „Nucl. Sci. and Eng.“, 1970, v.4I, N3, p.336.
- Kolflat A., Chittenden V/. A new approach to the design of containment shells for atomic power plats. Chicago, v.19,1957.70.- Kolflat A. Besults of 1959 nuclear power plant containment tests. Frepr. Fuel. Eng. and Sci. Conf., v.1С, I960.
- Kellerman 0., Seipel H. Analysis of the improvement in Safety obtained by a containment.-„Containment and Sitting of nuclear power plants“. Intern, atomic energy agency., Vienna, 1967.
- Kono K., Omori H. Nuclear Ship Propulsion, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1961.73» Kiiper K., Ionghans J. Ein program zur dinamisch’en Berechnung des Druckverlufs in dekoppelten Volumina, ATKE, 17, N3, 1971, p.163.
- Karwat H., Wolfert K. BRUCH-D-A Digital Program for Pressurized Water Reactor Blowdown Investigations. «Nucl. Eng. and Design», 1970, N11, p.241.
- Miller D.R. Pressure Suppression Containment Design. Current State of the Art. «Paper. Amer. Soc. Mech. Eng.», 1968,1. N WA/NE I, p.I.
- Landsbery P.T. Problems in Thermodinamics and statistical phisic sics. PICN, London, 197I.
- Mesarovic M., Gaberscec B. Pressure-temperature transients for containment design of water-cooled reactors. «Nuclear Engineering and Design», v.17, 1971, N3, p.428.
- Ogasawara H.A. Theoretical Approach to Two-Phase Critical Flow. «Bulletin of the ASME», 1969, vol.12, N52, p.847.
- Ryley D., Parker G. Two-Phase Critical Discharge of Initialy Saturated or Subcooled Liquid. «Nucl. Sci. and Eng.», 1970, v.41, N3, p.336.
- Seipel H., Menhardi D. Differenzdruckerwischen den Roumen eines. Sichacheitsbendifers nocg einem Primarkreisbruch. ATKE, 13, N6, 1958, p.401.
- Trembly P.E., Andrews D.G. Nuclear Science anc1 Engineering, 1971, N4, p.I.
- Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке цилиндрического сопла-вставки, в зависимость от начальных значений давления и температуры
- Начальное давление 1,0 МПа
- Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке вставки с профилем сопло Лаваля, в зависимости от начальных значений давления и температуры
- Угол конусности диффузора 20°
- Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке вставки с профилем сопло Лаваля, в зависимости от начальных значений давления и температуры
- Угол конусности диффузора 40°
- Значения расхода и реактивного усилия, полученные при проливке вставки с профилем сопло Лаваля, в зависимости от начальных значений давления и температуры