Диссертация
№ АААА-В16-516012980051-8Модели и методы анализа аварийных процессов с фазовыми переходами и перемещением материалов внутри корпуса быстрого реактора
29.01.2016
Объект исследований: реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН). Проведены исследования моделей, методов и алгоритмов для численного моделирования процессов тепло- и массообмена с фазовыми переходами и перемещением материалов, закономерности протекания аварий с плавлением материалов активной зоны. Цель: анализ и обоснование безопасности реакторов БН. Осуществлено системное рассмотрение развития аварий с плавлением активной зоны, получены новые данные о закономерностях их протекания, разработаны новые модели, методы и алгоритмы для изучения процессов с фазовыми переходами и перемещением материалов, представлены новые аналитические решения. Сделан существенный вклад в обоснование безопасности реакторов БН: созданы и верифицированы модели, с помощью которых выполнен системный анализ проектной и запроектной аварий.
ГРНТИ
30.17.35 Тепломассоперенос
27.35.45 Математические модели теплопроводности и диффузии
44.33.31 Энергетические атомные установки
Ключевые слова
СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ
МОДЕЛИ
ФАЗОВЫЕ ПЕРЕХОДЫ
БЕЗОПАСНОСТЬ
АВАРИИ
РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Детали
Автор
Власичев Герман Николаевич
Вид
Докторская
Целевое степень
Доктор технических наук
Дата защиты
24.12.2015
Организация защиты
федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева"
Организация автора
федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева"
Похожие документы
Анализ переходных процессов в реакторах БН-600 и БН-800 с предложениями по принятию регулирующих решений
0.933
ИКРБС
Расчетные исследования тяжелых аварий перспективного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
0.926
НИОКТР
ПРОВЕДЕНИЕ ИССЛЕДОВАНИЙ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ НА МОДЕЛИ БАКА РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В РАЗЛИЧНЫХ РЕЖИМАХ РАБОТЫ
0.916
ИКРБС
Разработка метода и проведение исследований термомеханического взаимодействия сборок активной зоны быстрых натриевых реакторов
0.915
Диссертация
Математическое моделирование радиационных последствий эксплуатации ЯЭУ, включая запроектные аварии с плавлением активной зоны. Анализ экспериментальных исследований. Дегазация натриевого теплоносителя. Создание новых поколений вычислительных алгоритмов, моделей и программных средств для инновационных ядерных и термоядерных энерготехнологий и ядерного топливного цикла
0.912
ИКРБС
Развитие расчетных моделей теплогидравлических процессов в реакторной установке АЭС с ВВЭР и с реакторами на быстрых нейтронах в условиях проектных и запроектных аварий с предложениями по принятию регулирующих решений.
0.912
НИОКТР
Разработка моделей и исследование процессов тепломассопереноса в реакторе с натриевым теплоносителем
0.911
Диссертация
Проведение трехмерных расчетных исследований и анализ результатов течения теплоносителя в реакторе при расхолаживании через межпакетное пространство
0.909
ИКРБС
ДОРАБОТКА И ВЕРИФИКАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОГО МОДУЛЯ КОДА МОДЕЛИРОВАНИЯ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЙ, РАЗРАБОТКА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ГЕТЕРОГЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РУ БН-1200М
0.909
ИКРБС
Создание учебной исследовательской лаборатории и формирование кадрового резерва проекта «Новая технологическая платформа замкнутого топливного цикла и реакторы на быстрых нейтронах»
0.908
НИОКТР