Побудовано двозонну одновимірну математичну модель руху, тепломасообміну та горіння коксозольної суміші у надшаровому просторі реактора з циркулюючим киплячим шаром. Проведено широкі числові дослідження особливостей процесів переносу в ядрі потоку та кільцевій області біля стінок.

На базі методу граничних елементів запропоновано методику числового розв'язання тривимірних стаціонарних задач радіаційного та кондуктивного теплообміну за наявності внутрішніх джерел теплоти. Розроблено універсальне програмне забезпечення для розв'язання тривимірних задач складного теплообміну в неоднорідних тілах за різних комбінацій граничних умов. Проведено тестування програмного забезпечення та виконано розрахунки температурних полів для умов складного теплообміну в тунельній печі і ростовому вузлі кристалізатора.

Уперше для багатокомпонентних сумішей хімічно активних речовин запроваджено термодинамічне обгрунтування поняття "потенціал хімічного елемента" як характеристики суміші щодо масообміну в процесах хіміко-термічної обробки. Розроблено способи обчислення потенціалів хімічних елементів та створено програмний продукт GaS як один з інструментів інженерного аналізу та проектування процесів перенесення хімічних елементів у гетерогенних системах. Запропоновано модель твердого розчину проникнення та розроблено методику кінетичного опису перенесення вуглецю між технологічною атмосферою (ТА) і розчином вуглецю в металі, яка припускає існування лише статистично незалежних учасників взаємодії. Наведена методика уперше встановлює таке співвідношення між поняттями "різниця вуглецевих потенціалів" і "коефіцієнт провідності за вуглецем" системи ТА - твердий матеріал (ТМ), яке узгоджене з термодинамікою необоротних процесів. За результатами кінетичного експерименту встановлено можливість контролю потоку кисню між ТА і ТМ шляхом вимірювання електрорушійної сили кисневого зонду та комп'ютерної обробки результатів вимірювання.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-011

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж64699 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Представлена математическая модель гидродинамики и теплообмена в теплонапряженном канале активной зоны ядерного реактора. На основе модели проанализированы характеристики двухфазных потоков в вертикальном канале при равномерном и неравномерном обогреве канала.

Наведено результати розробки методичного забезпечення для підвищення точності вимірювань параметрів двофазних водяних потоків як теплоносія ядерних енергетичних установок. Зазначено, що основною проблемою точності та достовірності є особливості цих потоків, параметри яких вимірюються тільки специфічними засобами, зокрема системами технічного зору. Вдосконалено процес вимірювання параметрів двофазних водяних потоків (ДВП) за допомогою системи технічного зору (СТЗ), завдяки застосуванню функції опуклої оболонки, яка дозволяє підвищити точність вимірювання параметрів об'ємного паровмісту у ДВП. Набув подальшого розвитку оптичний метод дослідження ДВП за рахунок використання сучасних фільтрів обробки цифрових зображень. Запропоновано методику дослідження перехідного процесу зміни об'ємного паровмісту (ОП) під час переходу теплоносія в двофазний стан. Набув подальшого розвитку метод підвищення точності вимірювання ОП, завдяки вдосконаленню технології візуалізації ДВП і застосуванню функції опуклої оболонки. Запропоновано до використання методику калібрування СТЗ, що дозволяє виключити нелінійні викривлення на одержаних цифрових зображеннях. Вдосконалено метод оцінювання та збільшення достовірності вимірювання ОП за площею проекції парових пузирів у ДВП за рахунок зменшення помилок першого та другого роду. Розроблено та захищено патент на спосіб ідентифікації компонентів ДВП, застосування якого дозволяє оцінювати та прогнозувати їх іраничний стан. Набув подальшого розвитку метод вибору апроксимуючих функцій для опису стану ДВП, завдяки розширенню переліку видів аналітичних виразів регресійних моделей.

Выполнены численные исследования теплообмена при течении гелия и воды сверхкритического давления в семистержневой тепловыделяющей сборке. Проведен анализ локальных характеристик потоков, определены теплонапряженные зоны. Для воды сверхкритического давления определены условия возникновения режимов ухудшенного теплообмена в стационарных и нестационарных условиях.

Представлены результаты численных исследований теплообменных процессов в вертикальном парогенерирующем канале и тепловыделяющей сборке при равномерной и неравномерной по длине каналов тепловой нагрузке. Показано влияние неравномерности энерговыделения на изменение локальных характеристик теплоносителя.

Выполнено численное моделирование теплообмена при течении воды сверхкритического давления в семистержневой тепловыделяющей сборке с центральным необогреваемым стержнем в режиме с изменением тепловой мощности. Проанализированы условия возникновения режимов ухудшенного теплообмена. Режим ухудшенного теплообмена возникает локально в центральных ячейках тепловыделяющей сборки между обогреваемыми стержнями после того, как температура теплоносителя достигает критического значения. В этих ячейках наблюдается резкое возрастание температуры стенки тепловыделяющих элементов и ее сильная азимутальная неравномерность.

Выполнено численное моделирование теплообмена при течении воды сверхкритического давления в семистержневой тепловыделяющей сборке. Проанализировано влияние изменения тепловой мощности и расхода теплоносителя на условия возникновения и развития режимов ухудшенного теплообмена.

Рассмотрены сопряженные краевые задачи теплообмена для случаев, когда вязкая несжимаемая жидкость движется по каналам неканонического сечения, обтекая пучок стержней. Исследовано влияние вида упаковки на распределение скорости и температуры. Для решения использован метод R-функций в сочетании с вариационным методом Ритца. Рассмотрены циклическая, шахматная и коридорная упаковки ТВЭЛов.

При проведенні малогрупових розрахунків різних станів реакторної установки важливе значення мають питання підготовки малогрупових констант. Від того, як це було зроблено, залежить точність і якість подальших розрахунків кінетики реактора. Для підготовки малогрупових характеристик зазвичай використовуються транспортні програмні продукти (детерміністичні коди), які на основі теорії переносу нейтронів розраховують потоки нейтронів в залежності від енергії і положення в чарунці. Наведено опис розрахункової схеми ТВЗ, для цілей підготовки малогрупових характеристик, для програмного продукту Serpent, який використовує метод Монте-Карло та безперервну за енергією бібліотеку мікроскопічних констант і який розроблено для розрахунку характеристик ТВЗ, включно з розрахунком вигоряння і підготовкою малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії, для розрахунку активної зони. Наведено розрахункову схему для програмного продукту Serpent для ТВЗА та результати порівняльних розрахунків основних нейтронно-фізичних характеристик з кодами PHOENIX-H і WIMSD5B.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-011 + О62-01

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Космічні літальні апарати

Шифр НБУВ: ДС48604 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-011 + О62-01

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Космічні літальні апарати

Шифр НБУВ: ДС48604 Пошук видання у каталогах НБУВ