Research of impact of kind resuperheat and structure of system regenerative feed water to thermodynamic efficiency of cycle with steamcoolant reactor

Research of impact of kind resuperheat and structure of system regenerative feed water to thermodynamic efficiency of cycle with steamcoolant reactor

Détails bibliographiques
Parent link:	MATEC Web of Conferences Vol. 141 : Smart Grids 2017.— 2017.— [01028, 5 p.]
Collectivités auteurs:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) Инженерная школа энергетики (ИШЭ) Научно-образовательный центр И. Н. Бутакова (НОЦ И. Н. Бутакова), Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ) Энергетический институт (ЭНИН) Кафедра атомных и тепловых электростанций (АТЭС)
Autres auteurs:	Maykova S. Svetlana, Borisov V. Vassily, Antonova A. M. Aleksandra Mikhailovna, Vorobiev A. V. Aleksandr Vladimirovich, Abramovskikh A. A. Aleksey Andreevich
Résumé:	Title screen The first key problems of modern nuclear reactors are inability of closed nuclear cycle, problems with spent nuclear fuel, poor effectiveness of nuclear fuel and heat-exchange equipment usage. Dealing with problems consists in usage of fast-neutron reactors with steam coolant. Scientific men analyzed neutron-physical processes in steamcooled fast reactor and consulted that creation of the reactor is viable. In consequence of low steam activation a single-loop steam cycle may be create. The cycle is easy and fool-proof. Core thermomechanical equipment has mastered and has relatively low metal content. Results of calculation are showing that nuclear unit with steam-coolant fast neutron reactor is more efficient than widely used unit with reactor VVER. Usage of simple scheme with four regenerative feedwater heaters the absolute efficiency ratio is more than 43%.
Langue:	anglais
Publié:	2017
Sujets:	электронный ресурс труды учёных ТПУ рекуперация тепло питательная вода термодинамическая эффективность ядерные реакторы ядерное топливо отработанное топливо теплообменное оборудование реакторы на быстрых нейтронах
Accès en ligne:	https://doi.org/10.1051/matecconf/201714101028 http://earchive.tpu.ru/handle/11683/46015
Format:	Électronique Chapitre de livre
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=657284

Documents similaires

Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Nd-Sm-Mg-O"
par: Андреев Д. В.
Publié: (2019)

Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций для перспективных типов дисперсионного ядерного топлива
par: Каренгин А. А. Алексей Александрович
Publié: (2020)

Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов сборник научных статей
Publié: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)

Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций, имитирующих плутоний-ториевое дисперсионное ядерное топливо
par: Иванов К. С.
Publié: (2021)

Использование водородной надстройки энергоблока с быстрым натриевым реактором
Publié: (2021)

Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций, моделирующих дисперсионное уран-ториевое ядерное топливо
par: Хоцеловский Н. С.
Publié: (2020)

Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Nd-Sm-Be-O"
par: Дербин А. Ю.
Publié: (2019)

Prospects of the use of fast neutron reactors
par: Serikov D. A.
Publié: (2014)

Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Sm-Сe-Be-O"
par: Иванов К. С.
Publié: (2019)

Научный годовой отчет 2014 (об основных исследовательских работах, выполненных в 2014 г.)
Publié: (Димитровград, ГНЦ НИИАР, 2015)

Управление рисками при обращении с отработавшим ядерным топливом
par: Хабибуллин Р. М.
Publié: (2024)

Thermal hydraulic calculation of the channels of a nuclear reactor (SCWR)
par: Parimala Rangan Fidel Castro
Publié: (2020)

Neutron Age Determination in Fast Reactor Materials using the Group Method
Publié: (2016)

Флокулянты в технологии осветления отработавшего ядерного топлива
par: Распутин И. В.
Publié: (2021)

Модель реактора для плазменной переработки диспергированных водно-органических нитратных растворов
par: Бабаев Р. Г. Ренат Габилович
Publié: (2018)

Плазмохимический синтез сложных оксидных композиций "UO[2]-ThO[2]-MgO"
par: Зотов Е. А.
Publié: (2018)

The Change of the Kinetics Model in the Calculations of Fast-Neutron Reactors
par: Savitsky D. E. Denis
Publié: (2020)

Моделирование и оптимизация процесса плазмохимического синтеза оксидных композиций "UO[2]-ThO[2]-BeO" из водно-органических нитратных растворов
par: Куркин П. А.
Publié: (2018)

Моделирование процесса плазмохимического синтеза наноразмерных сложных оксидных композиций "UO[2]-PuO[2]-Y[2]O[3]" для уран-плутониевого дисперсионного ядерного топлива
par: Хоцеловский Н. С.
Publié: (2020)

Возможность реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
par: Прец А. А.
Publié: (2020)

Моделирование процесса плазмохимического синтеза оксидных композиций "PuO[2]-UO[2]-MgO"
par: Расторгуев В. И.
Publié: (2018)

Comparative analysis of using natural and radiogenic lead as heat-transfer agent in fast reactors
Publié: (2016)

Research of plasma-chemical synthesis of nanostructured oxide fuel compositions for high-temperature gas-cooled reactors
par: Kuznetsova A. A.
Publié: (2023)

Многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нетронах (МБИР). Основы конструкции и физики
par: Плотников В. А.
Publié: (2015)

Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах
par: Хромов В. В. Вячеслав Васильевич
Publié: (Москва, Атомиздат, 1978)

Т. 6: Материалы для РНБ и теплообменных аппаратов АЭС
Publié: (2009)

Математическое моделирование развития ядерной энергетики
par: Беленький В. З. Виталий Зиновьевич
Publié: (Москва, Наука, 1979)

Физические основы быстрых реакторов учебное пособие
par: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publié: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)

Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
par: Цыканов В. А. Владимир Андреевич
Publié: (Москва, Атомиздат, 1977)

Radiation thermal processes in Cr13Mo2NbVB steel - the material of the fuel assembly shell in reactor BN-350 under mechanical tests
Publié: (2015)

Проектирование парогенератора АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
par: Дмитриев В. О.
Publié: (2015)

Проект "Прорыв"
par: Вдовин Д. Э.
Publié: (2015)

Neutron Radiation Characteristics of the IVth GenerationReactor Spent Fuel
Publié: (2018)

Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: Теоретические основы и физика процесса
par: Жуков А. В. Альберт Владимирович
Publié: (Москва, Энергоатомиздат, 1989)

Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения учебное пособие
Publié: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Расчёт спектров плотности потока нейтронов в реакторе БН-1200
par: Киркало А. С.
Publié: (2019)

Изготовление топлива и ТВЭЛов для быстрых реакторов сборник переводов
Publié: (Москва, ЦНИИатоминформ, 1972)

Теория возмущений и планирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов
par: Усачев Л. Н. Лев Николаевич
Publié: (Москва, Атомиздат, 1980)

Коэффициенты реактивности в больших энаргетических реакторах на быстрых нейтронах пер. с англ.
par: Хаммел Г.
Publié: (Москва, Атомиздат, 1975)

Прогнозирование свойств лантаноидов и актионоидов, присутствующих в обработанном топливе на основе их положения в Периодической таблице
par: Колесников А. А.
Publié: (2005)