proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2024 год
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[30/05/2013]     Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов

В.И.Каширин, А.В.Малышев, В.А.Янчук,  «Ижорские заводы», Санкт-Петербург

Для реакторных установок малой мощности до 300 МВт(э) за рубежом предложены новые концепции обеспечения безопасности, позволяющие перейти к принципам сооружения реакторных установок из модулей заводского изготовления. Это даёт возможность радикально изменить технологию строительства и улучшить качество, а, следовательно, повысить надёжность элементов и систем реакторной установки.


Такой подход использован в американском проекте NuScale [1]. В этом проекте двухконтурная реакторная установка помещена в малоразмерный металлический контейнмент, рассчитанный на повышенное давление до 3,1 МПа. Для отвода остаточного тепла от реактора используются две пассивные системы, работающие по двухконтурной схеме. В международном проекте IRIS [2] также предлагается использовать металлический контейнмент уменьшенных размеров, рассчитанный на повышенное давление.

У нас в стране сходный принцип обеспечения безопасности предложен для одноконтурной установки с кипящим корпусным реактором [3,4,5]. Это позволяет разделить функции локализации аварий и защиты от внешних воздействий, минимизировать объём локализации, реализовать модульную транспортабельную конструкцию основных компонентов реакторной установки, включая металлические локализующие устройства.

В докладе приведены результаты расчетных оценок, показывающих приемлемость предлагаемой концепции модульности для всего мощностного ряда используемых в настоящее время теплофикационных турбин, т.е. до ~250 МВт(э).

Как известно, проектирование реактора начинается с активной зоны. Хотя на практике известен и обратный пример. Реактор ВВЭР-1000 проектировался из условия транспортабельности корпуса по железной дороге. К сожалению, в нашем распоряжении имелись только данные по активным зонам мощностного ряда реакторных установок с кипящими корпусными реакторами, разрабатывавшегося ещё в 90-х годах прошлого века по инициативе и при активном участии Ижорского завода консорциумом Ленинградских предприятий под научным руководством ИАЭ им. И.В.Курчатова Ряд был ограничен мощностью 400 МВт(э), но, к сожалению, не включал мощности 250 МВт. Габариты корпуса реактора ВК-400 при использовании внешней страховки исключают его транспортировку по железной дороге. Поэтому в модели реактора использовались данные по активной зоне установки ВК-200. Относительно низкая тепловая нагрузка активной зоны и незагруженность второй ступени сепарации пара в номинальном режиме позволяют предположить значительный резерв мощности подобной установки. Это подтверждается большим объёмом расчётно-экспериментальных работ, выполненных в ИАЭ им. И.В.Курчатова, ЦКТИ, ВНИИАМ и в НИИАР на установке ВК-50.

Была создана теплогидравлическая модель реакторной установки с использованием кода Relap5/mod3.2 и результатов разработок, выполненных ранее в рамках предложения ряда энергоблоков с корпусными кипящими реакторами. Модель включает собственно модель кипящего корпусного реактора, работающего при естественной циркуляции теплоносителя, и модель модульного локализатора аварий. Модель реактора выводилась в стационарное состояние, соответствующее работе на номинальной мощности. После этого к ней присоединялась модель локализатора и моделировался мгновенный разрыв одного из паровых патрубков реактора. В модели реактора отсутствует модель нейтронной кинетики активной зоны. Мощность тепловыделений в активной зоне консервативно принималась равной номинальной до срабатывания аварийной защиты по снижению давления в реакторе или весового уровня теплоносителя в районе сепараторов первой ступени. Через три секунды после достижения одной из уставок аварийной защиты мощность снижалась по кривой остаточных энерговыделений.

Характеристики активной зоны реактора ВК-200 приведены в таблице 1.

Таблица 1 - Характеристики активной зоны реактора ВК-200
Наименование параметра

Величина

Тепловая мощность, МВт

600

Диаметр активной зоны (экв.), м

2,66

Высота активной зоны, м

2,5

Количество ТВС, шт.

109

Шаг размещения ТВС, мм

243

Водно-урановое отношение

2,80

Размер ТВС "под ключ", мм

238

Толщина стенки ТВС, мм

1,5

Материал стенки ТВС

сплав Zr+2,5Nb+0,03%B-10

Шаг решетки твэл, мм

14,1

Количество твэл в ТВС, шт.

239

Количество СВП в ТВС, шт.

12

Количество направляющих трубок ПЭЛ 13,5×1,0 мм,

18

Центральная трубка 10,7×0,75 мм, шт.

1

Трубка ВРК 10,7×0,75 мм, шт.

1

Материал направляющих трубок, центральной трубки,  трубки ВРК

сплав Zr+1%Nb


По предварительной оценке для РУ такой мощности требование транспортировки оборудования по железной дороге не вызовет особых проблем, как и изготовление в ОАО «Ижорские заводы» с использованием технологии, применяемой в производстве оборудования ВВЭР.  Длина основного корпуса от наружного полюса днища до плоскости главного разъема – 14 м. Наружный диаметр корпуса в районе фланца и патрубковой зоны – 4,1 м, в гладкой части – 4 м. Толщина стенки корпуса в гладкой части – 100 мм. Габариты близки к габаритам горизонтального парогенератора ПГВ-1000. Длина страховочного корпуса – 12,3 м, наружный диаметр – 4,5 м. В зоне патрубков основного корпуса расположены в один ряд шесть патрубков Ду200. Четыре патрубка для отвода пара, один для подвода питательной воды и один для ввода импульсных линий КИП и аварийной питательной воды.

Нодализационная схема реактора приведена на рисунке 1.

Металлический локализатор аварий состоит из нетранспортабельного по железной дороге центрального модуля диаметром 7 ÷ 8 м и двух боковых транспортабельных модулей с присоединяемыми к ним аварийными теплообменниками. Подпитку аварийных теплообменников предполагается осуществлять из отдельных ёмкостей. Аварийный теплообменник в расчетной модели представляет собой вертикальный прямотрубный теплообменник, состоящий из 1500 труб 20×1 мм длиной 5 м. Свободный объём центрального модуля принят равным 50 м3. Общий объём неконденсирующегося газа в локализаторе с учетом внутренних объёмов аварийных теплообменников и соединительных проходок от центрального модуля к боковым принят равным 140 м3. В каждом из двух барботажных объёмов 34 м3 газа и 106 м3 воды. Исходное давление в локализаторе равно атмосферному.

Нодализационная схема локализатора приведена на рисунке 2.

Результаты расчета стационарного состояния, соответствующего работе на номинальной мощности, приведены в таблице 2.

Таблица 2 – Параметры стационарного состояния
Наименование параметра

Величина

Тепловая мощность, МВт

600

Давление пара под крышкой реактора, МПа

7,0

Расход пара, кг/с

275,3

Кратность циркуляции

10

Объёмное паросодержание на выходе из активной зоны

0,48

Массовое расходное паросодержание на выходе из активной зоны, %

11,5

Объёмное паросодержание на входе в сепараторы первой ступени

0,68

Скорость теплоносителя в опускном зазоре, м/с

0,88

Объёмное паросодержание на входе в опускной зазор (захват пара)

0,04

Объёмное паросодержание на входе в активную зону

0,01

Скорость теплоносителя в патрубке питательной воды, м/с

9,86

Скорость пара в выходных патрубках, м/с

59,5 – 61,5

Скорость пара в главном паропроводе, м/с

40,3

Масса теплоносителя в реакторе, кг

~57000

Максимальная температура топлива, °С

820


Результаты расчета аварии с мгновенным разрывом одного из паропроводов Ду200 приведены на рисунках 3 – 14.



Рисунок 1 – Нодализационная схема реактора



Рисунок 2 – Нодализационная схема локализатора


По сигналу аварийной защиты закрываются стопорный клапан турбины, отсечные клапаны на паропроводах и трубопроводе питательной воды. В результате разрыва паропровода из реактора в локализатор выбрасывается больше половины теплоносителя. Тем не менее, активная зона остается залитой и интенсивно расхолаживается вследствие падения давления в реакторе и отвода тепла через аварийные теплообменники. Суммарный сброс теплоносителя в барботажные ёмкости составляет 26,6 т при исходной массе теплоносителя в реакторе около 57 т. Сдувка неконденсирующихся газов из локализатора и аварийных теплообменников в барботажные ёмкости происходит за 15 ÷ 20 с. Давление в локализаторе через 35 с после исходного события достигает максимума – 2,74 МПа. Необходимо отметить, что перепад давления между объёмом локализатора и входным коллектором аварийного теплообменника при этом составляет 1,39 МПа.

В модели внутренний объём локализатора соединяется с входным коллектором аварийного теплообменника трубой Ду500 длиной 6 м. Поступление пара в барботажные ёмкости прекращается после того, как давление в них сравнивается с давлением в локализаторе на уровне 0,53 МПа. Давление в реакторе и локализаторе при этом продолжает снижаться. Температура воды в барботажных ёмкостях после прекращения сброса пара не превышает 66 °С. Через ~ 15 минут после исходного события состояние РУ стабилизируется без подвода в реактор охлаждающей воды извне. Конденсат из аварийных теплообменников накапливается в трубопроводах и периодически сливается в реактор. В течение часа в аварийные теплообменники из ёмкостей подпитки поступает около 74 т воды.

Для упрощенной схемы аварийных теплообменников, принятой в модели, характерным является пульсирующий режим работы с практически полным выпариванием и последующим повторным заполнением межтрубного пространства из ёмкостей подпитки на начальной, более напряжённой, стадии аварии. Кроме того, на отдельных временных промежутках аварии происходит залив выходных участков трубчатки аварийных теплообменников конденсатом. Всё это свидетельствует о необходимости более тщательного подхода к конструктивной проработке и расчетам аварийных теплообменников и связанных с ними сепарационных устройств.

На длительной стадии расхолаживания воду из барботажных ёмкостей можно подать в реактор за счет образовавшегося перепада давления.

Чтобы показать необходимость оптимизации конструкции локализующих устройств, был выполнен расчёт той же аварии с разрывом паропровода при  соотношении объёмов газ-вода в барботажных ёмкостях 20/120 м3. На рисунках 4,5,9,10 приведено сравнение результатов расчета с результатами, полученными при соотношении  объёмов газ-вода 34/106 м3. Из сравнения видно, что суммарный сброс теплоносителя в более «жёсткие» барботажные ёмкости уменьшается на 3,7 т. Соответственно снижается сброс тепла в ёмкости и увеличивается расход подпитки аварийных теплообменников на 9,6 т за час процесса. Температура воды в барботажных ёмкостях после прекращения сброса пара не превышает 57 °С. Дополнительно можно отметить, что максимум давления в локализаторе увеличился до 2,81 МПа. Перепад давления между объёмом локализатора и входным коллектором аварийного теплообменника при этом составил 1,28 МПа. Поступление пара в барботажные ёмкости прекращается после того, как давление в них сравнивается с давлением в локализаторе на уровне 1,3 МПа, что значительно выше, чем при соотношении 34/106 м3.


Заключение

1 В настоящее время актуальным является переход к модульному принципу сооружения АС. Возможность перехода к такому принципу для реакторных установок с кипящими корпусными реакторами мощностью до 250 МВт(э) с учётом изготовления модулей в заводских условиях продемонстрирована в докладе.

2. Технология прямой генерации пара заслуживает не только сохранения, но и развития в нашей стране на базе кипящих корпусных реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя.

3. Эта технология может быть принята в качестве базовой для развития одного из направлений новой технологической платформы и наилучшим образом подходит для целей теплофикации.

4. Для создания в кратчайшие сроки опытно-промышленной установки с корпусным кипящим реактором имеется достаточный объём выполненных ранее ОК и НИР и соответствующая производственная база с отработанной технологией изготовления.


Литература
1. Dr. J. N. Reyes. Introduction to NuScale Design, U.S. Nuclear Regulatory Commission Pre-Application Meeting Rockville, MD, July 24, 2008.
3. В.И. Каширин, В.Г. Федосов, В.В. Петров, В.А. Янчук. Корпусные кипящие реакторы – невостребованные инновационные возможности, ОАО «Ижорские заводы», МНТК – 2008, Москва, 21 - 23 мая 2008 г.
4. Ю.Н. Кузнецов, В.И. Каширин, В.А. Янчук, А.С. Курский, М.Н. Святкин. Концептуальные основы создания инновационной реакторной установки с кипящим реактором (ВК-100) для региональной атомной энергетики, АтомРегион – 2009, г. Дзержинск.
5. В.И. Каширин, А.В. Малышев, В.А. Янчук. Кипящие корпусные реакторы инновационный путь развития атомной энергетики, ОАО «Ижорские заводы», МНТК – 2010, Москва, 26 - 27 мая 2010 г.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Интуиция в законе

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.6
Ответов: 10


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 19 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 30/05/2013
Наконец-то внимание к самому безопасному и дешевому одноконтурному "чайнику" возвращается!!! Вот уж где естественная безопасность, ведь это - реактор с естественной циркуляцией теплоносителя!!! Причем только в России есть опыт эксплуатации такого типа реактора: ВК-50 безопасно работает чуть меньше 50 лет!!! Единственный недостаток, который не давал ему дорогу в жизнь - это более низкая напряженность активной зоны по сравнению с реакторами ВВЭР. Но в современных условиях при возрастающей стоимости систем безопасности ВВЭР, низкая напряженность ВК-реакторов компенсируется отсутствием необходимости многих систем безопасности, т.к. они внутренне присущи корпусным кипящим реакторам с естественной циркуляцией теплоносителя.


[ Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 30/05/2013
Одноконтурный реактор - это атавизм, возврат в пятидесятые годы к началу реакторостроения. Нужны принципиально другие методы использования энергии ядра.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 30/05/2013
"Одноконтурный реактор - это атавизм..."

Знаете, существующий способ воспроизводства населения- тоже своего рода атавизм.  Что касается одноконтурности- то как раз тут  наклевываются новации. И с газовыми турбинами и с паром сверхкритических параметров. Может, в конечном счете ничего не получится, но одноконтурность схемы там принимают как данность.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 30/05/2013
А кто мешает сделать двухконтурный кипящий аппарат?
В 1975 г., в прошлой жизни, защищал диплом по ВК-200 с двумя контурами и естественной циркуляцией в кажНом для сейсмоопасных районов Камчатки.
Примерно в то же время были более серьезные проекты кипящих реакторов с железобетонными корпусами, т.е. без ограничений стальных корпусов с мощностью, кажется, 2000 МВТ (эл.).
ЕМНИП, внешний контур бетонного корпуса реактора имел форму шестиугольника с размером "под ключ" 31.4 м.
Ничего нового с тех пор и не сделали в СССР/РФ, кроме ВК-50, где проходила моя эксплуатационная практика.
Олег М.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 02/06/2013
Мешает не кто, а что. Можете поинтересоваться у ОКБМ-овцев, почему они отказались от этого в проекте АСТ.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 30/05/2013
Я же написал в предисловии,- давайте не заниматься наклеиванием ярлыков. Лучше бы проатом вывесил первый из докладов, поскольку этот только дополнение к нему, а многим лениво шариться по ссылке.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 31/05/2013
Ну если лениво "шариться" по ссылке на доклад...


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2013
"Одноконтурный реактор - это атавизм..."

Сказано, конечно, крутовато. Но по большому счету правильно. Ни один 1-контурный реактор (ни кипящий, ни, к ночи не будь упомянутый, ГТ-МГР) не решает проблему удержания радионуклидов в каких-либо приемлемых границах в результате аварии. Фукушима, вот, до сих пор истекает цезием в море. РБМК мы тоже видели в действии. Одноконтурные ВТГРы так и не пошли в мире, потому что проблема удержания радиоактивности не решается.Одноконтурные СКД реакторы, которые вот уже 60 лет раз от раза реанимируются - это такой же скелет из шкафа, как и "холодный синтез".  

Но кто мешает делать 2-контурные ЯЭУ средней мощности по модульной технологии? Уже бритому ежу понятно, что надо развивать АЭ на средних мощностях используя преимущества серийности, модульности и коротких сроков строительства. Но, нет - командирам надо отмывать бабло на бесконечно растянутых гигантских стройках. 


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 07/06/2013
"Одноконтурный реактор - это атавизм, возврат в пятидесятые годы к началу реакторостроения. Нужны принципиально другие методы использования энергии ядра."

Зря вы так думаете... Концерн Hitachi разработал новую версию BWR и активно ее продвигает на рынке - Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR)
ESBWR nuclear reactor overview [www.ge-energy.com]
ESBWR fact sheet [www.ge-energy.com]
ESBWR general description book [www.ge-energy.com]
Advantages of Boiling Water Reactors (BWR)

Правда это установка мощностью 1520 МВт электрических.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2013
Кипящий реактор действительно почти самый безопасный. Зря не дали ходу ВК-300. Возможно, практика его эксплуатации очень сильно изменила бы тенденции в атомной энергентике. Сельский доктор


[ Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2013
"Кипящий реактор, действительно, почти самый безопасный..."---------------------------------------------------------------
А на Фукусиме мужики-то не знали!


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2013
Хотелось написать к первому же посту - давайте не будем про "чайники", не будем упрощать, а то нам Фукусимой станут тыкать. Ну, раз ткнули, - надо отвечать. Во-первых, в предисловии я уже поминал реактор "трёхмильного типа". Что осталось от активной зоны этого реактора хорошо известно. В фукусимские реакторы пока никто не заглядывал. Когда вскроют, можно будет сравнить на уровне оценки, условно говоря, безопасность двух амеровских реакторов приблизительно одного времени создания - PWR-а и BWR-а, а точнее, сколько времени и при каких условиях они давали персоналу на принятие решений по управлению аварией. Во-вторых, несмотря на известные последствия TMI-2, что-то никто из спецов не истерит по поводу PWR-ов, а, наоборот, говорят - мы сделали выводы.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2013
"Кипящий реактор действительно почти самый безопасный. Зря не дали ходу ВК-300"...

Сельский доктор понимает в реакторах, как папуас в оленеводстве.ВК-50 после РБМК - это самый сложный и плохо понимаемый реактор.Сколько раз ВК-50 попадал в так называемые режимы "гидронейтронной неустойчивости", и никому даже в голову не пришло, что осцилляции герцовой частоты с размахом до 3 номиналов и более - это реактивностная авария с чередованием падения мощности до нуля (вскипание) и взлетом мощности под небеса (при коллапсе пузырей).
Да повезло еще, что такое уебище, как ВК-300 пошел в корзину для бумаги. Не приведи такое построить!  


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/06/2013
Оленеводы точно не понимают в реакторах ни хрена. Зато орут громко. Слышал звон ...


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 03/06/2013
Сколько раз ВК-50 попадал в так называемые режимы "гидронейтронной неустойчивости", и никому даже в голову не пришло, что осцилляции герцовой частоты с размахом до 3 номиналов и более - это реактивностная авария с чередованием падения мощности до нуля (вскипание) и взлетом мощности под небеса (при коллапсе пузырей).
===============================================

Спасибо!

Мы такой же режим подозревали когда проводились испытания на 4-м блоке ЧАЭС.  предолагали параметрический (гидронейтронный)  резонанс с восходящей экспонентой (режимы обострения) - это предсказывал еще британский д.т.н А.Хитчкок в свой работе "Устойчивость ядерных реакторов".

На допросах все оперативники упорно утвержали одно и то же -  после начала эксперимента начались колебания в которых частота падала а амплитуда росла! Это один из признаков резонанса.  Мы строили различные замыкающие уравнения прегона энергии из под синуса в экспоненту - чтобы понять эту чертовщину, но работу так и не закончили.  А о колебаниях я знаю точно - от моего товарищы Б.Столярчука, участника тех событий.

Еще раз спасибо  Вам коллега за упоминание об этом режиме, бесспорно - вы профессионал высокого уровня.

Ядерщик 


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 03/06/2013
"Мы такой же режим подозревали когда проводились испытания на 4-м блоке ЧАЭС. "
К сожалению, Чернобыльская авария осталась непромоделированной, а значит, непонятой.
Да, то, что там произошло похоже на переход из термоаккустической неустойчивости в нейтойчивость контурную. Только, в отличие от ВК-50, положительная реактивность вводилась при вскипании воды (от пустотного на 239-ом и спектрального эффекта на Хе-135), а отрицательная реактивность вводилась при коллапсе пузырей в активной зоне (да, и по всей высоте подъемного участка КМПЦ).

Чтобы разобраться в этом, нужно моделирование на высоком уровне. Но "уважаемым людям" это нах не нужно. 
Кстати, ВВЭРы не застрахованы от появления подобных явлений. Особенно при нынешнем стремлении поднапрячь реактор и повысить температуру входа.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 03/06/2013
Да, поняли всё в НИКИЭТе, поняли. Но очень уж им не хочется заострять внимание на шлепках в проекте РБМК. И не следует умножать сущности всякими гидронейтронными резонансами без необходимости.


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 03/06/2013
"Да, поняли всё в НИКИЭТе, поняли...."

... А если понял - подставляй стакан,
Но, только не напейся пьян.....


[
Ответить на это ]


Re: Оценки приемлемости концепции модульности для кипящих корпусных реакторов (Всего: 0)
от Гость на 05/06/2013
...после начала эксперимента начались колебания в которых частота падала а амплитуда росла! Это один из признаков резонанса...

Насколько я помню, признак резонанса - РОСТ амплитуды на частоте РЕЗОНАНСА. И не факт, что эта частота должна в колебательных системах падать. Даже в случае с параметрическим резонансом...
Олег М.


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru