DICLIB.COM
KI-basierte Sprachtools

Alle Tools Abonnement Kontaktieren Sie uns

Geben Sie ein Wort oder eine Phrase in einer beliebigen Sprache ein 👆

Sprache:

Übersetzung und Analyse von Wörtern durch künstliche Intelligenz

Auf dieser Seite erhalten Sie eine detaillierte Analyse eines Wortes oder einer Phrase mithilfe der besten heute verfügbaren Technologie der künstlichen Intelligenz:

wie das Wort verwendet wird
Häufigkeit der Nutzung
es wird häufiger in mündlicher oder schriftlicher Rede verwendet
Wortübersetzungsoptionen
Anwendungsbeispiele (mehrere Phrasen mit Übersetzung)
Etymologie

Was (wer) ist Корпусной реактор - definition

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, АКТИВНАЯ ЗОНА КОТОРОГО НАХОДИТСЯ ВНУТРИ ТОЛСТОГО ЦИЛИНДРИЧЕСКОГО КОРПУСА

Корпусной реактор

Корпусной ядерный реактор

Корпусно́й я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстого цилиндрического корпуса. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением и кипящими.

https://ru.wikipedia.org/wiki/Корпусной_ядерный_реактор

КОРПУСНОЙ РЕАКТОР

ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный корпус. В корпусном реакторе теплоноситель (напр., обычная или тяжелая вода) выполняет часто и функции замедлителя.

Корпусной реактор

Ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный сосуд (корпус). Теплоноситель в К. р. чаще всего выполняет функции замедлителя (обычная или тяжёлая вода, органические жидкости). В некоторых К. р. в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов применяются разнородные вещества. Например, в К. р. EDF (Франция) используются углекислый газ и графит. Конструктивно К. р. обычно представляют собой цилиндрический сосуд с крышкой, внутри которого размещена выемная конструкция (корзина) с активной зоной. Теплоноситель поступает снизу в активную зону, которая состоит из тепловыделяющих кассет. В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы которых имеют герметичный вывод в крышке или днище корпуса. Отвод нагретого теплоносителя осуществляется через патрубки в верхней части корпуса.

К. р. широко используются в мировой ядерной энергетике. Это объясняется их сравнительной простотой, компактностью и высокой энергонапряжённостью активной зоны. Известны К. р. на быстрых и тепловых нейтронах, наибольшее распространение получили последние. В СССР на Нововоронежской АЭС работает К. р. мощностью 1375 Мвт, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением 12,5 Мн/м² (125 кгс/см²). Вода в активной зоне нагревается от 269 до 300 °С и поступает в парогенераторы. Циркуляция воды - принудительная. Например, в США эксплуатируются на АЭС К. р. с водой под давлением типа PWR ("Шиппингпорт", "Янки"), с кипящей водой типа BWR ("Дрезден", "Ойстре-Крик"). В Великобритании получили распространение корпусные графито-газовые реакторы ("Колдер-Холл", "Хинкли-Пойнт") и т. д.

В. П. Василевский.

Wikipedia

Корпусной ядерный реактор

Корпусно́й я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстого цилиндрического корпуса. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением и кипящими.

Альтернативой корпусных реакторов являются канальные реакторы.

В отличие от канальных реакторов, в корпусных применяется специальный герметичный корпус. Так как давление в первом контуре может доходить до 160 атм (ВВЭР-1000), он весьма трудоёмок в изготовлении. Процесс замены ядерного топлива в таком реакторе затруднён, он требует полной остановки и частичной разборки реактора. Несмотря на недостатки, корпусные реакторы в настоящее время применяются наиболее широко. В России это ВВЭР, в других странах — PWR и BWR.

https://ru.wikipedia.org/wiki/Корпусной ядерный реактор

Beispiele aus Textkorpus für Корпусной реактор

1. СССР предлагал их и Финляндии, но здесь, как и в целом на Западе, интересовались только корпусными реакторами, считая энергоблоки, построенные на их основе, более безопасными (катастрофа Чернобыльского РБМК в известной мере подтвердила их правоту). Советский Союз освоил к этому времени серийный выпуск корпусных (закрытых, как скороварка) водно-водяных реакторов мощностью 440 МВт (первый энергетический пуск состоялся в 1'71 году), а корпусной реактор следующей мощностной модификации ВВЭР-1000 начал работать только в 1'80 году.

Was ist Корпусной ядерный реактор - Definition