Diclib.com
Wörterbuch ChatGPT

Wörterbuchsuche Kundenspezifische Lösungen

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

Sprache:

Übersetzung und Analyse von Wörtern durch künstliche Intelligenz ChatGPT

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 EPR (ядерный реактор) - definition

EPR-1750

EPR (ядерный реактор)

EPR — водо-водяной ядерный реактор поколения 3+. Спроектирован и разработан в французскими компаниями Framatome (подразделение компании Areva с 2001 по 2017 год), Électricité de France (EDF) и немецкой компанией Siemens.

https://ru.wikipedia.org/wiki/EPR_(ядерный_реактор)

Кипящий водо-водяной реактор

Кипящий водо-водяной реактор () — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.

https://ru.wikipedia.org/wiki/Кипящий_водо-водяной_реактор

Кипящий реактор

ядерный реактор, охлаждение активной зоны которого осуществляется кипящим теплоносителем. В К. р. в качестве теплоносителя применяется, как правило, кипящая вода. К. р. можно использовать в одноконтурной схеме атомной электростанции (См. Атомная электростанция), где пар, вырабатываемый в реакторе, направляется непосредственно в турбину (См. Турбина). Хорошие условия теплопередачи, которые обеспечиваются в активной зоне при кипении воды, позволяют получить высокие удельные нагрузки активной зоны. Факторами, ограничивающими увеличение удельной мощности К. р., являются тепловой поток с единицы длины топливного элемента, при котором происходит расплавление ядерного топлива, а также поток тепла с единицы поверхности, при котором наступает кризис теплообмена, т. е. окутывание поверхности паровой плёнкой, резкое ухудшение теплоотдачи и, как следствие, пережог оболочки топливного элемента (см. Кипение).

Известны К. р. корпусного и канального типов. В корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) кипящая вода является и замедлителем, в канальных реакторах (См. Канальный реактор) кипение воды происходит внутри каналов, размещенных в блоках замедлителя. Разделение пароводяной смеси происходит внутри корпуса реактора или в выносных барабанах-сепараторах. Отсепарированная вода после смешения с менее нагретой питательной водой поступает в испарительную часть активной зоны, где доводится до кипения и частично испаряется.

В СССР на Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова успешно эксплуатируются 2 канальных К. р. мощностью 100 и 200 Мвт, в которых впервые в мире осуществлен ядерный перегрев пара в промышленном масштабе. В реакторе 1-го блока, пущенном в 1964, тепло кипящей воды испарительных каналов используется для получения в парогенераторах вторичного пара, который затем перегревается в реакторных каналах 2-го контура. Подтвержденная эксплуатацией радиационная безопасность обоих контуров теплоносителя позволила применить во 2-м блоке, введённом в эксплуатацию в 1967, одноконтурную схему циркуляции кипящей воды и перегретого пара, отличающуюся большей простотой и экономичностью. С 1965 в г. Димитровграде работает энергетическая установка с опытным корпусным К. р. ВК-50 мощностью 50 Мвт с естественной циркуляцией теплоносителя.

В различных странах мира создано большое количество К. р., например корпусной К. р. "Ойстер Крик" (США) мощностью 515 Мвт, в котором устройства для сепарации пара и контур многократной циркуляции теплоносителя размещены внутри корпуса. Положительный опыт эксплуатации К. р., возможность обеспечения высокой мощности в одном агрегате и применения перегрева пара, а также простота и экономичность АЭС с К. р. делают этот тип реакторов весьма перспективным в мировой ядерной энергетике. В СССР строятся Ленинградская, Курская, Чернобыльская блочные АЭС с уран-графитовыми канальными К. р. мощностью по 1000 Мвт каждый.

Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

В. П. Василевский.

Wikipedia

EPR (ядерный реактор)

EPR — тип водо-водяного ядерного реактора поколения 3+. Спроектирован и разработан в 2001—17 гг. французскими компаниями Areva NP (в то время подразделение компании Areva S.A.), Électricité de France (EDF) и германской компанией Siemens. Первоначально, эта конструкция реактора называлась European Pressurised Reactor (Европейский герметизированный реактор), позже получила новую расшифровку аббревиатуры — Evolutionary Power Reactor (Развитой энергетический реактор).

Строительство первых двух реакторов типа EPR началось 2005 году на АЭС Олкилуото в Финляндии и в 2007 году на французской АЭС Фламанвиль. Оба реактора в связи с возникшими техническими трудностями до сих пор находятся в стадии строительства, планируемый срок сдачи их в эксплуатацию — 2022 и 2023 гг. соответственно.

Кроме того, имеется два действующих реактора типа EPR на китайской АЭС Tайшань (начало строительства — 2009 и 2010 годы, коммерческая эксплуатация — декабрь 2018 и сентябрь 2019 года). Два реактора EPR с декабря 2018 года строятся на АЭС Хинкли-Пойнт в Великобритании, планируемый срок завершения — 2026 год.

Компания EDF признала наличие серьезных трудностей при создании конструкции EPR. В сентябре 2015 года она объявила о начале работ над проектом реактора «Новая модель», строительство которого будет проще и дешевле.

https://ru.wikipedia.org/wiki/EPR (ядерный реактор)

Was ist EPR (ядерный реактор) - Definition