Diclib.com
Λεξικό ChatGPT

Αναζήτηση λεξικού Προσαρμοσμένες λύσεις

Εισάγετε μια λέξη ή φράση σε οποιαδήποτε γλώσσα 👆

Γλώσσα:

Μετάφραση και ανάλυση λέξεων από την τεχνητή νοημοσύνη ChatGPT

Σε αυτήν τη σελίδα μπορείτε να λάβετε μια λεπτομερή ανάλυση μιας λέξης ή μιας φράσης, η οποία δημιουργήθηκε χρησιμοποιώντας το ChatGPT, την καλύτερη τεχνολογία τεχνητής νοημοσύνης μέχρι σήμερα:

πώς χρησιμοποιείται η λέξη
συχνότητα χρήσης
χρησιμοποιείται πιο συχνά στον προφορικό ή γραπτό λόγο
επιλογές μετάφρασης λέξεων
παραδείγματα χρήσης (πολλές φράσεις με μετάφραση)
ετυμολογία

Τι (ποιος) είναι EPR (ядерный реактор) - ορισμός

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.

Βικιπαίδεια

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)

Τι είναι EPR (ядерный реактор) - ορισμός