Diclib.com
Dictionnaire ChatGPT

Recherche dans le dictionnaire Solutions personnalisées

Entrez un mot ou une phrase dans n'importe quelle langue 👆

Langue:

Traduction et analyse de mots par intelligence artificielle ChatGPT

Sur cette page, vous pouvez obtenir une analyse détaillée d'un mot ou d'une phrase, réalisée à l'aide de la meilleure technologie d'intelligence artificielle à ce jour:

comment le mot est utilisé
fréquence d'utilisation
il est utilisé plus souvent dans le discours oral ou écrit
options de traduction de mots
exemples d'utilisation (plusieurs phrases avec traduction)
étymologie

Qu'est-ce (qui) est Корпусной реактор - définition

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.

Wikipédia

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

Exemples du corpus de texte pour 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.

Qu'est-ce que Корпусной ядерный реактор - définition