Cтраница 1
Протечки теплоносителя через сальниковые уплотнения и фланцевый разъем ГЗЗ контролируются и направляются в систему организованных протечек блока. [1]
Протечки теплоносителя, движущегося по трубкам в несколько заходов могут также иметь место через зазоры между трубными досками и перегородками распределительных камер. [2]
Для предотвращения протечек теплоносителя в отключенную часть через закрытую задвижку в ее-среднюю полость подается уплотняющая вода с давлением несколько выше, чем в остальной части главного циркуляционного контура. [3]
Методика расчета протечек теплоносителя через зазоры базируется на теории распределения потоков в параллельно включенных участках; в данном случае такими участками являются соответственная часть поверхности теплообмена ( пучок) и зазоры. [4]
Акустический сигнал частично генерировался протечкой теплоносителя в лабиринтном уплотнении, изменялся по высоте и зависел от колебаний корзины. [5]
В процессе работы реакторной установки при неорганизованных протечках теплоносителя первого контура, активных сред системы обработки борсодержа-щих вод, переработки и хранения трапных вод, системы временного хранения сорбентов и других сред в воздух необслуживаемых помещений зоны строгого режима энергоблока возможно выделение радиоактивных инертных газов и аэрозолей. [6]
Напротив, метод, описанный С. С. Берманом [2], позволяет учесть только протечки теплоносителя через зазоры между корпусом аппарата и перегородками, однако все остальные виды протечек не учитываются. [7]
С помощью этих отношений рассчитывается коэффициент теплоотдачи в межтрубной зоне с учетом протечек теплоносителя через зазоры. [8]
Корректный метод расчета теплоотдачи в межтрубной зоне теплообменного аппарата непременно должен включать учет влияния протечек теплоносителя и отложений на величину ам. Для расчета коэффициента теплоотдачи при поперечном обтекании пучков труб [1, 28, 82, 113, 131, 144] имеется большое число уравнений. [9]
Описанные типы арматуры дают возможность не только регулировать количество теплоносителя, но и исключают протечку теплоносителя при полностью закрытом проходе для последнего. [10]
Выброс радиоактивных веществ в атмосферу из вентиляционной трубы реакторного отделения в номинальном режиме работы энергоблока определяется неорганизованными протечками теплоносителя первого контура в помещениях реакторного отделения и сдувками ( отводами газа) из технологического оборудования. Очистка радиоактивного выброса на фильтрах спецвентиляции снижает активность выброса на два порядка. [11]
Это положение может быть использовано для определения как расхода теплоносителя через параллельно включенные аппараты, так и величины протечек теплоносителя через различные зазоры. [12]
Вследствие активности теплоносителя первичные теплообмен-ные аппараты, как правило, должны устанавливаться в защищенном помещении, оборудованном системой дезактивации на случай протечки теплоносителя. [13]
В первом методе [1] учитывается только байпасный поток теплоносителя в обводном канале вблизи стенки корпуса аппарата, а во втором - только протечки теплоносителя через зазоры между корпусом аппарата и перегородками. [14]
В процессе эксплуатации ЯППУ возможно нарушение герметичности оболочек твэлов, а безопасность работающих на АЭС и окружающей среды определяется прежде всего степенью выхода радиоактивных веществ за пределы твэла, протечками теплоносителя из первого контура. Причины, вызывающие нарушение герметичности оболочек твэлов, можно условно разделить на конструктивные; технологические и режимные. К конструктивным причинам относятся недостатки конструкции твэлов и ТВС, связанные в основном с трудностями изучения процессов, происходящих в топливе в процессе его выгорания в переходных и аварийных режимах ЯППУ. Такие причины обычно выявляются при эксплуатации головного образца ЯППУ и в период промышленных испытаний опытной партии - ТВС или твэлов нового типа. Они определяются при исследовании отработавшего или поврежденного топлива, а по результатам этих исследований вносятся изменения в конструкцию. Такие причины весьма редко встречаются в практике. При их обнаружении приходится заменять всю загрузку до выработки проектного количества тепловой энергии, что приводит к большим материальным убыткам. Поэтому прежде, чем запустить в производство новое ядерное топливо, его тщательно исследуют на натурном стенде в условиях, близких к промышленным, иногда в более тяжелых режимах, чем предполагаемые в энергетическом реакторе. [15]