Publication:
Studies of critical heat fluxes in small diameter channels ИССЛЕДОВАНИЯ КРИТИЧЕСКИХ ТЕПЛОВЫХ ПОТОКОВ В КАНАЛАХ МАЛОГО ДИАМЕТРА

Дата
2021
Авторы
Belozerov, V. I.
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Издатель
Научные группы
Организационные подразделения
OrgUnit Logo
Организационная единица
ИАТЭ НИЯУ МИФИ
ИАТЭ НИЯУ МИФИ был образован в 1953 г. как вечернее отделение МИФИ. В 2009 г. ИАТЭ официально получил статус обособленного структурного подразделения НИЯУ «МИФИ», что дало новый мощный импульс для развития образовательной и научной деятельности на основе инновационной составляющей. В соответствии с лицензией Минобрнауки России ИАТЭ ведет образовательную деятельность в рамках очной, очно-заочной и заочной форм обучения. В настоящее время в ИАТЭ НИЯУ МИФИ осуществляется подготовка по очной форме обучения: бакалавриат- 16 направлений, специалитет – 4 направления, магистратура- 12 направлений; по очно-заочной: бакалавриат- 4 направления, специалитет – 1 направление; по заочной: бакалавриат- 3 направления, специалитет- 2 направления; аспирантура – 18 направлений. В структуре ИАТЭ 9 факультетов: физико-энергетический, естественных наук, кибернетики, социально-экономический, медицинский, вечерний, заочного обучения, подготовительный, повышения квалификации и профессиональной переподготовки специалистов. Образовательный процесс обеспечивают 18 общеобразовательных и 22 выпускающие кафедры.
Выпуск журнала
Аннотация
© 2021 Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.The paper presents the results of experimental studies of critical heat flows in vertical small diameter channels, when the coolant moves from bottom to top, which were carried out in the Obninsk branch of MEPhI in the 70s of the last century but have not become widespread due to the lack of demand for their practical use. Nowadays, the interest in such works is manifested, first of all, in the development of compact plants and devices, particularly in nuclear power engineering. As a coolant, water, Freon"12 and 96% ethyl alcohol were used. High velocities of subcooled liquid at high heat fluxes on the channel wall lead to the so"called «fast crisis» of heat transfer. In this case, the magnitude of the heat flux depends mainly on the parameters of the coolant flow in the wall zone rather than the flow core. The «slow crisis» is mainly observed at high vapor concentrations, relatively low mass flow rates and in an annular"dispersed flow. The value of the critical heat flow in this case depends mainly on the flow parameters in the core, which are probably close to the average coolant flow parameters. The conditions in the near"wall region are also largely determined by the flow in the core. High heat transfer coefficients in a flow moving at high speed usually result in a much smaller and slower rise in the wall temperature. Sometimes a DNB heat flux can occur bypassing the boiling process. In the core of a VVER"type reactor operating in its nominal mode, surface boiling is present in a number of fuel rods. Probably, surface boiling will also be present in transportable and small" size nuclear power plants. Therefore, an important task is to conduct relevant research in this area.
Описание
Ключевые слова
Цитирование
Belozerov, V. I. Studies of critical heat fluxes in small diameter channels ИССЛЕДОВАНИЯ КРИТИЧЕСКИХ ТЕПЛОВЫХ ПОТОКОВ В КАНАЛАХ МАЛОГО ДИАМЕТРА / Ivanovich, B.V. // Izvestiya Wysshikh Uchebnykh Zawedeniy, Yadernaya Energetika. - 2021. - 2021. - № 3. - P. 44-57. - 10.26583/NPE.2021.3.04
URI
https://www.doi.org/10.26583/NPE.2021.3.04
 https://www.scopus.com/record/display.uri?eid=2-s2.0-85118481835&origin=resultslist
 https://openrepository.mephi.ru/handle/123456789/24928
Коллекции
Публикации