Published January 2006
| Version v1
Journal article
Studying the thermohydraulic processes in the steam generators for NPP with WWER
Description
One analyzes the results of experimental studies and of mathematical simulation of horizontal steam generators (SG). Measurements have revealed a complex nature of circulation in SG various sections, that is, one observes both steady ups and downs and unsteady variable motion. On the basis of the STEG computer code one has conducted numerical study to optimize arrangement of heat exchanging pipes in the PGV-1000 bundle. Distribution of thermal and hydraulic parameters within the 2-nd circuit of the PGV-1000 has been found out to be consistent with the experimental data. One provides recommendations to ensure further studies
Abstract (Russian)
Рассмотрены результаты экспериментальных исследований и математического моделирования горизонтальных парогенераторов (ПГ). Измерения выявили сложный характер циркуляции в различных зонах ПГ - наблюдается как устойчивое подъемное или опускное, так и неустойчивое переменное движение. С помощью кода STEG проведено расчетное исследование по оптимизации компоновки теплообменных труб в пучке ПГВ-1000. В результате установлено, что распределение теплогидравлических параметров во II контуре ПГВ-1000 согласуется с экспериментальными данными. Даны рекомендации по продолжению исследованийAdditional details
Additional titles
- Original title (Russian)
- Исследование теплогидравлических процессов в парогенераторах для AEhS с VVEhR
Publishing Information
- Journal Title
- Teploehnergetika
- Journal Issue
- no.1
- Journal Page Range
- p. 27-37
- ISSN
- 0040-3636
- CODEN
- TPLOA5
INIS
- Country of Publication
- Russian Federation
- Country of Input or Organization
- Russian Federation
- INIS RN
- 37104407
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- COMPARATIVE EVALUATIONS; COMPUTERIZED SIMULATION; DESIGN; HYDRAULICS; NUCLEAR POWER PLANTS; OPTIMIZATION; PERFORMANCE; S CODES; STEAM GENERATORS; TUBES; TWO-PHASE FLOW; WWER TYPE REACTORS
- Descriptors DEC
- BOILERS; COMPUTER CODES; ENRICHED URANIUM REACTORS; EVALUATION; FLUID FLOW; FLUID MECHANICS; MECHANICS; NUCLEAR FACILITIES; POWER PLANTS; POWER REACTORS; PWR TYPE REACTORS; REACTORS; SIMULATION; THERMAL POWER PLANTS; THERMAL REACTORS; VAPOR GENERATORS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 19 refs., 9 figs., 1 tab.