Реактор переходной процесс

Это выражение для h t) можно было получить и непосредственно из уравнения (2.2.82), решая его при x(t) = 1. Функция (2.2.86) определяет переходной процесс в реакторе при подаче в момент = О в реактор жидкости с единичной концентрацией трассера. Стационарное значение концентрации трассера на выходе из реактора, соответствующее постоянной единичной входной концентрации, тоже равно единице, так как [c.75]

Инерционность переходного процесса в реакторе численно равна среднему времени пребывания трассера в аппарате. Этот результат очевиден с физической точки зрения чем больше время пребывания трассера в аппарате, тем больше требуется времени для того, чтобы па выходе сказалось изменение входной концентрации. [c.75]

Рис. в. 10. Переходной процесс на выходе проточного реактора идеального перемешивания при я= t (Со — начальная концентрация вещества X в реакторе). [c.248]

В том случае, когда начальная концентрация вещества X в реакторе равна нулю, т. е. Со = О, исходный оператор Л совпадает с линейным оператором А. Тогда функции g t) и h t) описывают реальные переходные процессы в рассматриваемом химическом реакторе. Функция g t) описывает процесс изменения выходной концентрации (t) в том случае, когда на вход реактора в момент времени / = 0 подается единичный импульс концентрации Свх(/) = = 6(0- Отметим, что [c.250]

Рис. 5,13. Переходной процесс на выходе проточного реактора идеального вытеснения при П=0 и при постоянном значении начальной концентрации.

Математическая модель для исследования переходных процессов в подканалах сборки тепловыделяющих элементов ядерного реактора. — Теплопередача, Сер. С, 1973, т. 95, № 2, с. 67—73. [c.285]

Переходные процессы в ЯЭУ условно можно разделить на три группы 1) аварийные, 2) быстрые , динамические, и 3) медленные , эволюционные. Процессы первой группы, протекающие за время, много меньшее 1 с, характерны для режимов с неконтролируемым разгоном ядерного реактора. Процессы третьей группы по времени соизмеримы с кампанией реактора, сопровождают длительную ресурсную работу установки. Вторая, наиболее обширная группа процессов, продолжительностью от единиц до тысяч секунд, включает нормальные динамические режимы установки, связанные с изменением ее функционального состояния под действием регуляторов, внешних условий и внутренних возмущений. Рассмотрим переходные процессы, относящиеся ко второй группе. [c.168]

Эксперимент проводился при р = 0,24 МПа, ру = 38 — 82 кГ/м -с, q = = 7,3 — 38 кВт/м . Параметры энергетических установок значительно выше, однако в переходных процессах (например, при авариях реакторов с потерей теплоносителя) условия охлаждения тепловыделяющих элементов приближаются к отмеченным выше. Особенностью этой работы является то, что авторов интересовала закономерность изменения не только коэффициента теплоотдачи, но и коэффициента гидравлического сопротивления в зависимости от типа используемой в опыте шероховатости. [c.187]

На рис. 9-11 показан переходный процесс в обычной системе регулирования, объект в которой описывается уравнением первого порядка с запаздыванием, причем постоянная времени равна времени запаздывания. Типичным примером такого объекта является реактор с мешалкой, включенный последовательно с тру бчатым реактором. Настройки регулятора, найденные по графику на рис. 9-8, являются консервативными, так как соответствующий им переходный процесс в системе не имеет перерегулирования. Интеграл модуля ошибки [c.253]

К) превышает единицу при фазовом сдвиге 180°, то процесс неустойчив. Так как Л =—1,0, то общий коэффициент усиления при нормальных условиях на всех частотах равен % и реактор всегда устойчив. Небольшие возмущения могут привести к быстро затухающим колебаниям температуры и конверсии. Увеличение концентрации реагентов от 10,7 до 12,8 может привести к увеличению общего коэффициента усиления до величины, большей единицы, и переходный процесс в системе станет колебательным с периодом колебаний 21 минут. Для увеличения устойчивости реактора могут быть использованы различные методы. [c.438]

О необходимости измерения скорости изменения мощности и самой мощности тремя независимыми измерительными каналами см. пояснения к 29.22. Требование оснащения таких измерительных каналов самопишущими приборами вызвано необходимостью обеспечить требования 30.4. настоящих Правил, а также стремлением дать возможность оператору при управлении реактором наблюдать за тенденцией изменения периода и мощности при переходных процессах. [c.421]

Нейтронная мощность реактора не падает мгновенно до нуля (или до мощности нейтронного источника) после достижения Каким-либо параметром аварийной уставки. Во-первых, в отдельных случаях схемой предусматривается некоторая задержка в прохождении аварийного сигнала для исключения ложных срабатываний A3, например, при кратковременных колебаниях напряжения, срабатывании АВР по электрическому питанию, случайных кратковременных колебаниях параметров и т. д. Обычно эта задержка не более нескольких десятых долей секунды. Во-вторых, от момента появления сигнала до приведения в движение исполнительных органов СУЗ также проходит несколько десятых долей секунды, связанных с конечным временем срабатывания релейных схем. В-третьих, скорость движения органов СУЗ конечна, их физический вбс (абсолютная величина отрицательной реактивности) ограничен и зависит от места расположения каждого органа по радиусу и высоте активной зоны. Поэтому скорость ввода отрицательной реактивности, как и скорость снижения нейтронной мощности, зависят от многих факторов. Рост температуры твэлов до предельной, при которой они повреждаются, зависит как от мощности реактора так и от расхода теплоносителя через активную зону. Поэтому анализируются все ситуации, связанные с недостатком расхода при данной мощности, чтобы выявить максимально возможную температуру твэлов в переходных процессах при наиболее тяжелых авариях. Если способы обеспечения сохранности ТВС уже выбраны, то для выбранной схемы система A3 должна обеспечить скорость снижения мощности в соответствии с этим требованием. [c.424]

Ранее отмечалось, что плотность нейтронов не должна быть столь большой, чтобы оказывать влияние на свойства среды за характерные времена переноса нейтронов. Естественно, в реакторе, работающем на большом уровне мощности, состав и температура, а следовательно, и макроскопические сечения будут постепенно меняться во времени. Однако масштаб времени этих изменений очень велик по сравнению с характерными временами переноса нейтронов. Поэтому задача решается путем проведения серии статических расчетов, в которых состав и т. п. меняются от одного расчета к другому. Такой же подход обычно используется при решении задач, связанных с пуском и остановкой реактора, когда изменения так относительно медленны, что серия статических расчетов обеспечивает достаточную степень точности. Эта проблема изучена в гл. 9. где показано, что изменение сечений при рассмотрении быстрых переходных процессов, например при скачке мощности, может быть учтено несколькими способами. [c.31]

Если реактор имеет асимптотическое поведение, т. е. геометрия реактора остается неизменной и переходные процессы уже завершились (см. разд.. 1.5.2, [c.376]

Существуют семь возможных значений к, шесть из которых соответствуют группам запаздывающих нейтронов (или их предшественников). При больших временах решение уравнения (9.27) характеризуется членом с наибольшим положительным значением со,,. Эта величина обычно обозначается сОд, а 1/ (Оо тогда является асимптотическим или установившимся периодом реактора. Указанные шесть (отрицательных) величин ( >1 соответствуют переходному процессу, который затухает в течение короткого промежутка времени. [c.380]

Наконец, будут рассмотрены очень большие возмущения, которые переводят реактор в состояние выше критического на мгновенных нейтронах. В особых случаях такие процессы прекращаются только из-за быстрого разрушения активной зоны, например, ее расплавления или выброса (жидкого) замедлителя. В этом случае представляет интерес определить последствия переходного процесса или импульса. Такие проблемы возникают при анализе импульсных реакторов [31], при проведении экспериментов с быстрыми переходными процессами в системах с водяным замедлителем [32] и при рассмотрении последствий случайного достижения состояния высокой надкритичности. [c.390]

Следовательно, при оценке устойчивости реактора нельзя пренебрегать запаздывающими нейтронами. В отдельных случаях, возникающих при изучении очень быстрых переходных процессов, запаздывающие нейтроны не играют существенной роли (см. разд. 9.6.1). [c.402]

С помощью этой системы осуществили сбор информации в течение нескольких месяцев работы реактора перед его остановкой для профилактического ремонта, изучили нестационарные вибрации в процессе пуска и остановки при проведении профилактических работ, а также переходные процессы при разогреве и расхолаживании реактора. [c.201]

Здесь а, , V и обозначают коэффициент линейного расширения, модуль упругости, коэффициент Пуассона и коэффициент теплопроводности материала пластинки соответственно. При плотности мощности 100 Мет/фут упругие напряжения в пластинке толщиной /4 дюйма, изготовленной из материала со свойствами графита [т. е. к = = 13 Бт / ч-фут-° ), а = 6-10" (°К) , = 1,2 10 фунт/дюйм , V = 0,25 при температуре 5000° Н], будут приблизительно равны 6500 фунт/дюйм , а внутренний перепад температур будет близок к 1000° К. Такие напряжения в пластинке будут появляться только в том случае, если повышение мощности до данного уровня происходит мгновенно. Если материал обладает заметной ползучестью при напряжениях ниже рассчитанного значения упругого напряжения, то влияние ползучести проявляется в уменьшении напряжения при нагревании материала с конечной скоростью. Так как при одновременном воздействии нагрузки и температуры могут возникнуть напряжения, в какой-либо момент превышающие предел прочности, в результате чего наступит разрушение материала, то необходим анализ режима работы конструкции активной зоны реактора в каждом из ожидаемых переходных процессов работы реактора. Более подробное рассмотрение всех относящихся к делу явлений и методов анализа этой общей проблемы можно найти в литературе [9, 10, 11], [c.516]

С помощью переходной функции (5.4.29) можно найти аналитическое выражение для процесса перехода химического реактора из некоторого стационарного режима, соответствующего постоянному значению входной концентрации = к другому стацио- [c.252]

Температурный режим оболочек твэлов в за-кризисной области определяется характером кризиса теплообмена, который может возникать как в стационарных условиях (см. п. 2.3.6 ). так и в аварийных и переходных режимах, связанных с нестационарными процессами охлаждения активной зоны реактора. [c.197]

Поэтому, прежде чем приступить к расчету реакторов, по литературным или экспериментальным данным оценивают область протекания процесса - диффузионную, кинетическую или переходную, в которой вклад и диффузионных, и кинетических стадий соизмерим. [c.654]

Ответственные элементы многих современных машин и аппаратов подвергаются при эксплуатации интенсивным воздействиям переменных (часто циклических) температурных полей и механических нагрузок. Число циклов за срок службы может быть невелико (до 5 10 ), и тогда долговечность лимитируется условиями малоциклового разрушения. При чередовании переходных режимов работы, для которых характерно быстрое изменение нагрузок и температур, со стационарными длительными нагружениями существенное влияние на процессы деформирования и разрушения оказывает ползучесть. В таких условиях работает разнообразное технологическое оборудование металлургической и химической промышленности (засыпные устройства и колосники печей, кристаллизаторы, валки прокатных станов и машин для непрерывного литья заготовок, чаши, химические реакторы и др.), а также элементы газовых и паровых турбин (диски, лопатки, камеры сгорания), космических аппаратов и сверхзвуковых самолетов, активной зоны ядерных реакторов. Обеспечение их прочности и долговечности — сложная научно-техническая проблема, актуальность которой возрастает в связи с непрерывным повышением требований к технико-экономическим показателям и надежности машин и аппаратов. [c.3]

В процессе выхода реактора на мощность нейтронный поток в активной зоне изменяется от потока, определяемого нейтронным источником, до номинального. При этом поток на ионизационные камеры и счетчики меняется от 10 —10 до 10 —10" нейтронов/ (см -с). Поэтому измеряемая величина меняется на несколько порядков, и для того чтобы обеспечить надежный контроль в каждом диапазоне, применяются приборы с несколькими диапазонами контроля измеряемой величины, а также разные датчики й вторичные приборы для измерения в существенно разных диапазонах. Понятно, что для обеспечения непрерывного контроля измеряемой величины во всех диапазонах необходимо, чтобы эти диапазоны перекрывались ке менее чем на один порядок. Это значит, что должны существовать на контрольно-измерительных приборах переходные области, в которых еще довольно надежен контроль в предыдущем диапазоне и в то же время появилась возможность надежно контролировать ту же величину в следующем диапазоне. [c.422]

В последнее время большое внимание уделяется изучению конвективного теплообмена при нестационарном режиме. Интерес к этой проблеме возник главным образом в связи с задачами регулирования и управления теплообменными аппаратами, работающими с высокими тепловыми нагрузками. В качестве примера можно назвать ядерный реактор. Управление реактором требует знания его характеристик не только при стационарном, но и при переходных режимах (пуск, остановка, изменение мощности), а также режимах, возникающих при авариях (например, уменьшение или прекращение подачи теплоносителя вследствие повреждения насоса). Одним словом, важно знать поведение аппарата в динамике. Естественно, что для этого необходима разработка методов расчета процессов теплообмена в каналах системы охлаждения реактора при нестационарных режимах. [c.353]

В работе [47] три типа термисторов стержни, бусы и диски — облучали интегральным потоком быстрых нейтронов 5,5-10 нейтрон1см и интегральной дозой у-облучения 2-10 эрг1г. Исследовали переходные процессы, хотя испытываемые элементы имели исключительную чувствительность к колебаниям температуры реактора. При измерении вольт-амперных величин во время и после облучения не были обнаружены изменения значений отрицательных температурных коэффициентов сопротивления. [c.359]

При пуске ТА, так же как и при работе на частичных нагрузках, важным моментом является обеспечение допустимых скоростей перехода с одного уровня мощности на другой. Ограничения допустимых скоростей изменения температур теплоносителей в переходных режимах теплообменного оборудования часто становятся определяющими для времени проведения режимов всей АЭС. В конечном итоге время переходных процессов влияет на термонапряженное состояние конструкции ТА и определяет их надежную работу. Допустимое время переходных процессов обычно определяется после тщательного исследования температурного и прочностного состояния узлов и деталей конструкции при различных скоростях проведения режимов. Сложность конструкций и условий работы теплообменного оборудования в составе АЭС не всегда позволяет достаточно точно определить прочностные характеристики конструкции в том или ином переходном режиме расчетным путем, в связи с чем возникает необходимость в экспериментальных исследованиях. Данные по переходным режимам могут быть получены также при пусконаладочных работах на АЭС (по замерам температуры и напряжений в наиболее напряженных узлах). Так, при пусконаладочных работах на реакторе БН-350 были уточнены требования по режиму пуска и вывода на мощность ПТО [12]. В частности, выяснилось, что разогрев ПТО из холодного состояния необходимо выполнять со скоростью изменения температуры греющего теплоносителя около 5°С/ч ступенями (по 20 °С) и выдержкой на каждой ступени в течение 5— 10 ч, а переход с одного уровня мощности на другой осуществляется ступенями по 10% с выдержкой на каждом уровне мощности. Несколько больщие скорости изменения мощности достигнуты в установке БН-600, где они составляют 30—40°С/ч вследст-30 [c.30]

Первым шагом при проектировании системы управления химическим реактором является изучение его температурной устойчивости. Основные особенности анализа устойчивости одинаковы для всех экзотермических реакций независимо от того, проходят ли они в реакторах непрерывного или периодического действия. В некоторых случаях, особенно при использовании реакторов с насадкой, реактор цроектируется таким образом, чтобы он и без системы автоматического регулирования был устойчив при отклонениях температуры от заданного значения. Для большинства реакторов с мешалкой система автоматического регулирования должна обеспечить более быстрый переходный процесс или управление работой реактора в неустойчивой точке. В том случае, когда системы автоматического регулирования недостаточно, чтобы стабилизировать быстро изменяющуюся температуру, применяется система автоматической аварийной блокировки, которая позволяет остановить реакцию путем выключения подачи сырья в реактор или выведения катализатора. [c.406]

В расчетах принято, что стенка корпуса реактора тсшщиной 213 мм имеет дефект в виде полуэллиптической трещины, длина I которой на поверхости в шесть раз превышает глубину сив процессе роста форма трещины остается неизменной. Расчет учитывал все циклы изменения нафузки под воздействием типичных переходных процессов в системах водяного реактора под давлением. [c.536]

Кинетика реактора. Конструкцию ракетного ядерного реактора с точки зрения его ядерпо-физических свойств можно в основном определить на основе нейтронных расчетов в стационарных условиях его работы. Однако допустимые условия устойчивой работы реактора и переходные режимы во время пуска, остановки или изменения мощности реактора могут быть рассчитаны только при исследовании его кинетики. В случае ракетных ядерных реакторов иметь сведения о кинетических характеристиках реактора так же важно, как располагать данными о его критичности, так как рабочие значения плотности мощности так велики, что небольшие отклонения нейтронного баланса от проектных условий могут привести к полному разрушению такого реактора в течение долей секунды. Как правило, точное исследование переходного режима работы реального сложного реактора в конечном счете так же сложно, как и точный расчет его стационарного режима однако погрешности знания многих инженерных параметров в переходном процессе работы реактора (скорости нарастания температуры, скорости деформации конструкции и т. д.) так велики (в пределах 20%), что нет смысла проводить детальные исследования. В этом случае, как и при статических расчетах, много может быть сделано при помощи приближенных методов. [c.524]

В качестве примера, демонстрирующего особенности использования программного комплекса, остановимся на задаче моделирования динамики системы автоматического регулирования ядер-ной паропроизводящей установки (ЯППУ) малой мощности с реактором интегрального типа. В процессе проектирования системы автоматического регулирования исследовались проблемы расчетного обоснования ядерной безопасности ЯППУ в переходных режимах и в проектных аварийных ситуациях (обесточивание, стоп-вода , стоп-пар , отключение главного циркуляционного насоса и секций парогенератора и др.). Структурная схема моделируемой системы (см. рис. 11 на вклейке) скомпонована с помощью элементов каталога Реакторные блоки , а субмодели Кинетика нейтронов , Система управления , Теплофизические параметры АЗ и т.д., представляющие собой сложные многоуровневые структуры, набраны из каталогов общетехнической библиотеки типовых блоков. Общее число элементов в схеме - более 370, функциональных переменньгх - около 3000. На этом же рисунке размещены окна визуализации поведения физических параметров системы автоматического регулирования в процесее моделирования. [c.77]

Оценке прочности оборудования АЭС предшествует в этом случае анализ теплогидравлических процессов во времени, сопровождающих указанные режимы, с тем, чтобы получить историю силового и температурного нагружения трубопроводов, корпусов реактора, парогенераторов, их В1 три-хорпусных устройств и опорных конструкций. Поскольку подробное рассмотрение этих процессов и методов их моделирования выходит за рамки данной книги, приведем лишь основные уравнения теплообмена и гидродинамики теплоносителя, которые будут привлечены в дальнейшем для анализа температурных полей и гидродинамических воздействий в переходных режимах. [c.90]

На АЭС с киняпдими реакторами канального типа процесс разделения фаз и получения пара происходит в выносных барабанах-сепараторах. На развитие барабанов-сепараторов значительное влияние оказали конструкции барабанов паровых котло-агрегатов тепловых электрических станций. Однако существует целый ряд специфических факторов, влияющих на выбор технического решения при создании барабанных сепараторов значительный радиоактивный фон как в номещении, где расположен барабан-сепаратор, так и внутри него, наличие свободного кислорода, продуктов гидролиза в теплоносителе, необходимость обеспечения запаса воды в случае работы в аварийных и переходных режимах, большая единичная па-ропроизводительность, сравнительно небольшое давление теплоносителя (6—9 МПа), высокая частота реакторной воды в барабане-сенараторе. Наличие [c.321]

Использование материалов повышенной прочности с более плавными переходными кривыми, а также стремление к компромиссным конструктивным решениям с точки зрения работоспособности и стоимости изделий привели к возникновению некоторых новых оценок качества материала, базирующихся на ТНП. При испытаниях на динамическое раздирание (ДР) определяется вся переходная кривая для наихудших условий службы материала, т. е. при наличии быстро распространяющейся трещины. Положение переходных кривых зависит от толщины образца, вплоть до самой большой (75 мм для корпусов реакторов). На рис. 121 представлены кривые, иллюстрирующие поведение тонких (16 мм — сплошная кривая) и толстых (>75 мм) — штриховая кривая) образцов. Важно отметить, что ТНП не зависит от толщины образца при выбранном размере длины трещины (наплавки), так как толщина 16 мм оказывается уже достаточной для стеснения деформации, приводящей к хрупкому разрушению если размер трещины с толщиной меняется, то ТНП с ростом габаритов образца повышается. Переходная кривая для толстых образцов принята за предел интервала переходных температур (ИППТ) хрупко-вязкого перехода, так как сочетание высокой скорости деформации (динамическое испытание) и большая толщина (>75 мм) считаются наиболее жесткими условиями из тех, которые могут встретиться в процессе эксплуатации. [c.209]

Гидротрансформатор - одноступенчатый, комплексный, полупрозрачный, имеет три алюминиевых колеса (рис. 108) насосное 2, турбинное 50, реактор 1 на муфтах свободного хода роликового типа. ГТ помещается на чугунном картере 44, который через переходный картер 41 крепится к основному корпусу 39 коробки передач. Опорные диски И и поршни 14 фрикционных муфт имеют на наружной поверхности те же шлицы, что и на корпусах. При сборке муфт выступы опорных дисков 11 входят во впадины шлицев корпуса, заводятся поворотом в кольцевую канавку выступов корпусов и фиксируются шестью сухарями 24. Сухари 24 крепятся к опорным дискам двумя болтами и контрятся стопорными планками 23. Масло, попадая по каналам и отверстиям в подпоршневые полости муфт, перемещает поршни 14 в осевом направлении, причем, когда одна из трех полостей находится под давлением, две другие соединены со сливом, обеспечивая тем самым включение только одной передачи. Поршни, сжимая пакеты дисков, обеспечивают передачу крутящего момента с первичного вала на ведомые шестерни. Для возврата поршней в исходное положение (при снятии давления) служат цилиндрические витые пружины 28 (двенадцать на каждую фрикционную муфту), которые с одной стороны опираются на поршень 14, а с другой — на опорную шайбу 27. Опорные шайбы запираются на корпусах муфт с помощью полуколец 15. В подпоршне-вых полостях при разомкнутом положении дисков всегда будут оставаться некоторые объемы масла, наличие которых отрицательно сказывается на работе муфт. В частности, при большой частоте вращения в этих полостях может создаваться давление на поршень, который подожмет пакет, что приведет к повышенному износу дисков и ухудшению тяговых качеств автогрейдера. Для отвода этого вредного объема на периферии каждой полости ввернуты жиклеры слива 9. Жиклеры помогают также процессу опорожнения под-поршневой полости от масла при выключении муфты, но несколько затягивают процесс включения. Все шестерни первичного и [c.175]

Во многих системах автоматического регулирования производственных процессов имеется запаздывание сигнала между элементами замкнутого контура. Запаздывание имеет место, если, например, температура потока на выходе теплообменника измеряется в точке, отстоя-шей на несколько метров от конца тенлообменника. Приборы-анализаторы для реакторов н дистилляционных колонн обычно помещаются на некотором расстоянии от аппаратов, и изменение концентрации компонентов в системе передается к прибору с запаздыванием. Для реакторов вытеснения запаздывание равно времени пребывания в реакторе. Для характеристики запаздывания применяются термины чистое запаздывание и транспортное запаздывание . В случае систем с распределенными параметрами или систем, состоящих из последовательного соединения большого количества звеньев первого порядка, начальная реакция на ступенчатое изменение иногда незаметна. Хотя подобные системы по существу не имеют запаздывания, их переходная харак- [c.117]

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 ртжимные. 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 прн эксплуатации головного об разца 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. [c.382]

Муллито-корундовые огнеупоры в сажевом реакторе в условиях переменной окислительно-восстановительной среды при 1350—1500° С показали удовлетворительные результаты [230]. В процессе службы в рабочей зоне огнеупора в результате взаимодействия его со стекловидным веществом, главным образом с золой сырья, синтезируется муллит. Для огнеупоров муллито-корундового состава характерно то, что образование муллита наблюдается только в рабочей зоне и в некоторых случаях в переходной [224]. [c.102]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...