Расчет энерговыделения

Поглощение заряженных частиц может сопровождаться испусканием у-квантов, например тормозное излучение при поглощении (3-частиц. Энергия у-квантов рассеивается главным образом вне тонкого экрана, поглощающего заряженные частицы. Это должно быть учтено как в расчете мощности излучения, поглощаемого в экране, так и в расчете энерговыделения в защите, примыкающей к экрану. Для окружающей среды экран становится плоским источником у-квантов. Такой источник всегда можно представить суммой дисковых плоских источников. Подобная интерпретация является распространенным вариантом. В связи с этим рассмотрим схему расчета тепловыделения в некоторой среде от плоского дискового источника. Обозначим элемент поверхности диска ds. Из спектра у-квантов выделим кванты с энергией, близкой к До. Предположим, что скорость [c.109]

Расчет распределения функционалов нейтронного потока, таких, как нейтронная мощность дозы излучения за защитой, интегральная доза облучения конструкционных материалов, энерговыделение, обусловленное замедлением нейтронов, распределение интегралов радиационного захвата и активации. [c.78]

Расчет прохождения первичного и вторичного у-излучения в защите реактора вычисление мощности дозы у-квантов за защитой, радиационного энерговыделения и т. д. [c.78]

До выполнения детального расчета распределения температур внутри защиты представляется важным оценить общую мощность энерговыделения в защите. С учетом ее величины решается [c.107]

Относительно просто решается рассматриваемая задача методом двухэтапного расчета. На первом этапе рассчитывается плотность тока у-квантов на внешней поверхности объемного источника. При этом не принимается во внимание наличие защиты и соответственно обусловленное ею обратное рассеяние у-квантов. На втором этапе рассчитывается мощность удельного энерговыделения в защите от плоского источника у-квантов, расположенного на границе защиты. Отнесенная к единице площади мощность источника принимается равной рассчитанной на первом этапе плотности тока у-квантов из источника. Предполагается, что у-кванты испускаются источником сферически симметрично в угол 2 л. [c.116]

Для расчета температурных полей в защите желательно интерпретировать функцию д (г, о) простой аналитической функцией. Из рис. 11.3 видно, что д г, Ео) может быть представлено суммой экспонент или даже постоянной величиной в случае кривой 1. Мощность удельного энерговыделения, как правило, определяется формулами, содержащими интегральные [c.118]

При этом неточность представления (рг) формулой (11.20) в интервале г 0,5—30 см не превышает 8%. Решая задачу по определению энерговыделения в защите ядерного реактора, следует иметь в виду, что в первых слоях защиты наибольший вклад в энерговыделение дают у-кванты, излучаемые из реактора. В последующих слоях возрастает роль вторичных у-квантов, возникающих непосредственно в самой защите в результате поглощения нейтронов. В работе [4] приведены результаты расчета плотности захвата нейтронов (сопровождающегося испусканием у-квантов) в стальных пластинах различной толщины, расположенных в воде на расстоянии 60 см от поверхности активной зоны реактора. Результаты этих расчетов представлены на рис. 11.6. Из рисунка видно, что величина плотности [c.119]

Печник, искусно сооружая домашний очаг, полагается в основном на опыт и интуицию. Но и он производит пусть самые примитивные, но все же расчеты. Конечно, вряд ли какой-нибудь, даже самый опытный, печник сможет хотя бы примерно назвать величину энерговыделения своего творения или производительность его, например в килоджоулях в час. Все предъявляемые к создаваемому им источнику теплоты требования сводятся [c.155]

К сожалению, путь к ответу на поставленный вопрос лежит через однообразный, хотя и при другом давлении, повторный расчет. Итак, снова за микрокалькулятор. Считая, что при одинаковой температуре плотность увеличивается примерно пропорционально росту давления, т. е. р=0,314(1 0,1)—3,14 кг/м , а вязкость не зависит от него, можно получить Аг = 4-10 , Reo=337,8 и щ= = 0,99 м/с. Далее, опуская излишние объяснения, находим рабочую скорость фильтрации газа гг=0,99-1,6 = = 1,584 м/с, его массовый расход через 1 м решетки в 1 с 4,974 кг/(м2-с), что в пересчете на нормальные условия даст 3,847 м (м -с), или 13,85-10 мЗ/(м2-ч). Затем получаем поток угля Gt = 3,847 5,4=0,71 кг/(м2-с) и энерговыделение газораспределительной решетки qs= = 16,6-10 -0,71 = 11,8 МВт/м2. Уносимый из слоя тепловой поток составит 1188,8-4,974 = 5,9 МВт/м2 и реализуемый — 11,8—5,9=5,9 МВт/м2. Коэффициент (максимальный) теплообмена между кипящим слоем и омываемыми поверхностями а=400 Вт/(м -К) площадь поверхности трубного лучка в расчете на 1 газораспределительной решетки 24,6 м , что потребует в варианте, [c.162]

Поскольку место кризиса неизвестно, расчет Мкр проводится в следующем порядке 1) зная закон энерговыделения, находят гд для некоторого начального участка канала, имеющего длину г, в предположении, что кризис наступает на его конце 2) затем, считая энерговыделение на 2д равномерным, определяют критическую мощность участка N 9 ( э. Д вх ) = Л кр ( . Д вх. ) Изменяя дайну 2 от нуля до полной длины канала I, находят совокупность значений кр ( ) участков различной длины. После этого с помощью формулы [c.82]

Удовлетворительные результаты для снижения трудоемкости расчетов дает ступенчатая аппроксимация профиля энерговыделения, и эквивалентная длина Может находиться из соотношения [c.82]

Выход продуктов деления из облученной UOg. Выход продуктов деления при низком удельном энерговыделении. Механизм диффузии. Выход продуктов деления из облученной иОг зависит от физического состояния горючего. Таблетки высокой плотности (93% теоретической) с энерговыделением до 400 вт/сл /ЫГ = 31,4 ег/сл1) при нормальных условиях эксплуатации, как правило, не претерпевают изменений. В таких предположениях наблюдалось хорошее согласие между результатами измерений и расчета диффузионного выхода долгоживущих газообразных продуктов деления из твэла [13]. Буф [20] и Франк [8] нашли решение зависящего от времени и стационарного уравнений диффузии, описывающих выход продуктов деления из сферических частиц с учетом образования и радиоактивного распада ядер. [c.136]

Энергия емкостного накопителя, частично использованная на формирование канала пробоя в твердом теле, вносится в твердое тело (объект разрушения) в форме энерговыделения Wk на активной нагрузке разрядного контура, представленной активным сопротивлением канала разряда Методы расчета данного переходного электрического [c.53]

Предложенные аппроксимации Rk достаточны для решения практических задач обоснования оптимальных параметров генерирующей аппаратуры. Они позволяют вести расчет переходных процессов в электрическом контуре генератора импульсов и обосновывать оптимальные параметры генератора по любому заданному критерию оптимизации (значениям мощности и энергии в определенные моменты времени). Применение (1.28) для расчетов переходного процесса сопряжено с трудностью априорного выбора Ai, однако простой вид функции R(t) допускает аналитические вычисления. Для синтеза схемы генератора импульсов по требуемым оптимальным параметрам энерговыделения в канале разряда можно воспользоваться диаграммой энергетических режимов искрового канала, представленной на рис. 1.20/И/. [c.55]

Движение теплоносителя в активной зоне ядерных реакторов является, как правило, турбулентным. Процессы, связанные с турбулентностью, сравнительно легко поддаются решению только в некоторых простых случаях. При решении же задач гидродинамики и теплообмена в активной зоне трудность описания турбулентного потока усугубляется сложностью геометрических форм элементов активной зоны, неравномерным характером энерговыделения и необходимостью определения локальных характеристик. Эти обстоятельства потребовали применения комплексного расчетно-экспериментального подхода к решению задач и создания новых методов (приближенное тепловое моделирование, учет анизотропности турбулентного обмена в сложных каналах, модель пористого тела и т. п.) с широким применением ЭВМ. На наш взгляд, только комплексный подход позволит получить наиболее полное представление о сложных процессах гидродинамики и теплообмена в активных зонах реакторов и создать надежные расчетные рекомендации. Диапазон теплогидравлических расчетов весьма широк от инженерных оценок по приближенным формулам до численных расчетов на математических моделях с помощью ЭВМ в зависимости от стадии проектирования ядерного реактора и степени изученности тепло-физических процессов. [c.7]

При тепловых расчетах величину потери q выбирают в зависимости от сорта топлива, способа сжигания и конструкции топочного устройства (табл. П-1 и П-2 приложения). Приведенные значения q справедливы при условии (Зр = и только для тех значений энерговыделений зеркала горения и объема топки q , избытка воздуха ат, которые рекомендованы в этих таблицах. Если то данные таблиц пересчитывают по формуле [c.58]

Вычислительные программы наряду с потоками нейтронов позволяют рассчитать распределение полного энерговыделения, нормированного на условно заданную мощность реактора. Перераспределение этой энергии между твэлами и другими материалами, входящими в элементарную ячейку ядерного реактора (замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами), слабо изменяет тепловыделение в топливе. Важно правильно произвести пересчет с условно заданной в расчете мощности на реальную. В настоящее время тепловая мощность реактора экспериментально может быть определена с погрешностью не менее 3 %. [c.186]

Точность расчета распределения полного энерговыделения по реактору с помощью вычислительных программ достаточно высокая. Для малых реакторов погрешность обычно не превышает 2 %. Для больших энергетических реакторов с такой точностью может быть вычислено распределение лишь по части реактора, имеющей размер, примерно равный длине миграции нейтрона Погрешность расчета по реактору в целом обычно составляет 10—20 %. [c.186]

Энерговыделение в /-м слое поглотителя бп/ можно определить по результатам нейтронно-физического расчета реактора [c.186]

Таким образом, из приведенного в этой главе обзора работ видно, что в настоящее время получена обширная информация о макрокинетических закономерностях энерговыделения и уравнениях состояния взрывчатых веществ. Хотя многие важные детали процесса инициирования и развития разложения В В за фронтом ударной волны не вполне ясны, полуэмпирический подход к решению проблемы оказался успешным и обеспечил возможность получения количественных данных, необходимых для расчетов ударно-волно-вых явлений в ВВ. Несмотря на многие явные и неявные приближения, часто интуитивного характера, полученное на основании такого [c.335]

Так как описанные выше расчеты дают как пространственное, так и энергетическое распределение потока нейтронов, то в программе могут содержаться блоки для определения различных величин, которые связаны с распределением потока нейтронов с сечениями. Так, помимо требуемого собственного значения и соответствующей собственной функции вычислительная машина может выдать такую ин( рмацию, как изменение плотности деления по пространству, полное энерговыделение, коэффициент конверсии (или воспроизводства), выгорание топлива и т. д. (см. гл. 10). [c.162]

Нейтронное и у-излучения из активной зоны реактора создают мощный поток энергии, В больших энергетических реакторах интенсивность излучения достигает 10 МэвЦсм -сек). Это приводит к тому, что мощность энерговыделения в конструкциях, находящихся в непосредственной близости от активной зоны, достиггает 100 бт/слг и более [45]. Для корпусов водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, которые рассчитаны на значительное давление, энерговыделение, связанное с поглощением излучений, может привести к дополнительным температурным напряжениям, которые необходимо учитывать в расчетах прочности. Кроме того, интенсивное нейтронное облучение вызывает структурные нарушения материала корпуса, которые, накапливаясь, приводят к изменению его прочностных характеристик-Существенными факторами для реакторов многих типов являются также коррозия материала корпуса и усталость этого материала от переменной нагрузки. [c.66]

Наряду с методом факторов накопления при расчете у-со-ставляющей энерговыделения иногда пользуются приближенным методом прямолинейного рассеяния [5]. Этот метод предполагает, что изменение энергии у-квантов, испытывающих компто-новское рассеяние, подчиняется формуле Клейна — Нншины — Тамма (см. 3.2), но направление движения у-квантов при этом остается тем же, что и до рассеяния. [c.68]

После оценки общей мощноети энерговыделения в защите выявляют распределение энерговыделения по объему. Полное объемное решение задачи,, как правило, весьма трудоемко. В инженерных расчетах представляется возможным ограничиться выявлением распределения энерговыделения лишь по глубине защиты с предположением о постоянстве полей энерго-выделения в двух других направлениях. Более просто решается задача с заряженными частицами. Эти частицы поглощаются на относительно коротких расстояниях. Практически вся их энергия передается материалам защиты на длинах, не превосходящих 2—3 см. Учет неравномерности распределения энерговыделения в столь топких слоях не представляется необходимым, Поэтому мощность удельного энерговыделения в защитных экранах, поглощающих заряженные частицы, можно определить как среднюю величину, равную частному от деления полной мощности поглощенных частиц на объем экрана с толщиной, соответствующей примерно 10-кратному ослаблению потока частиц. [c.109]

На рис. 3.3.1 представлены pF-диаграммы для расчета детонации сплошного и пористого гексогена. Здесь, в соответствии со схемой рис. 3.1.5, 3.1.6, представлены кривая холодного сжатия исходного гексогена, ударные и детонационные адиабаты, рассчитанные по уравнениям (3.1.27) и (3.1.30). Для сравнения приведены детонационные адиабаты при полном (100%) и неполном (75 и 50%) энерговыделении Qa. Точки Bj и Bj — точки Чепмена — Жуге для сплошного и пористого ВВ, определяемые с помощью прямых линий OBjA и O BjA (линий Рэлея — Ми-хельсона), которые являются касательными, проведенными из точек О VL О к соответствующим детонационным адиабатам. Здесь точки О ш О определяются исходным состоянием соответственно сплошного и пористого ВВ. При этом точки А в А соответствуют состояниям за ударной волной (в хид1пике). [c.268]

Проектный теплогидравлический расчет водографитового реактора типа РБМК. Расчет паропроизводительной установки типа РБМК (рис. 9.42) проводится с целью определения размеров активной зоны и требует задания следующих исходных данных тепловой мощности реактора Мт, давления в контуре реактора, температуры питательной воды, высоты активной зоны, толщины отражателей, шага квадратной решетки технологических каналов (ТК), размеров конструкционных элементов ТК (в том числе и твэлов) и контура циркуляции, коэффициента теплопередачи через зазор между оболочкой твэла и топливным сердечником (йз), коэффициента неравномерности энерговыделения по радиусу активной зоны и ТК кг, тк). Доли энерговыделения в твэлах (т)тв) в конструкционных материалах и в замедли-.реле. Кроме того, задаются лимитирующие параметры допустимая температура топлива (Т "), минимальный запас до критической мощности ТК (%р = и доля ТК в зоне [c.150]

Для решения задачи определения нестационарных температурных полей целесообразно использовать гомогенизированную модель течения, как и в случае расчета стационарных полей температур. Модель течения гомогенизированной среды [39] сводится к следующему. Реальный пучок заменяется пористым массивом с диаметром, равным диаметру пучка, в котором течет гомогенизированная среда — поток теплоносителя с распределенными в нем источниками объемного энерговыделения (теплоподвода) и гидравлического сопротивления pм /2радиусу пучка [9]..Определив толщину вытеснения пристенного слоя 5 и условно нарастив на стенки труб слой материала, равный по толщине 5 , можно рассматривать в новых границах свободное течение со скольжением гомогенизированной среды, полагая, что вектор скорости параллелен оси пучка, а Эр/с г = = 0. Поэтому в уравнении движения скорость и является скоростью в ядре потока (вне пристенного слоя), конвективные члены с поперечными составляющими скорости в левой части уравнения отсутствуют, а диффузишшый член учитьшает влияние различных механизмов переноса на поля скорости в поперечных сечениях пучка [13]. Таким образом, замена течения в реальном пучке труб течением гомогенизированной среды представляет собой инженерный прием, справедливость применения которого для расчета полей скорости и температуры, теплоносителя должна быть подтверждена экспериментально. [c.15]

При продольном обтекании пучков оребренных стержней и витых труб овального профиля наблюдается значительная ин-тенсиф икация процесса межканального перем.ешивания теплоносителя по сравнению с течением в круглой трубе [9, 39, 48]. Это очень важно для теплообменных аппаратов с заметной неравномерностью поля энерговыделения (теплоподвода) в поперечном сечении пучка. Обычно для определения распределений температуры в пучках оребренных стержней применяется метод расчета элементарных ячеек с учетом эффектов обмена массой, импульсом и энергией между ними, используя для замыкания системы уравнений экспериментально определяемый коэффициент перемешивания д = С,у/С/ [48]. Однако в этом случае при большом числе стержней (труб) в пучке требуются значительные затраты счетного времени на реализацию программы расчета. Поэтому в пучках витых труб для опреде-леция полей температур теплоносителя применяется метод гомогенизации реального пучка [9, 39], который рекомендуется и для расчета температурных полей в пучках оребренных стержней. [c.93]

В изложенном методе расчета предполагается, что вектор скорости параллелен оси пучка труб. Однако возможны случаи течения в пучке, когда необходимо учитывать при расчете нестационарного тепломассообмена и радиальную составляющую скорости. В этом случае можно использовать метод расчета, основанный на двухтемпературной модели течения двухфазной гомогенизированной среды с неподвижной твердой фазой, а течение в пучке труб с учетом объемных источников энерговыделенйя и трения описать следующей исходной системой уравнений [8] [c.138]

Пелагейченко К И ,. Сегаль М.Д. Методика расчета нестационарных теплогидравлических процессов в пористой среде с внутренними источниками энерговыделения. Препринт № 3581, ИАЭ им. Курчатова, 1982. 15 с. [c.236]

V — наибольшее значение комплекса, характеризующего неравномерность энерговыделения по высоте ТВС Я вс — высота тепловыделяющей сборки kr — коэффициент неравномерности тепловыделения по радиусу ТВС Якр — критическое давление г — скрытая теплота парообразования По — обогреваемый периметр ТВС Йт — минимальный теплогидравлический диаметр тепловой ячейки (pw) — массовая скорость теплоносителя Ibx, i — энтальпия теплоносителя на входе в ТВС и на линии насыщения. Будем считать, что выражение (2) использовалось в тепловом расчете рассматриваемой активной зоны для вычисления критической мощности наиболее теплонапряженной ТВС, определяющей предельные условия безаварийной работы реактора. Пусть эта тепловыделяющая сборка характеризуется параметрами Ятвс = 1 м v= 1,25 1,05 L, = A-[Q- м ПоЗ. = 8-10 " м. Если представить массовую скорость теплоносителя в виде (рш) = = /гшО/( твс 3600/у), где /Сш — коэффициент щайбования рассматриваемой ТВС %вс — число ТВС в активной зоне / — проходное сечение ТВС v — удельный объем теплоносителя на входе в ТВС, то при /гш=1,1 Ятвс = 400 и / = 6-10 м (pay) = G(785,5y). При изменении расхода теплоносителя через реактор в диапазоне 1000—1500 м /ч сформулированным условиям соответствует А = / к. Подставив выражение для А и (pw), а также значения перечисленных выше параметров в формулу (2), получим [c.143]

Основыми режимными характеристиками газомазутных топок являются избыток воздуха в топке, равномерность подачи топлива и воздуха во времени и по параллельно работающим горелкам (синхронность), энерговыделение в объеме топки. Параметры эксплуатационного режима согласно проекту новых Норм теплового расчета парогенераторов приведены в табл. 7-1. [c.76]

УВС вычисляет значения неизмеряемых величин на основании значений непосредственно измеряемых параметров. Алгоритмы ядерно-физических расчетов определяют распределение поля энерговыделения в реакторе и изотопный состав топлива. [c.287]

При теплогидравлических расчетах есть несколько отличий от расчетов в обычной энергетике. Рассчитывая топливный сердечник, учитывают, что в топливе выделяется 94—97 % всей энергии (зависит от состава реактора и уточняется в ходе нейтронно-физического расчета), однако в теплоноситель поступает около 100 %, так как около 3— 6 % выделяется в оболочках, кассетах, дистанцио-нирующих решетках, механических СУЗ и теплоносителе. Из сказанного следует, что необходимо проводить теплогидравлический расчет органов СУЗ, особенно если они расположены в специальных каналах (РБМК). В стержнях СУЗ ВВЭР, сделанных из нержавеющей стали с 3 %-ным содержанием бора, средняя плотность энерговыделения составляет 2—3 МВт/м . В реакторах РБМК стержни выполнены в виде трубок, заполненных карбидом бора В4С, и средняя плотность энерговыделения в них составляет 5—6 МВт/м . В реакторах на быстрых нейтронах в стержнях из В4С плотность энерговыделения достигает 100 МВт/м. Предельная температура контакта В4С с оболочкой из нержавеющей стали 873 К. [c.139]

В 1961 году А. Ф. Сидоров возглавил один из ведущих математических отделов — отдел по расчету критических параметров и энерговыделения ядерных сборок, ему тогда было всего 28 лет. К этому времени относится начало его работы по созданию эффективных вариационных методов построения оптимальных криволинейных сеток, к которой он неоднократно возвращался впоследствии при решении самых различных прикладных задач. Оценивая результаты, полученные на этом направлении в самом начале его научной карьеры, достаточно лишь заметить, что методика и соответствующая программа, автоматизирующие процесс выбора расчетной сетки, разработанные А.Ф. Сидоровым тогда (в конце 50-х годов), до сих пор являются частью комплексов программ при расчете задач энерговыделения как в РФЯЦ-ВНИИТФ (г. Снежинск), так и в РФЯЦ-ВНИИЭФ (г. Саров). [c.6]

Другое преимущество использования к проявляется при расчете спектра нейтронов в критических системах, оказывающихся в процессе счета слегка отличными от критических. При определении к число появляющихся при делении нейтронов меняется в к раз для достижения критичности. Эта процедура слабо влияет на спектр нейтронов, и полученный спектр может быть использован для нахождения распределения энерговыделения, коэффициента воспроизводства и т. п., по крайней мере, при 1—к 1, т. е. для систем, близких к критическим. Введение ац эквивалентно изменению для достижения критичности концентрации поглотителя с сечением поглощения, меняющимся по закону 1/и, а это должно воздействовать на спектр нейтронов. При о > О спектр ужестчается, а при ац < О — смягчается. Таким образом, спектр, полученный при определении ац, не следует использовать при расчете баланса нейтронов, за исключением тех случаев, когда на самом деле рассматриваются временные процессы (см. гл. 10). [c.40]

Многогрупповые уравнения и уравнения Р у- и 5л/-приближений есть дифференциальные уравнения, и они преобразуются в систему алгебраи-, ческих уравнений для машинных расчетов при введении дискретной пространственной сетки, приближенной замене производных разностями и т. д. В такой форме многогрупповые методы наиболее полезны для определения критичности, распределения энерговыделения, скорости реакций и т. п. для достаточно простых геометрий. С помощью быстродействующих ЭВМ многогрупповые уравнения позволяют получать результаты более высокой точности, чем оправдано с точки зрения достоверности сечений. Точность может быть повышена с помощью нормировки расчетов, обеспечивающей согласие с точными критическими экспериментами в простых геометриях (см. гл. 5). [c.43]

Накопление излучения в полости вакуумного хольраума должно происходить в результате проникновения в нее излучения от двух пинчей многопроволочных сборок, расположенных по торцам полости. По каждому из пинчей должен протекать импульс тока 60 МА, обеспечивая, по расчетам, после всех процессов сжатия пинча, генерации и переноса излучения, имплозию мишени и термоядерный микровзрыв с энерговыделением 380 МДж [29]. [c.66]

Плазма многопроволочной сборки, ускоренная давлением магнитного поля тока, ударяет по внутренней оболочке и переносит на нее разрядный ток. В момент соударения кинетическая энергия внешней плазмы и часть энергии проникшего с ней магнитного поля нагревают внутреннюю оболочку. Последующее токовое самосжатие всей композиции приводит к значительному повышению ее температуры и генерации интенсивного излучения в полости, где расположена мишень. По расчетам импульс разрядного тока с амплитудой 54 МА должен обеспечить инициирование термоядерного микровзрыва с энерговыделением 530 МДж [29]. Схема динамического хольраума первоначально была предложена и исследована в рамках программы Ангара [30. В настоящее время схемы вакуумного и динамического хольраумов интенсивно исследуются на установке 2 НЛ Сандия, США. Успешно продемонстрировано 7-кратное сжатие сферической мишени [29 [c.66]

Для оценки энерговыделения в бланкете будем исходить из сферически-симметричной модели нейтронного излучения из мишени с полной энергией в импульсе 350 МДж. Двумерные расчеты процесса переноса нейтронов с помощью кода M NP [45] показали, что коэффициент воспроизводства трития (КВТ) для бланкета, структура которого приведена в табл. 4.16, равен 1,12, а коэффициент усиления Л/= 1,05. [c.120]

Наконец, очень существенным является другой фактор, характерный для всех ИТР с низкой частотой повторения микровзрывов. В американском анализе есть ссылка на расчеты с использованием кода LASNEX, которые показывают, что импульсный генератор, доставляющий на Z-пинч 55-60 МА, может обеспечить термоядерный микровзрыв с большим энерговыходом, превышающим 0,5 ГДж. Для схем HTPZ(H) потребуется микровзрыв с энерговыделением, большим примерно на порядок величины. Как получить такую энергию, не указывает ни одна из анализируемых работ. [c.130]

При оценке теплового режима гермокабин и отсеков под действием внутренних источников тепла, а также для последующего определения суммарного количества тепла, поступающего в газовую среду, в целях расчета подсистемы терморегулирования, строят график энерговыделения приборов и оборудования (рис. 2.2). Затем определяют динамику изменения температур источников Ть Т2, Гз и суммарное количество тепла, поступающее в гермообъем, [c.28]

Формула (1.5) носит оценочный характер, так как, например, в реакторе, работающем на чиотом дейтерии, о азуются тритий и Не и идут не только I) -Г), но и 3) Т реакции, что существенно сказывается на знергетическом выходе. Однако идея расчета плотности мощности остается прежней и хорошо иллюстрируется формулой (1.5). Из нее следует, что плотность мощности зависит от преимущественного типа реакции, плотности и температуры плазмы. Примеры таких завиоимостей приведены на рис.1.6 (кривая I соответствует реакции при температуре 10 кэВ кривая 2 -I) реакции при температуре 100 кэВ кривая 3 - В "Т реакции при температуре 10 кэБ кривая 4 - —Т реакции при температуре 100 кэБ). Из этих данных видно, что представляицее практический интерес энерговыделение начинается при плотностях плазмы 10 - 10 м" и температурах 10 кэВ (10 К). [c.8]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...