Зміст
Добірка наукової літератури з теми "Реактор ядерний"
Оформте джерело за APA, MLA, Chicago, Harvard та іншими стилями
Ознайомтеся зі списками актуальних статей, книг, дисертацій, тез та інших наукових джерел на тему "Реактор ядерний".
Біля кожної праці в переліку літератури доступна кнопка «Додати до бібліографії». Скористайтеся нею – і ми автоматично оформимо бібліографічне посилання на обрану працю в потрібному вам стилі цитування: APA, MLA, «Гарвард», «Чикаго», «Ванкувер» тощо.
Також ви можете завантажити повний текст наукової публікації у форматі «.pdf» та прочитати онлайн анотацію до роботи, якщо відповідні параметри наявні в метаданих.
Статті в журналах з теми "Реактор ядерний"
Яковлев, Р. М., та И. А. Обухова. "НА ПУТИ К БЕЗОПАСНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ". Биосфера 9, № 2 (30 червня 2017): 27. http://dx.doi.org/10.24855/biosfera.v9i2.354.
Повний текст джерелаShepitchak, А., O. Kukhotskyi та O. Ligotskyy. "Огляд референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів". Nuclear and Radiation Safety, № 3(91) (17 вересня 2021): 22–31. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).03.
Повний текст джерелаLygotsky, O., А. Nosovskyi та I. Chemeris. "Порівняльний аналіз вимог міжнародних стандартів та нормативно-правових актів України стосовно безпеки дослідницьких реакторів". Nuclear and Radiation Safety 12, № 3 (17 вересня 2009): 20–25. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-3(43).04.
Повний текст джерелаShepitchak, А., O. Kukhotskyi, O. Ligotskyy та O. Kulman. "Підходи до розробки референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів". Nuclear and Radiation Safety, № 2(90) (14 червня 2021): 4–11. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).01.
Повний текст джерелаYefimov, A., M. Maksymov та Yu Romashov. "Втрата стійкості і форма можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 4(68) (23 листопада 2015): 14–18. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.4(68).03.
Повний текст джерелаТретьякевич, Сергей, та Филипп Сперанский. "Программные средства, применяемые для анализа и обоснования безопасности атомной электростанции в части нейтронно-физических вычислений". Journal of Civil Protection 1, № 3 (14 серпня 2017): 361–72. http://dx.doi.org/10.33408/2519-237x.2017.1-3.361.
Повний текст джерелаSeverin, V., та E. Nikulina. "Синтез оптимальних систем автоматичного керування енергоблока АЕС у нормальних режимах експлуатації". Nuclear and Radiation Safety, № 3(59) (18 вересня 2013): 62–68. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2013.3(59).11.
Повний текст джерелаVlasenko, M., O. Godun та V. Kyrianchuk. "Оцінка сценаріїв розвитку ядерної генерації України після 2030 року". Nuclear and Radiation Safety, № 1(61) (17 березня 2014): 8–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.1(61).02.
Повний текст джерелаKalvand, Ali, та I. Kazachkov. "Проблема охолодження розплава коріуму в контейнменті в пасивних системах захисту від тяжких аварій. Частина1". Nuclear and Radiation Safety 12, № 1 (10 березня 2009): 34–41. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-1(41).06.
Повний текст джерелаPonomarenko, P., S. Bezotosnyi та M. Frolova. "Про фізичну частку запізнілих нейтронів у активній зоні реактора з низькозбагаченим паливом при першому фізичному пуску". Nuclear and Radiation Safety, № 2(54) (25 квітня 2012): 19–20. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.2(54).04.
Повний текст джерелаДисертації з теми "Реактор ядерний"
Кшнякіна, Світлана Іванівна, Светлана Ивановна Кшнякина, Svitlana Ivanivna Kshniakina та Н. И. Гордийко. "Природный ядерный реактор". Thesis, Издательство СумГУ, 2010. http://essuir.sumdu.edu.ua/handle/123456789/21382.
Повний текст джерелаСеверин, Валерій Петрович, Олена Миколаївна Нікуліна та Дарина Андріївна Лютенко. "Модель системи автоматичного управління для маневрування потужністю реактора ВВЕР-1000". Thesis, НТУ "ХПІ", 2016. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/33462.
Повний текст джерелаThe multi-zone mathematical model of WWER-1000 reactor with lumped parameters as an object of automatic control is presented. The model of the reactor is supplemented by the equations of the regulators and is brought to the relative variables of the state. The axial offset is calculated as a quantitative measure of the reactor constancy.
Какуріна, Л. В., Вікторія Віталіївна Тараненкова та Галина Миколаївна Шабанова. "Дослідження продуктів гідратації спеціальних кальцій-барієвих глиноземних цементів з підвищеним вмістом заліза". Thesis, НТУ "ХПІ", 2016. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/26062.
Повний текст джерелаЛукинова, Дарина Андреевна, Валерий Петрович Северин та Елена Николаевна Никулина. "Моделирование процессов управления ядерным реактором ВВЭР-1000 для обеспечения маневренности энергоблока". Thesis, Львівська політехніка, 2018. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/43040.
Повний текст джерелаThe processes of changing the power of a nuclear reactor during power control by absorbing rods and introducing boric acid into the core using models of neutron and thermal processes, as well as models of changing the concentration of xenon and boron in the reactor core are considered.
Онисимчук, Тетяна Михайлівна. "Трансмутація радіоактивних відходів з удосконаленням системи сповільнення швидких нейтронів". Master's thesis, Київ, 2018. https://ela.kpi.ua/handle/123456789/25799.
Повний текст джерелаThe dissertation is devoted to the introduction of a fast neutron slowdown system in subcritical nuclear installations controlled by an external source made from recycled polyethylene terephthalate. The dissertation defines the performance indicators of subcritical systems with plastic moderator, proved the possibility of using the secondary polymer as a moderator of fast neurons, and the dependence of the ionizing radiation transmittance coefficient on the cycle of processing the material of the protective layer has been established. It is determined that the economic efficiency of the use of secondary raw materials, taking into account the increase in the amount of polymer in 1,3 times compared with the reference polyethylene, is defined by the savings of investments in the amount of 1 197 683 UAH at the time of calculation. The dependence of transmittance coefficient of ionizing radiation on the thickness of the outer layer of the retarder after the cyclic stages of processing, which is described by the polynomial of the 3rd order, is obtained.It was found that the permissible number of recycling cycles for polyethylene terephthalate is three, in which the thickness of the moderator will be 750 mm. In subsequent cycles of recycling, the use of secondary raw materials will be economically impractical. The developed start-up project of technology implementation on the domestic market predicts a one-time profit of about 800 thousand UAH for 1 year from the date of receipt of the certificate of conformity.
Диссертация посвящена внедрению системы замедления быстрых нейтронов в подкритических ядерных установках, управляемых внешним источником, выполненной из вторично переработанного полиэтилентерефталата. В диссертации определены показатели безопасности функционирования подкритических систем с пластиковым замедлителем, доказана возможность применения вторичного полимера в качестве замедлителя быстрых нейронов и установлена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от цикла переработки материала защитного слоя. Определено, что экономическая эффективность использования вторичного сырья с учетом увеличения количества полимера в 1,3 раза в сравнении с эталонным полиэтиленом, определяется экономией капиталовложений в размере 1 197 683 грн на момент проведения расчета. Получена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от толщины внешнего слоя замедлителя после циклических этапов переработки, которая описывается полиномом 3-го порядка. Выявлено, что допустимое количество циклов переработки для полиэтилентерефталата составляет три, при котором толщина замедлителя составит 750 мм. При последующих циклах переработки использование вторичного сырья экономически нецелесообразно. Разработанстартап-проект реализации технологии на отечественном рынке прогнозирует получение разового дохода в размере около 800 тыс. грн в течение 1 года от даты получения сертификата соответствия.
Северин, Валерій Петрович. "Моделі і методи оптимізації показників якості систем автоматичного управління енергоблоку атомної електростанції". Thesis, СПДФО Ізрайлев Є. М, 2007. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/32677.
Повний текст джерелаThesis for a doctor’s degree in speciality 05.13.07 – automation of technological processes. – National Technical University "Kharkiv Polytechnic Institute", Kharkiv, 2007. The thesis is devoted to the development of a perspective concept of atomic station power block automatic control systems synthesis on the basis of mathematical models and numeric methods of vector optimization of systems quality indexes. The methods for calculation of direct quality indexes and improved integral quadratic estimates have been created. The step-by-step principle of transition to the domain of system stability has been based. There have also been suggested vector goal functions including stability conditions and taking into consideration quality indexes priorities. The reliable optimization methods of vector goal functions have been suggested. Mathematical models in the state space for automatic control systems of nuclear reactor, steam generator and steam turbine have been worked out. The quality indexes optimization of power block control systems has been carried out, which allowed to estimate various regulator types efficiency.
Ромашов, Юрий Владимирович, та Э. В. Поволоцкий. "Решение задачи о напряженно-деформированном состоянии оболочки стержневого твэла с помощью метода конечных разностей". Thesis, НТУ "ХПИ", 2017. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/38336.
Повний текст джерелаЛукинова, Дарина Андреевна, Валерий Петрович Северин та Елена Николаевна Никулина. "Оптимизация показателей качества систем автоматического управления ядерным реактором ВВЭР-1000". Thesis, Національний університет біоресурсів і природокористування України, 2017. http://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/33125.
Повний текст джерелаThe results of mathematical modeling of automatic control systems of power of the nuclear reactor WWER-1000 are presented. The technique of optimization of direct quality indexes of automatic regulation system of power of a nuclear reactor with various types of regulators is applied.
Кобелев, А. М. "Комбинированный способ переработки реакторного графита в водяном паре и оксидно-солевых расплавах : автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук : 05.14.03". Thesis, б. и, 2021. http://hdl.handle.net/10995/96593.
Повний текст джерелаКобелев, А. М. "Комбинированный способ переработки реакторного графита в водяном паре и оксидно-солевых расплавах : диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук : 05.14.03". Thesis, б. и, 2021. http://hdl.handle.net/10995/96594.
Повний текст джерелаКниги з теми "Реактор ядерний"
Камерон, И. Ядерные реакторы. Москва: Энергоатомиздат, 1987.
Знайти повний текст джерелаШироков, С. В. Ядерные энергетические реакторы. Киев: НТУУ "КПІ", 1997.
Знайти повний текст джерелаБлан, Д. Ядра, частицы, ядерные реакторы. Москва: Мир, 1989.
Знайти повний текст джерелаШироков, С. В. Физика ядерных реакторов. Киев: Вища школа, 1993.
Знайти повний текст джерелаШироков, С. В. Физика ядерных реакторов. Киев: Вища школа, 1993.
Знайти повний текст джерелаЛомакин, С. С. Ядерно-физические методы диагностики и контролоя активых зон реакторов АЭС. Москва: Энергоатомиздат, 1986.
Знайти повний текст джерелаПавлович, В. М. Фізика ядерних реакторів. Чорнобиль, 2009.
Знайти повний текст джерелаТепловыделение в ядерном реакторе. М., 1985.
Знайти повний текст джерелаДинамика ядерных реакторов. М., 1990.
Знайти повний текст джерелаФрост, Б. Твэлы ядерных реакторов. М., 1986.
Знайти повний текст джерела