Готові списки джерел за темами / Реактор ядерний / Статті в журналах
Щоб переглянути інші типи публікацій з цієї теми, перейдіть за посиланням: Реактор ядерний.

Статті в журналах з теми "Реактор ядерний"

Автор: Grafiati
Опубліковано: 30 травня 2022
Оновлено: 31 травня 2022

Оформте джерело за APA, MLA, Chicago, Harvard та іншими стилями

Оберіть тип джерела:

Ознайомтеся з топ-50 статей у журналах для дослідження 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.

Переглядайте статті в журналах для різних дисциплін та оформлюйте правильно вашу бібліографію.

1

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 джерела
Анотація:
Две катастрофы планетарного масштаба в Чернобыле и Фукусиме и множество других аварий и инцидентов на предприятиях атомной промышленности создают значительный риск для биосферы. Все установленные на атомных электростанциях (АЭС) реакторы и хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) представляют высокую опасность из-за огромного количества радионуклидов, накопленных в ОЯТ, значительная часть которых может быть выброшена во внешнюю среду в чрезвычайных ситуациях, обусловленных совершенно разными, а потому непредсказуемыми причинами. Из действующих реакторов наибольшую опасность представляют блоки типа Чернобыльского (реактор большой мощности канального типа – РБМК). Высокую радиационную опасность представляет смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо), которое пока используется в небольшом числе реакторов, но предполагается для широкого использования. Производство такого топлива сопряжено с отравлением внешней среды плутонием. Особую опасность создает возможность использования МОКС-топлива в «грязной» атомной бомбе. Еще более высокую опасность для среды представят реакторы на быстрых нейтронах с ядерным топливом на основе плутония, который при каждом реакторе необходим в количестве 20 тонн для замыкания топливного цикла. Плутоний при аварии в тысячи раз опасней для среды и жизни людей, чем цезий-137. Кроме того, из плутония любого изотопного состава может быть изготовлено ядерное взрывное устройство. Возможности получения необходимого количества плутония возрастают вследствие расширения географии ядерной энергетики. Экологический и террористический риск, обусловленный атомной энергетикой, можно минимизировать при переходе от уран-плутониевого ядерного топливного цикла к торий- урановому. Жидкое торий-урановое топливо можно корректировать по составу в активной зоне реактора, удаляя и аккумулируя летучие и газообразные продукты, а в критической ситуации можно слить. Начало такому переходу могут положить реакторы небольшой мощности. С большой атомной энергетикой следует подождать, остановив как можно скорее все РБМК-реакторы, высокий уровень опасности которых рассмотрен в этой статье.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
2

Shepitchak, 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 джерела
Анотація:
Дослідницькі реактори є центрами інновацій та розвитку ядерних технологій, енергетики та науки, а сфера їх використання охоплює широкий спектр галузей. Конструкція деяких дослідницьких реакторів подібна до енергетичних ядерних реакторів, оскільки вони призначалися для дослідження нових технологій генерації електроенергії і були прототипами сучасних конструкцій енергетичних ядерних реакторів. Незважаючи на більш низьку потужність і, відповідно, меншу кількість ядерного палива та радіоактивних речовин, що утворюються під час експлуатації дослідницьких реакторів, їх потенційна небезпека для населення і навколишнього середовища все ж велика та потребує належного аналізу безпеки з використанням сучасних методів та з урахуванням досягнутого рівня науки і техніки. Розвиток і підтримка високого рівня безпеки є важливим і першим пріоритетом для забезпечення ефективності та сталого розвитку не тільки дослідницьких реакторів, а й атомних електростанцій. Невід’ємною складовою цього процесу є встановлення вимог з безпеки, які будуть застосовні для всіх типів дослідницьких реакторів і не обмежуватимуть їх потенціал. У листопаді 2020 року, за результатами трирічної діяльності унікальної робочої групи, до складу якої входили фахівці Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», була затверджена остаточна редакція референтних рівнів безпеки для діючих дослідницьких реакторів. Основною метою цих референтних рівнів є встановлення загальних вимог, що поширюватимуться на всі типи дослідницьких реакторів, від практично нульової потужності до десятків мегават, і відповідно гармонізація національних вимог. Це друга стаття серії публікацій у журналі «Ядерна та радіаційна безпека», присвячених референтним рівням безпеки Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для діючих дослідницьких реакторів. Перша стаття серії присвячена підходам до розробки референтних рівнів безпеки WENRA для діючих дослідницьких реакторів.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
3

Lygotsky, 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 джерела
Анотація:
Проведено аналіз регулюючих вимог та рекомендацій міжнародних стандартів щодо безпеки дослідницьких реакторів. Проаналізовано положення вітчизняних регулюючих документів стосовно дослідницьких ядерних реакторів, які потребують перегляду та додаткового включення до нових нормативних документів з урахуванням міжнародного досвіду та сучасного рівня науки і техніки. Визначено підходи до вдосконалення нормативно-правової бази України у сфері ядерної та радіаційної безпеки стосовно дослідницьких ядерних реакторів.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
4

Shepitchak, 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 джерела
Анотація:
Тимчасова робоча група з розробки референтних рівнів для дослідницьких ядерних реакторів «WENRA Ad Hoc Working Group on Reference Levels for Research Reactors» (WGRR) була сформована у рамках ініціативи Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) у квітні 2017 року. Україна, як член WENRA, долучилася до робочої групи в складі експертів Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки». Основною метою діяльності робочої групи WGRR була розробка референтних рівнів для діючих дослідницьких ядерних реакторів з метою подальшої гармонізації вимог країн-членів WENRA. Це перша стаття із серії статей за напрямом гармонізації вимог для дослідницьких реакторів. У цій статті авторами наведено передумови створення робочої групи WGRR, визначення її основного завдання та підходи до розробки референтних рівнів.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
5

Yefimov, 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 джерела
Анотація:
Визначено критичні стискні сили і відповідні їм форми можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000 через втрату стійкості в період експлуатації. Отримані значення критичних стискних сил показують, що форма вигнутого через втрату стійкості напрямного каналу може містити кілька точок перегину, наслідком чого може бути збільшення часу падіння кластерів поглинаючих елементів до низу активної зони реактора і порушення, таким чином, нормальних умов експлуатації реактора.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
6

Третьякевич, 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 джерела
Анотація:
Представлен обзор нейтронно-физических программных средств различных стран, используемых для анализа и обоснования безопасности блока АЭС, в том числе для определения параметров активной зоны блока АЭС в различных режимах эксплуатации, расчета топливной кампании, выгорания ядерного топлива и т. д. Рассмотрены программные средства для создания библиотек малогрупповых констант, включающих нейтронные макроскопические сечения элементов активных зон ядерных реакторов в зависимости от физических характеристик ядерного реактора, программы-имитаторы активных зон ядерных реакторов для сравнительно быстрых вычислений нейтронно-физических характеристик на основе предварительно подготовленной библиотеки малогрупповых констант, и прецизионные программы на основе метода Монте-Карло. Предложены программные средства для проведения нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Белорусской АЭС эксплуатирующей организацией и регулирующим органом и его организациями технической поддержки.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
7

Severin, 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 джерела
Анотація:
Для параметричного синтезу систем автоматичного керування й вивчення різних законів керування енергоблоком атомної електростанції за нормальних режимів експлуатації побудовано математичні моделі систем керування ядерним реактором, парогенератором, паровою турбіною, енергоблоком. Виконано синтез оптимальних систем автоматичного керування з лінійними і нечіткими регуляторами генетичними алгоритмами для ядерного реактора, парогенератора, парової турбіни й усього енергоблока, що дає змогу порівняти нечіткі регулятори та традиційні ПІД-регулятори.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
8

Vlasenko, 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 джерела
Анотація:
На підставі прогнозних даних з виробництва та споживання електроенергії в Україні та з використанням наданого у рамках співробітництва з МАГАТЕ коду моделювання MESSAGE проведено оцінки структури виробництва електроенергії для різних сценаріїв розвитку ядерної генерації України до 2100 року. Виконано оцінки перспектив подальшого розвитку ядерної генерації на основі відкритого ядерно-паливного циклу (ЯПЦ) та удосконалених легководних реакторних установок (РУ), проведено аналіз можливого розвитку ядерної генерації у разі впровадження частково-замкненого та замкненого ЯПЦ з введенням в експлуатацію важководних РУ типу CANDU та реакторів на швидких нейтронах. Для різних варіантів ЯПЦ отримано прогнозні оцінки з динаміки введення в експлуатацію нових потужностей РУ, накопичення відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) та продуктів його переробки. Виконано порівняльний аналіз перспектив розвитку до 2100 року відкритого ядерно-паливного циклу України у разі накопичення (концепція «відкладеного рішення») та переробки ВЯП. Розроблено модель енергетичної системи України для коду МАГАТЕ MESSAGE.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
9

Kalvand, 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 джерела
Анотація:
У реакторах третього покоління наявність пасивних сис­тем захисту від тяжких аварій — обов'язкова вимога, тому робота має важливе значення для ядерної безпеки. Розглянуто декілька таких систем, що знаходяться в різних фазах завершеності, надано аналіз теплогідравлічних проблем і методи їхнього розв'язання для вдосконалення існуючих систем або створення нових, більш ефективних. Розроблені математичні моделі та проведений аналіз можуть бути корисними при конструюванні пасивних систем утримання розплава коріуму в контейнменті після його виходу з реак­тора.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
10

Ponomarenko, 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 джерела
Анотація:
Розглядається питання теоретичної оцінки фізичної частки запізнілих нейтронів в активній зоні реактора на теплових нейтронах, тепловидільні елементи якого містять тільки уранове паливо, до початку фізичного пуску — одного з найвідповідальніших і потенційно небезпечних ядерних процедур в експлуатації будь-якого реактора.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
11

Семенов, Евгений Вадимович, та Владимир Витальевич Харитонов. "Микроэкономика повышения безопасности АЭС на основе толерантного топлива". Microeconomics 100, № 5 (21 жовтня 2021): 49–61. http://dx.doi.org/10.33917/mic-5.100.2021.49-61.

Повний текст джерела
Анотація:
Приведена аналитическая методика оценки критериев микроэкономической эффективности инвестиций в АЭС с инновационным толерантным ядерным топливом, устойчивым к авариям. Показаны основные направления текущих исследований в мире по разработке различных вариантов толерантного ядерного топлива. Для оценки конкурентоспособности АЭС с топливом, устойчивым к авариям, предложено использовать коэффициенты влияния толерантного топлива на капитальные, операционные и топливные затраты, а также на эффективность использования установленной мощности реактора. Получены аналитические выражения, содержащие коэффициенты влияния, для оценки основных критериев эффективности инвестиций в АЭС с таким топливом: внутренней нормы доходности, приведенной стоимости электроэнергии, дисконтированного периода окупаемости и чистого дисконтированного дохода. Приведены результаты анализа чувствительности микроэкономических критериев к предложенным коэффициентам влияния, что позволяет определить наиболее важные направления для детального анализа экономических эффектов от внедрения толерантного топлива в ядерную энергетику.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
12

Пронских, Виталий Станиславович. "Проблемы ядерных технологий и радиационной безопасности". Digital Scholar: Philosopher's Lab 3, № 3 (2020): 6–24. http://dx.doi.org/10.5840/dspl20203323.

Повний текст джерела
Анотація:
В статье обсуждаются этические проблемы, возникающие в ходе развития ядерных технологий, и сопутствующие вопросы радиационной безопасности. Уделено внимание этическим дилеммам и их возможным решениям. Выполнен критический анализ соответствующих дискуссий, ведущихся, в первую очередь, в англоязычной литературе, и обсуждена специфика, связанная с их переносом в российский контекст. Рассмотрены этические проблемы, возникающие в контексте исчерпания запасов урановых ресурсов и обращения с ядерными отходами и включающие неизбежные риски для настоящего и будущих поколений. Среди них меж- и внутрипо-коленческая справедливость (проблема Гардинера) и проблема идентичности будущих поколений (проблема Парфита); проблемы коллективности и индивидуальности в оценке допустимых радиационных доз для работников ядерных предприятий и населения, относящиеся к необходимости комбинирования деонтологического и утилитаристского подходов в практике радиационной защиты. Показываются культурные различия в отношении к безопасности нынешнего и будущих поколений населения стран и регионов и коррелирующая с ними неоднозначность в выборе технологии ядерных реакторов, длительного захоронения или переработки ядерных отходов; двойные стандарты в обеспечении радиационной безопасности персонала ядерных объектов и населения; этические проблемы компенсации рисков работникам радиационно-опасных производств; вопросы гендерных различий в чувствительности к радиационному воздействию, гендерного равенства и дискриминации по отношению к доступу к рынку труда в атомной промышленности. Отмечается важность социогуманитарного обсуждения этических проблем ядерных технологий и радиационной безопасности. Оно в настоящий момент практически отсутствует в русскоязычной философской литературе, несмотря на его исключительную важность ввиду как уровня развития ядерной энергетики в России, так и потенциальных рисков, которые эти технологии несут нынешнему и будущим поколениям сотрудников ядерных объектов, а также населению страны, соседних стран и мира. Задача настоящей статьи – инициировать такую дискуссию.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
13

Galchenko, V., та A. Mishyn. "Порівняльний аналіз нейтронно-фізичних характеристик кампанії реактора з використанням різних наборів бібліотек ядерних даних для програмного продукту WIMSD5B". Nuclear and Radiation Safety, № 3(67) (20 вересня 2015): 8–12. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.3(67).02.

Повний текст джерела
Анотація:
Точність та якість результатів розрахунків як стаціонарних, так і перехідних процесів активної зони реактора, значною мірою залежать від процесу підготовки нейтронно-фізичних констант, який можна зробити коректнішим, оновивши бібліотеку ядерних даних програмного продукту. У статті наведено порівняльний аналіз розрахунків активної зони ВВЕР-1000 за допомогою коду DYN3D із застосування константного забезпечення, підготованого кодом WIMSD5B за різними бібліотеками ядерних даних. Розглянуто можливість використання деяких бібліотек, випущених у рамках проекту модернізації бібліотек WIMSD5B, та проведено порівняння отриманих результатів.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
14

Байтелесов, С. А., С. Н. Кудиратов та Ф. Р. Кунгуров. "ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ИЗОТОПОВ В ПРОДУКТАХ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА". «Узбекский физический журнал» 21, № 1 (21 лютого 2019): 44–49. http://dx.doi.org/10.52304/.v21i1.49.

Повний текст джерела
Анотація:
Ядерное топливо типа ИРТ-4М из активной зоны исследовательского реактора ВВР-СМ выгружалось каждый раз при различных выгораниях. Активности изотопов в продуктах деления, выходящих из ядерного топлива, измерены и сравнены с максимально допустимыми значениями. В результате определено, что активность всех нуклидов в продуктах деления ядерного топлива ниже максимально допустимого предела. Обнаружено что активность нуклидов в продуктах деления ядерного топлива увеличивается с возрастанием выгорания. Сделан вывод, что ядерное топливо типа ИРТ-4М может быть использовано в активной зоне до значений более 50% выгорания без вреда для эксплуатации и радиационной обстановки реактора.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
15

Borysenko, V. I., and I. M. Kadenko. "Some features in experimental determination of subcriticality in nuclear reactor and accelerator driven system." Nuclear Physics and Atomic Energy 18, no. 2 (June 25, 2017): 170–78. http://dx.doi.org/10.15407/jnpae2017.02.170.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
16

Lysychenko, G., та Yu Ol'khovyk. "Щодо повернення в Україну високоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-440 Рівненської АЕС". Nuclear and Radiation Safety, № 3(63) (1 вересня 2014): 43–47. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).09.

Повний текст джерела
Анотація:
Розглянуто процеси формування осклованих високоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива на ВО «Маяк» (РФ). Показано, що технології оскловування призводять до формування алюмофосфатної матриці, яка містить змішаний склад продуктів поділу і трансуранових нуклідів, що утворились у відпрацьованому ядерному паливі енергетичних реакторів ВВЕР-440, реакторів на швидких нейтронах, дослідницьких реакторів і ядерних енергетичних установок атомних підводних човнів.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
17

Ponomarenko, P., E. Taborovskaya, V. Tyapkina та M. Frolova. "Про ядерне гідрування оболонок твелів з цирконію та його сплавів у реакторі типу ВВЕР-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 2(58) (18 червня 2013): 36–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2013.2(58).08.

Повний текст джерела
Анотація:
Розглянуто фізичні моделі процесів ядерного гідрування оболонок тепловидільних елементів з цирконію та його сплавів, що відбуваються в нейтронних полях активної зони реактора типу ВВЕР з діоксидом урану як ядерним паливом, наслідком яких є втрата пластичності матеріалу оболонки і поява тріщин у ній під час роботи.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
18

Dudka, O., Y. Kovbasenko та Y. Bilodid. "Використання аксіального профілю розподілу вигоряння при аналізі ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 3(55) (22 липня 2012): 34–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.3(55).07.

Повний текст джерела
Анотація:
Аналізуючи ядерну безпеку сховищ відпрацьованого ядерного палива з урахуванням вигоряння палива (burnup credit), необхідно враховувати розподіл вигоряння по довжині касети. Найпростіше та водночас консервативно можна прийняти вигоряння по довжині відпрацьованих ТВЗ однаковим й рівним середньому вигорянню на найменш вигорілих кінцевих ділянках. Однак це призводить до заниження вигоряння по касеті порівняно з реальним середнім значенням у 1,5—2,5 раза. Для зняття надлишкового консерватизму, закладеного в такому підході, пропонується метод консервативного врахування аксіального профілю розподілу вигоряння по довжині ТВЗ. Заснований на результатах аналізу аксіальних профілів розподілу вигоряння відпрацьованих ТВЗ, цей метод може використовуватися в обґрунтуванні ядерної безпеки систем поводження й зберігання відпрацьованого палива.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
19

Lobach, Yu, M. Lysenko та V. Makarovsky. "Обґрунтування вибору стратегії зняття з експлуатації дослідницького ядерного реактора ВВР-М". Nuclear and Radiation Safety 12, № 3 (17 вересня 2009): 46–51. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-3(43).09.

Повний текст джерела
Анотація:
Подано аналіз факторів, які обумовлюють вибір стратегії зняття з експлуатації дослідницького ядерного реактора ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України. Згідно з обраною стратегією визначено послідовність етапів зняття з експлуатації, склад робіт на цих етапах, а також необхідні умови та інфраструктура для своєчасного і ефективного виконання запланованих заходів.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
20

Cherniak, Ya, O.-i. Shugailo, D. Brik, K. Kuznetsova та V. Demeshko. "Узагальнення результатів робіт з оцінки технічного стану та продовження строку експлуатації деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000 енергоблоків № 1 – 4 ВП ЗАЕС". Nuclear and Radiation Safety, № 1(89) (19 березня 2021): 36–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).05.

Повний текст джерела
Анотація:
Умови експлуатації деталей головного ущільнення реактора призводять до того, що механічні властивості шпильки з часом змінюються та розподіляються по довжині нерівномірно. Такий розподіл механічних властивостей потребує врахування під час оцінки міцності головного ущільнення реактора і безпосередньо самої шпильки. У цій статті проаналізовано досвід виконання робіт з оцінки технічного стану деталей головного ущільнення реактора енергоблоків № 1 – 4 Відокремленого підрозділу «Запорізька атомна електростанція» під час переходу до довгострокової експлуатації з урахуванням результатів проведених державних експертиз ядерної та радіаційної безпеки. Розглянуто узагальнені відомості щодо впливу експлуатаційних факторів на властивості металу деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000. Проаналізовано необхідність урахування змін властивостей металу деталей вузла головного ущільнення реактора під час їх розрахункових обґрунтувань міцності та вплив цих факторів на формування заходів з управління старінням.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
21

Begun, S., та S. Shirokov. "Реактори, що базуються на технології CANDU". Nuclear and Radiation Safety, № 1(53) (12 березня 2012): 37–43. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.1(53).07.

Повний текст джерела
Анотація:
Проаналізовано використання реакторної технології CANDU у світовій атомній енергетиці. Розглянуто переваги й недоліки впровадження даної технології з економічної та технічної точки зору. Висвітлено технологічні проблеми використання реакторів типу CANDU, проблеми із забезпеченням ядерної безпеки. Визначено відповідні ризики впровадження даної реакторної технології в атомній енергетиці України.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
22

Avramenko, A. A., М. М. Kovetskaya, A. V. Kravchuk та Yu Yu Kovetskaya. "ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ИННОВАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК". Industrial Heat Engineering 38, № 4 (20 серпня 2016): 47–62. http://dx.doi.org/10.31472/ihe.4.2016.05.

Повний текст джерела
Анотація:
Представлен обзор перспективных технологий ядерных энергетических установок для решения задач повышения безопасности и экономической эффективности. Показана роль теплофизических исследований для совершенствования легководных ядерных реакторов.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
23

Tryshyn, V., O. Svarychevska, I. Pavlenko, O. Gaidar, I. Maliuk, А. Sajenyuk, O. Svyatun та S. Teletska. "Результати багаторічного радіаційного моніторингу впливу дослідницького ядерного реактора ВВР-М ІЯД НАН України на об’єкти навколишнього природного середовища на території його санітарно-захисної зони та зони спостереження". Nuclear and Radiation Safety, № 1(89) (19 березня 2021): 21–29. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).03.

Повний текст джерела
Анотація:
У статті описані результати радіаційного моніторингу об’єктів навколишнього природного середовища в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження дослідницького ядерного реактора ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України за 2019 рік та проведено їх порівняння з даними за попередні роки. За досліджуваний період проаналізовано динаміку рівнів загальної бета-активності осідаючого пилу й атмосферних випадінь та скидних вод з основних колекторів Інституту ядерних досліджень, концентрації бета-активних аерозолів у приземному шарі атмосферного повітря, а також вмісту основних радіонуклідів техногенного походження (насамперед, 3H, 90Sr і 137Cs) у зразках ґрунту, рослинності, талої води снігового покриву тощо.Отримані результати радіаційного моніторингу свідчать, що за весь період спостережень не було виявлено достовірного збільшення вмісту радіоактивних речовин у контрольованих параметрах порівняно з рівнями, характерними для м. Києва. Багаторічні дослідження, що проводились у лабораторії Центру екологічних проблем атомної енергетики Інституту ядерних досліджень НАН України, дозволили накопичити значний фактичний матеріал щодо радіаційної ситуації на території санітарно-захисної зони і зони спостереження та обґрунтувати висновок про відсутність техногенного радіоактивного забруднення об’єктів навколишнього середовища, зумовленого експлуатацією ДЯР ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
24

Prokhorets, I., S. Prokhorets, E. Rudichev, D. Fedorchenko та M. Khazhmuradov. "Дослідження ядерної безпеки об’єктів методом Монте-Карло". Nuclear and Radiation Safety 12, № 3 (17 вересня 2009): 32–35. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-3(43).06.

Повний текст джерела
Анотація:
Надано результати дослідження безпеки об’єктів, що складаються з тепловидільних збірок реактора ВВЕР-1000 в транспортному контейнері та мішенного пристрою джерела нейтронів, керованого прискорювачем електронів. Методика досліджень — математичне моделювання з використанням програмних кодів MCNP4C та MCNPX.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
25

Khalatov, A. A., S. D. Severin та T. V. Donyk. "АНАЛИЗ ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОГО ЦИКЛА БЛОКА ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ЯЭУ С ГЕЛИЕВЫМ РЕАКТОРОМ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ И ВОДОРОДА". Industrial Heat Engineering 37, № 5 (5 листопада 2017): 49–57. http://dx.doi.org/10.31472/ihe.5.2015.06.

Повний текст джерела
Анотація:
Приведен анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии модульной ядерной энергетической установки четвёртого поколения с высокотемпературным гелиевым реактором тепловой мощностью 250 МВт для совместного производства электроэнергии и водорода. Дается анализ влияния параметров парогенератора на показатели эффективности цикла.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
26

Shmelev, A. N., G. G. Kulikov, V. А. Kurnaev, G. H. Salahutdinov, E. G. Kulikov, and V. А. Аpse. "FUSION HYBRID WITH THORIUM BLANKET: ON ITS INNOVATIVE POTENTIAL IN FUEL CYCLE OF NUCLEAR REACTORS." Problems of Atomic Science and Technology, Ser. Thermonuclear Fusion 37, no. 2 (2014): 3–16. http://dx.doi.org/10.21517/0202-3822-2014-37-2-3-16.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
27

Кочнов, О. Ю., та В. В. Поздеев. "Опыт модернизации производства осколочного99Мо на ядерном реакторе ВВР-ц". Ядерная физика и инжиниринг 5, № 5 (2014): 387–93. http://dx.doi.org/10.1134/s2079562914050030.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
28

Петровский, А. М., Т. Н. Корбут, Э. А. Рудак та М. О. Кравченко. "Расчет нейтронного излучения в отработавшем ядерном топливе реактора ВВЭР-1200". Известия Российской академии наук. Серия физическая 84, № 10 (2020): 1504–8. http://dx.doi.org/10.31857/s036767652010018x.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
29

Kovbasenko, Y., та M. Yeremenko. "Визначення ізотопного складу відпрацьованого палива реакторів РБМК для подальшого аналізу ядерної безпеки з урахуванням вигоряння палива". Nuclear and Radiation Safety, № 2(50) (15 червня 2011): 35–42. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2011.2(50).07.

Повний текст джерела
Анотація:
На теперішній час для проміжного зберігання палива, що вивантажується або вже вивантажено з енергоблоків Чорнобильської АЕС, використовується станційне сховище «мокрого» типу СВЯП-1. Результати попереднього аналізу критичності СВЯП-1 показали необхідність використання в процесі аналізу ядерної безпеки за параметр безпеки вигоряння палива “burn credit rincipe”. В роботі наведено результати відбору та тестування розрахункових кодів для визначення ізотопного складу відпрацьованого палива реакторів РБМК. Проаналізовано способи консервативного врахування впливу експлуатаційних характеристик вигоряння палива в подальшому аналізі ядерної безпеки СВЯП-1 з урахуванням вигоряння палива.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
30

Магомадова, Р. А. "НЕЙТРИННЫЕ ОСЦИЛЛЯЦИИ КАК СВОЙСТВА НЕЙТРИНО". II Всероссийской научно-практической конференции «Digital Era», № 2 (25 березня 2022): 134–39. http://dx.doi.org/10.36684/59-2022-2-134-139.

Повний текст джерела
Анотація:
В настоящее время бурно развивается исследование нейтрино. В данной области физики элементарных частиц в последние 20 лет было сделано много важных открытий. Одним из наиболее значимых открытий являются нейтринные осцилляции. В настоящее время существует несколько проектов, направленных на разработку детектора нейтрино для практического использования в сфере гарантий распространения ядерных материалов. Такие детекторы могут измерять конкретные параметры ядерного реактора на расстоянии, например, мощность и выходную мощность. Именно в пределах этих расстояний и должны проявляться нейтринные осцилляции.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
31

(Alexander O. Pavliuk), Павлюк Александр Олегович, Беспала Евгений Владимирович (Evgeniy V. Bespala), Котляревский Сергей Геннадьевич (Sergey G. Kotlyarevskiy), Волкова Анна Генриховна (Anna G. Volkova) та Захарова Елена Васильевна (Elena V. Zakharova). "ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКАЯ ОБРАБОТКА ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ". Izvestiya Tomskogo Politekhnicheskogo Universiteta Inziniring Georesursov 329, № 12 (21 грудня 2018): 30–38. http://dx.doi.org/10.18799/24131830/2018/12/18.

Повний текст джерела
Анотація:
Актуальность исследования обусловлена необходимостью разработки эффективных методов дезактивации облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов с целью снижения потенциальной опасности для дальнейшего захоронения. Цель: разработка метода электрохимической дезактивации графитовых радиоактивных отходов в химически агрессивных средах и определение оптимальных параметров ведения процесса. Методы: экспериментальные исследования процесса электрохимической обработки облученного графита в различных электролитах и при различных условиях. Результаты. Показана принципиальная возможность электрохимической обработки графитовых радиоактивных отходов. Представлена конструкция электролизера для проведения процесса обработки, и описана методика проведения эксперимента. Проанализированы электродные процессы, и определены факторы, влияющие на эффективность электрохимической дезактивации. Представлены зависимости скорости разрушения графитовых анодов от плотности тока и различных концентраций кислот. Определено, что наибольшая скорость разрушения электродов наблюдается в концентрированной азотной кислоте. Экспериментально были получены зависимости, отражающие степень очистки графитовых РАО по радионуклидам 60Co, 134+137Cs, 154Eu, 241Am в зависимости от состава электролита. Выявлено, что максимальная степень дезактивации облученного ядерного графита при плотности тока 0,01 А/см2и температуре электролита (16–20) °C достигается в азотной кислоте с добавлением 0,2 М NaF. Проведен сравнительный анализ результатов экспериментов химической и электрохимической обработки графитовых радиоактивных отходов. Показано, что электрохимическая дезактивация графита позволяет снизить активность графита по 60Со в 2–10 раз и по 137Cs в 7–100 раз. При этом в процессе дезактивации не образуется газообразных продуктов реакции, которые необходимо улавливать, создавая ещё большее количество вторичных радиоактивных отходов.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
32

Смирнов, Александр Юрьевич, та Дмитрий Андреевич Кудряшов. "РАСШИРЕНИЕ ОБЛАСТИ ПРИМЕНЕНИЯ ЭЛЕКТРОПРИВОДА РЕГУЛИРУЮЩИХ ОРГАНОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ". Интеллектуальная электротехника, № 1 (2018): 28–35. http://dx.doi.org/10.46960/2658-6754_2018_1_28.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
33

Kukhotska, O., I. Ovdiienko та M. Ieremenko. "Розробка та валідація моделі ВВЕР‑1000 для коду PARCS". Nuclear and Radiation Safety, № 2(90) (14 червня 2021): 12–21. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).02.

Повний текст джерела
Анотація:
Сучасні підходи до моделювання процесів в активній зоні, насамперед у перехідних та аварійних режимах, з метою проведення аналізу безпеки ядерних реакторів, вимагають використання сполучених теплогідравлічних та нейтронно-фізичних розрахункових програм. Однією з таких програм є комп’ютерний код TRACE з модулем тривимірної кінетики PARCS. Розробка розрахункової моделі водо-водяного енергетичного реактора (ВВЕР-1000) для коду PARCS та подальша її валідація є складною багатоступеневою задачею, починаючи з підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, від якості якої залежить точність моделювання фізичних процесів в активній зоні, та закінчуючи проведенням валідаційних розрахунків та їх аналізом. У цій статті стисло описано всі стадії розробки розрахункової моделі та результати валідаційних розрахунків – наведено підходи до підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, необхідної для розрахунків кодом PARCS, коротко описані розроблені нейтронно-фізична та теплогідравлічна моделі активної зони та наведені результати валідаційних розрахунків реалізованої моделі ВВЕР‑1000 для коду PARCS. Метою проведених розрахунків є валідація розробленої розрахункової моделі активної зони ВВЕР‑1000 для комп’ютерного коду PARCS, а саме підтвердження того, що розроблена модель придатна для застосування у рамках проведення нейтронно-фізичних розрахунків стаціонарних станів та перехідних і аварійних режимів експлуатації реакторної установки ВВЕР‑1000. Валідація розрахункової моделі полягала в порівняльному аналізі отриманих результатів розрахунку основних нейтронно-фізичних характеристик із результатами, отриманими під час експериментальних досліджень чотирьох реальних паливних завантажень енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція», та з отриманими результатами розрахунку з використанням коду DYN3D для аналогічних розрахункових станів. Розрахункові моделювання охоплювали стани на мінімально контрольованому рівні та номінальному рівні потужності, а також за різних положень робочої групи органів регулювання системи управління і захисту, а також перехідний (динамічний) процес зі спрацюванням прискореного розвантаження блока для третього паливного завантаження енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція».
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
34

Kalvand, Ali, та I. Kazachkov. "Проблема охолодження розплава коріуму в контейнменті в пасивних системах захисту від тяжких аварій. Частина 2". Nuclear and Radiation Safety 12, № 2 (21 червня 2009): 51–55. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-2(42).09.

Повний текст джерела
Анотація:
Розглянуто декілька пасивних систем захисту від тяжких аварій, що знаходяться в різних фазах завершеності, надано аналіз теплогідравлічних проблем і методи їхнього розв'язання для вдосконалення існуючих систем або створення нових, більш ефективних. Розроблені математичні моделі та проведений аналіз можуть бути корисними при конструюванні пасивних систем утримання розплава коріуму в контейнменті після його виходу з реактора. Частину 1 статті опубліковано у випуску № 1 журналу «Ядерна та радіаційна безпека» за 2009 р.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
35

Кравченко, М. О., Э. А. Рудак, Т. Н. Корбут та М. В. Бобкова. "Описание статистических процессов в ядерном реакторе в формализме теории когерентных состояний". Известия Российской академии наук. Серия физическая 85, № 10 (2021): 1501–5. http://dx.doi.org/10.31857/s0367676521100203.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
36

Skalozubov, V., V. Vashchenko, T. Gablaia, A. Gudima та I. Kozlov. "Питання формування ефективних стратегій управління важкими аваріями". Nuclear and Radiation Safety, № 1(61) (17 березня 2014): 26–28. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.1(61).05.

Повний текст джерела
Анотація:
Однією з причин важких аварій, руйнівних вибухів і катастрофічних екологічних наслідків на АЕС Fukushima-Daiichi була недостатня підготовленість персоналу з управління подібними аварійними подіями. Уроки цієї аварії визначають необхідність підвищення обґрунтованості та ефективності дій персоналу з управління важкими аваріями для максимального запобігання катастрофічних екологічних наслідків. У статті розглянуто актуальні питання формування стратегій управління важкими аваріями для корпусних ядерних реакторів. Запропоновано принцип формування переліків стратегій управління важкими аваріями на основі вихідних подій аварій і відмов критичних функцій безпеки, що призвели до пошкодження ядерного палива.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
37

Volkov, Yurij Vasil’evich. "Stochastic theory of zero power nuclear reactors. Part 2. Probability of degeneration for a branching process and some issues of estimating the probability of a nuclear accident." Izvestiya Wysshikh Uchebnykh Zawedeniy, Yadernaya Energetika 2014, no. 2 (July 2014): 118–27. http://dx.doi.org/10.26583/npe.2014.2.13.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
38

Кабакчи, С. А., та О. П. Архипов. "Множественность радиационно-химических стационарных состояний при радиолизе водного теплоносителя в ядерном реакторе". Химия высоких энергий 50, № 2 (2016): 121–26. http://dx.doi.org/10.7868/s0023119315060108.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
39

Fraaz, E., and A. Malkov. "THE ANALYSIS OF NUCLEAR SAFETY AT TREATMENT OF MBIR REACTOR FUEL." PROBLEMS OF ATOMIC SCIENCE AND TECHNOLOGY. SERIES: NUCLEAR AND REACTOR CONSTANTS 2019, no. 2 (June 26, 2019): 206–14. http://dx.doi.org/10.55176/2414-1038-2019-2-206-214.

Повний текст джерела
Анотація:
The main results of neutron and physical calculations for the unirradiated and fulfilled fuel storages of the MBIR reactor, transport processing equipment and radiation protective cameras are adduced in this work. The analysis was made in full accordance with requirements of the state normative documents for nuclear safety of research nuclear facilities. The results of effective neutron reproduction coefficient calculations received with use of the MCU-RFFI/A program were used for the analysis. According to the results of neutron and physical calculations, the NSM mass, enrichment, a step and geometry of placement of products in a binding reactor facility rooms restrictions were set, norms of loading at which nuclear safety at the unirradiated and fulfilled storage of MBIR reactor fuel, transport and technological operations are provided both in regular conditions, and in the considered emergencies were defined. The dependence of effective coefficient of neutron reproduction changes at unauthorized water ingress into points of "dry" storage and the equipment from water density was calculated, the maximum values were defined. The extreme values of effective neutron reproduction coefficient at violation of placement geometry of the nuclear sharing materials owing to external influences and human errors were also defined. The quantity and geometry restrictions of products arrangement with the nuclear sharing materials for all radiation protective cameras on the basis of settlement researches were set.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
40

Nekhlyudov, I. M., Z. T. Nazarchuk, V. R. Skalskii, and L. N. Dobrovolska. "Application Of Acoustic Emission Method For Diagnostics Of Nuclear Reactor Bodies (review). Information Iii. Normative Base And Prospects For Application Of Acoustic Emission Method In Nuclear Power Generation." Техническая диагностика и неразрушающий контроль 2015, no. 2 (February 28, 2015): 16–25. http://dx.doi.org/10.15407/tdnk2015.02.03.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
41

Куликов, Г. Г., В. А. Апсэ, В. И. Наумов, А. Н. Шмелёв, Е. Г. Куликов та А. О. Шкодин. "Фундаментальное свойство сопротивляемости цепной реакции деления быстрым разгонам ядерных реакторов". Ядерная физика и инжиниринг 6, № 7-8 (2015): 371–85. http://dx.doi.org/10.1134/s2079562915040089.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
42

Shamanin, Igor’ Vladimirovich, Sergej Vladimirovich Bedenko, Yurij Borisovich Chertkov, and Il’dar Mukharamovich Gubaydulin. "Gas-cooled thorium reactor with fuel block of the unified design." Izvestiya Wysshikh Uchebnykh Zawedeniy, Yadernaya Energetika 2015, no. 3 (October 2015): 124–34. http://dx.doi.org/10.26583/npe.2015.3.13.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
43

Ieremenko, M., та V. Khalimonchuk. "Експертиза матеріалів обґрунтування впровадження нових типів ядерного палива на АЕС України. Досвід виконання незалежних перевірочних розрахунків". Nuclear and Radiation Safety, № 1(49) (10 березня 2011): 9–14. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2011.1(49).02.

Повний текст джерела
Анотація:
Розглянуто досвід ДНТЦ ЯРБ проведення експертизи документів обґрунтування впровадження нових типів палива реакторів ВВЕР на АЕС України. Наведено дані щодо типів використовуваних ТВЗ на українських атомних станціях, перелік основних нормативних документів, що визначають порядок впровадження й ліцензування нових типів палива, найближчі плани з подальшого їх впровадження. Представлено практику виконання незалежних перевірочних розрахунків, яка прийнята в ДНТЦ ЯРБ у процесі проведення Державної експертизи ядерної та радіаційної безпеки стосовно проблеми впровадження нових типів палива.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
44

Fraaz, E., A. Akimov, and A. Malkov. "THE ANALYSIS OF MIR REACTOR FULFILLED FUEL HANDLING NUCLEAR SAFETY." PROBLEMS OF ATOMIC SCIENCE AND TECHNOLOGY. SERIES: NUCLEAR AND REACTOR CONSTANTS 2019, no. 4 (December 26, 2019): 15–22. http://dx.doi.org/10.55176/2414-1038-2019-4-15-22.

Повний текст джерела
Анотація:
The main results of neutron and physical parameters calculations, which are important for nuclear safety during storage and transportation of irradiated working and loop fuel assemblies and irradiation devices of the MIR reactor, as well as working in radiation-protective research cameras for the assembling and disassembling of irradiation devices, are introduced in this report. The analysis was made in full accordance with requirements of the state normative research nuclear facilities nuclear safety documents. The results of effective neutron reproduction coefficient calculations received by the MCU-RFFI/A program were used for the analysis. The various emergency situations associated with personnel errors, falling of products during their transportation, pouring out the contents of covers, violation of the products placement order, changing in inhibitor (in particular water) density were considered during the analysis. The full unloading of the reactor core in case of an accident was also considered. As a result of the neutron and physical calculations analysis, safety of spent nuclear fuel storage, at all stages of its transportation, as well as working in radiation- protective research cameras subject to established restrictions was proved. Restrictions for the number of products and the geometry of their placement in the cooling pool, transport corridor, and radiation - protective cameras were set.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
45

Blokhin, A. I., and V. M. Chernov. "NUCLEAR PHYSICAL PROPERTIES OF AUSTENITIC NICKEL AND MANGANESE STEELS UNDER NEUTRON IRRADIATION IN NUCLEAR FISSION (FAST) AND FUSION REACTORS." Problems of Atomic Science and Technology, Ser. Thermonuclear Fusion 43, no. 3 (2020): 11–23. http://dx.doi.org/10.21517/0202-3822-2020-43-3-11-23.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
46

Malovik, Konstantin Nikolaevich, and Nikishin V. V. Nikishin. "Coolant Forecasting of Nuclear Reactors." Izvestiya Wysshikh Uchebnykh Zawedeniy, Yadernaya Energetika 2013, no. 1 (May 2013): 48–53. http://dx.doi.org/10.26583/npe.2013.1.07.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
47

Юсупов, Дмитрий Валерьевич, Леонид Петрович Рихванов, Наталья Владимировна Барановская, Юрий Владимирович Робертус, Валентина Ивановна Радомская, Людмила Михайловна Павлова, Любовь Александровна Дорохова та Александр Федорович Судыко. "БРОМ В ЛИСТЬЯХ ТОПОЛЯ УРБАНИЗИРОВАННЫХ ТЕРРИТОРИЙ: ПРИРОДНЫЕ И АНТРОПОГЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ ПОСТУПЛЕНИЯ". Izvestiya Tomskogo Politekhnicheskogo Universiteta Inziniring Georesursov 332, № 1 (24 січня 2021): 76–87. http://dx.doi.org/10.18799/24131830/2021/1/3001.

Повний текст джерела
Анотація:
Актуальность исследования. Бром является толассофильным, органофильным и эссенциальным элементом. Сочетание природно-антропогенных источников рассеяния этого элемента обуславливает комплексность и многофакторность его поступления в окружающую среду, оказывает влияние на особенности накопления и распределения галогена в природных средах. Основное внимание в работе сосредоточено на урбанизированных территориях локального и регионального уровней исследования с источниками эмиссии Br. Пути миграции и биогеохимической аккумуляции брома остаются слабо изученными вопросами. Цель: определить количественные содержания Br в листьях древесных растений рода тополь (Populus L.), произрастающих на урбанизированных территориях юго-востока Евразии, и на основе принципов биогеохимического районирования выявить ореолы Br нагрузки, определить главные факторы их формирования. Объект и методы. Объектом исследования являлись листья тополя (Populus L.). Отбор проб проведен в августе 2015–2018 гг. на территории 50 городов по равномерной сети с шагом 1×1 и 2×2 км. Средний объем выборок в городах составил 30 проб. Всего отобрано 1686 проб листьев тополя. Озоление листьев проводилось методом сухой минерализации в муфельной печи при температуре 450 °С в течение 5 час. Принимались во внимание литературные данные о том, что потери Br в золе, полученной при 400 °С, составляют не более 20 % от расчетной величины. Определение содержания Br и других химических элементов в золе листьев тополя проводилось методом инструментального нейтронно-активационного анализа в ядерно-геохимической лаборатории на исследовательском учебном ядерном реакторе (ИРТ-Т) в Томском политехническом университете. Результаты анализов обработаны методами описательной статистики, кластерного и дискриминантного анализов. Результаты. Среднее содержание Br в золе листьев тополя урбанизированных территорий составило 56,5±2,1 мг/кг, при разбросе от 0,3 до 1730,1 мг/кг. Медиана – 30,6 мг/кг. Нижнее аномальное содержание Br составило 103,4 мг/кг. Выявлены две сопряженные аномальные бромные биогеохимические области: Кулундинская – природного генезиса, и Северо-Казахстанская – природно-техногенного генезиса. Области объединены в бромную биогеохимическую субпровинцию, впервые описываемую в данной работе.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
48

Куликов, Г. Г., та А. Н. Шмелёв. "Тяжелые замедлители нейтронов для ядерных реакторов: об их нейтронно-физическом потенциале". Ядерная физика и инжиниринг 6, № 3 (2015): 117–30. http://dx.doi.org/10.1134/s2079562915020098.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
49

Пикулина, Г. Н., М. А. Овчинников, В. А. Юхневич, А. С. Кошелев, Ю. М. Дроздов, Н. В. Распопов, В. С. Майорников та И. М. Пискорский. "Развитие программно-управляемых комплексов мониторинга физических характеристик излучения исследовательских ядерных реакторов". Ядерная физика и инжиниринг 8, № 6 (2017): 533–38. http://dx.doi.org/10.1134/s2079562917050141.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
50

Абдулрахим, К. К., А. О. Толоконский, З. Лаидани та Р. Беррекси. "ОПТИМАЛЬНОЕ УПРАВЛЕНИЕ НА ОСНОВЕ ЛИНЕЙНО-КВАДРАТИЧНОГО РЕГУЛЯТОРА ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ". Вестник НИЯУ МИФИ 10, № 5 (2021): 436–47. http://dx.doi.org/10.1134/s2304487x21050023.

Повний текст джерела
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
Також вас можуть зацікавити добірки на тему "Реактор ядерний" для інших типів джерел:
Дисертації Книги
Ми пропонуємо знижки на всі преміум-плани для авторів, чиї праці увійшли до тематичних добірок літератури. Зв'яжіться з нами, щоб отримати унікальний промокод!

До бібліографії