Увійти

Готові списки джерел за темами / Трансмутація відпрацьованого ядерного палива / Статті в журналах

Статті в журналах з теми "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива"

Щоб переглянути інші типи публікацій з цієї теми, перейдіть за посиланням: Трансмутація відпрацьованого ядерного палива.

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-24 статей у журналах для дослідження на тему "Трансмутація відпрацьованого ядерного палива".

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

Zaitsevsky, I., O. Kuchmagra, O. Molchanov, G. Odinokin, E. Lebedev, O. Novikov та V. Soloviov. "Установка для контролю глибини вигоряння відпрацьованих тепловидільних збірок РВПК-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 3(67) (20 вересня 2015): 18–23. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.3(67).04.

Повний текст джерела

Анотація:

Описано установку, призначену для інструментального контролю глибини вигоряння відпрацьованих тепловидільних збірок (УКГВ) у реакторі РВПК-1000 — технологічної операції, що проводиться з відпрацьованими тепловидільними збірками в сховищі відпрацьованого ядерного палива № 1 з метою підтвердження наявності відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) у тепловидільних збірках і визначення глибини вигоряння ВЯП. Розроблено методику оцінки глибини вигорання ВЯП з межею основної відносної похибки вимірювання не більше за 10 % при довірчій ймовірності 0,95 %. Наведено технічні характеристики, структуру, функціонування технічних засобів УКГВ.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

2

Galchenko, V., V. Solovyov та О. Gorodnycha. "Урахування вигоряння ядерного палива при обґрунтуванні ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива". Nuclear and Radiation Safety, № 2(54) (25 квітня 2012): 45–50. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.2(54).10.

Повний текст джерела

Анотація:

Проведено аналіз урахування вигоряння відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) РВПК-1000 та ВВЕР-1000 тільки з включенням актиноїдів та запропоновано методику урахування актиноїдного кредиту вигоряння. Проаналізовано два підходи до урахування вигоряння, в яких розглядалася система без урахування та з урахуванням розподілу ізотопів за висотою тепловидільної збірки (ТВЗ). Розрахунки проводилися з використанням комп’ютерних кодів SCALE і MCNP. Результати досліджень мають потенційно важливе значення для обґрунтування ядерної безпеки систем зберігання та транспортування ВЯП та можуть забезпечити технічне підґрунтя для розширення використання цієї методики для розрахунку таких систем.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

3

Vlasenko, M., O. Godun та V. Kyrianchuk. "Порівняльна оцінка інноваційних варіантів відкритого ядерно-паливного циклу в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 3(63) (1 вересня 2014): 10–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).02.

Повний текст джерела

Анотація:

У рамках участі України в міжнародному проекті МАГАТЕ з інноваційних реакторних установок та ядерно-паливних циклів INPRO виконано порівняльну оцінку варіантів конфігурацій ЯПЦ на основі перспективних реакторних установок III+ та IV поколінь. Критеріями оцінки є зведена вартість виробленої електроенергії, споживання природного урану та накопичення відпрацьованого ядерного палива. Оцінки виконано з урахуванням прогнозної динаміки споживання електроенергіїв Україні до 2100 року та з використанням розробленої у рамках співпраці з МАГАТЕ моделі енергетичної системи України для коду MESSAGE. Показано можливість перспективного розвитку ядерної генерації України на основі інноваційних реакторних установок на воді з надкритичними параметрами з одночасним скороченням об’ємів накопичення відпрацьованого ядерного палива та зниженням зведеної вартості виробленої АЕС електроенергії.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

4

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.

5

Azhazha, Zh, L. Ledovskaya, A. Pilipenko, S. Sayenko та G. Kholomeyev. "Теплофізичні аспекти вибору параметрів глибинного сховища високоактивних відходів та відпрацьованого ядерного палива". Nuclear and Radiation Safety, № 1(53) (12 березня 2012): 44–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.1(53).08.

Повний текст джерела

Анотація:

Для визначення параметрів глибинного сховища радіоактивних відходів і відпрацьованого ядерного палива розроблено математичну модель теплофізичних процесів, що протікають в каністрах, тунелях та в гранітному масиві, що вміщує сховище. Вибрано схему геологічного сховища й розраховано його параметри.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

6

Stankevich, S., Т. Dudar, G. Kovalenko та V. Kartashov. "Повітряний інфрачервоний моніторинг об’єктів ядерного паливного циклу в Україні". Nuclear and Radiation Safety, № 4(68) (23 листопада 2015): 31–36. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.4(68).06.

Повний текст джерела

Анотація:

Розглядається можливість застосування повітряного інфрачервоного моніторингу об’єктів ядерного паливного циклу, зокрема в Україні, на прикладі сухого сховища відпрацьованого ядерного палива Запорізької атомної електростанції. Впровадження інфрачервоного аерознімання забезпечує додаткову інформацію про стан об’єктів моніторингу, засновану на принципово інших фізичних принципах, ніж в існуючих системах. Представлено моделі застосування та технічні вимоги до сучасних зразків інфрачервоної знімальної апаратури та її малогабаритних безпілотних носіїв.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

7

Alyokhina, S., V. Voronina, V. Goloschapov та А. Kostikov. "Визначення еквівалентної теплопровідності багатомісної герметичної корзини зберігання відпрацьованого ядерного палива шляхом розв’язання оберненої задачі". Nuclear and Radiation Safety 12, № 4 (15 грудня 2009): 48–51. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-4(44).08.

Повний текст джерела

Анотація:

Розроблено методику визначення еквівалентної теплопровідності герметичної корзини зберігання відпрацьованого ядерного палива на основі розв’язання оберненої спряженої задачі теплоперенесення. Визначено еквівалентну теплопровідність корзини зберігання контейнера, що експлуатується на Запорізькій АЕС. Досліджено вплив вибору місцерозташування реперних точок на отримане значення еквівалентної теплопровідності.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

8

Vlasenko, M., M. Korotenko, S. Litvinenko, V. Stovbun, A. Kostikov, V. Podtynnykh, I. Morozov, R. Morozova, V. Trishin та V. Shevel’. "Екпериментальні дослідження нейтронно-захисних властивостей гідридів з підвищеним вмістом водню". Nuclear and Radiation Safety, № 3(47) (16 вересня 2010): 16–17. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2010.3(47).03.

Повний текст джерела

Анотація:

На плутоній-берилієвому джерелі нейтронів і на реакторі ИР-100 досліджено нейтронно-захисні властивості гідридів титану та цирконію з підвищеним вмістом водню. Підтверждено їх високі нейтронно-захисні властивості порівняно з матеріалом RX-277, який використовується в контейнерах сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

9

Kotsuba, О., та Yu Vorobiov. "Особливості моделювання басейна витримки відпрацьованого ядерного палива з використанням розрахункового коду MELCOR 1.8.5". Nuclear and Radiation Safety, № 2(62) (10 червня 2014): 3–9. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.2(62).01.

Повний текст джерела

Анотація:

Наведено аналіз протікання процесів у басейні витримки (БВ) відпрацьованого ядерного палива в процесі моделювання БВ з використанням комп’ютерного коду MELCOR 1.8.5 та опцій для реакторів BWR і PWR. Перехідні процеси розглянуто для вихідної події «Втрата тепловідведення від басейну витримки», визначено основні відмінності за часовими рамками і процесами, що відбуваються у БВ.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

10

Sayenko, S. "Ізоляція радіоактивних відходів з використанням гарячого ізостатичного пресування". Nuclear and Radiation Safety, № 1(65) (26 березня 2015): 41–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2015.1(65).10.

Повний текст джерела

Анотація:

Відображено основні положення фізико-технічного обґрунтування і застосування гарячого ізостатичного пресування (ГІП) для вирішення проблеми надійної консолідації радіоактивних відходів атомної енергетики. Розглянуто різні технологічні схеми для реалізації процесу ГІП, який пропонується використовувати як для іммобілізації радіоактивних відходів у захисні матриці, так і капсулювання відпрацьованого ядерного палива захисні контейнери. Представлено основні результати науково-технологічних розробок і досліджень у цьому напрямку.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

11

Vlasenko, N., M. Korotenko, S. Lytvynenko, А. Stovbun, I. Morozov, R. Morozova, V. Skorochod та V. Medvedyev. "Нейтронно-захисні властивості гідридів титану та цирконію з підвищеним вмістом водню". Nuclear and Radiation Safety 12, № 4 (15 грудня 2009): 33–37. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2009.12-4(44).05.

Повний текст джерела

Анотація:

За допомогою програми MCNP-4B проведено аналітичне порівняння нейтронно-захисних властивостей гідридів титану та цирконію, які мають підвищений вміст водню, аналогічними властивостями традиційно використовуваних в атомній енергетиці поглинаючих матеріалів, зокрема з ексклюзивним матеріалом RX-277(виробництва США), що застосовується в контейнерах сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива Запорізької АЕС. Підтверджено більш високі нейтронно-захисні властивості гідридів титану та цирконію.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

12

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.

13

Kuchmagra, O., O. Molchanov та G. Odinokin. "Контроль вигорання відпрацьованого ядерного палива ядерних реакторів у широкому діапазоні значень вигорання та витримки". Nuclear and Radiation Safety, № 3(63) (1 вересня 2014): 24–28. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).05.

Повний текст джерела

Анотація:

Показано обмеженість області застосовності наявних методик контролю глибини вигорання, які засновані на пасивній нейтронній радіометрії та враховують як джерело нейтронів у відпрацьованих тепловидільних збірках (ВТВЗ) тільки 244Сm. Якщо значення глибини вигорання менші за 15 МВт∙добу/кг U і час витримки виходить за рамки Діапазону від 3 до 30 років (як, наприклад, для ВТВЗ Чорнобильської АЕС), такі методики непридатні. Наведено концептуальні основи нової розробленої методики та її алгоритм, які реалізовано у сховищі ядерного палива Чорнобильської АЕС, показали досить високі результати та можуть застосовуватися практично за будь-яких значень часу витримки та значень глибини вигорання.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

14

Bilodid, Ie, O. Dudka та Yu Kovbasenko. "Аналіз критичності під час протікання важкої аварії у басейнах витримки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-1000". Nuclear and Radiation Safety, № 3(91) (17 вересня 2021): 11–21. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).02.

Повний текст джерела

Анотація:

У статті розглянуто результати розрахункового аналізу критичності відсіку басейну витримки для реакторів ВВЕР-1000 на різних стадіях протікання важкої аварії. Аналіз критичності паливомістких систем, що утворюються під час розвитку важкої аварії, розглянуто на прикладі дискретних конфігурацій, які можна описати певними моделями. Звичайно, у реальності протікання важкої аварії являє собою безперервний процес переходу від початкової стадії аварії до її сталого стану наприкінці. Проте, залежно від характеристик палива та умов протікання аварії, будь-яка розглянута конфігурація з тепловидільними збірками та матеріалами басейну витримки може стати кінцевою. У статті наведено аналіз критичності відсіку басейну витримки реакторної установки з ВВЕР-1000 на етапах важкої аварії, що настають після початкової стадії аварії, коли внаслідок випаровування води та підняття температури відбувається деформація твелів та тепловидільних збірок. На основі створених з використанням коду KENO-VI з послідовності для аналізу критичності CSAS6 пакета кодів SCALE версії 6.2.4 моделей були досліджені розмножуючі властивості відсіку басейну витримки в умовах деградації шестигранних чохлів. У розглянутих конфігураціях водо-уранової суміші була досягнута надкритичність (себто коефіцієнт розмноження нейтронів перевищив 1). Тобто, за таких умов необхідний рівень підкритичності може бути забезпечений додаванням до води розчину бору. Розглянута в рамках розвитку аварії гомогенна одношарова та двошарова модель розтікання коріуму опорною плитою є безпечною з погляду на критичність. Проте, опорна плита має отвори для проходу теплоносія у тепловидільну збірку. У разі, коли розплав або уламки палива потраплять через отвори в простір під опорну плиту, вони можуть утворити із залишками води уран-водну суміш, яка за певних співвідношень палива та води, може стати надкритичною. У такому випадку розмножуючі властивості відсіку басейну витримки будуть залежати від вмісту домішків конструкційних елементів басейну витримки та тепловидільних збірок у матеріалі під опорною плитою та/або концентрації борної кислоти у воді. Після пошкодження облицювання підлоги відсіку басейну витримки, починається проплавлення бетону. Розглянуті конфігурації та матеріальний склад суміші коріуму, бетону та води дозволяють зробити висновок про безпечність цієї фази важкої аварії з погляду на критичність.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

15

Khotiaintseva, O., V. Khotiaintsev, M. Goliuk, А. Nosovskyi та V. Gulik. "Моделювання транспорту фотонів в коді Serpent на прикладі розрахунку біологічного захисту". Nuclear and Radiation Safety, № 4(92) (15 грудня 2021): 40–52. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.4(92).06.

Повний текст джерела

Анотація:

У статті продемонстровані можливості коду Serpent на основі методу Монте-Карло як ефективного надійного інструмента для розрахунку характеристик поля фотонного випромінювання і радіаційних параметрів. Розглядається біологічний захист зі звичайного бетону в бар’єрній геометрії і нормальне падіння фотонів від моноенергетичного джерела для набору енергій, характерних для випромінювання відпрацьованого ядерного палива. За допомогою коду Serpent розраховані кратність ослаблення випромінювання за дозою в повітрі і фактори накопичення (числовий, енергетичний і дозовий), проаналізована їх залежність від товщини захисту і від енергії фотонів. Одержані залежності відображають закономірності, характерні для проходження фотонного випромінювання через звичайний бетон біологічного захисту. Показано, що результати розрахунків кодом Serpent узгоджуються з наявними в науковій літературі даними, одержаними іншими методами, а також з результатами програми XCOM.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

16

Trofymenko, О. R., І. M. Romanenko, М. І. Holiuk, C. V. Hrytsiuk, P. М. Kutsyn, А. V. Nosovskyi, Y. М. Pysmennyy, and V. І. Gulik. "The Three-Dimensional Neutron-Physical Model of Spent Nuclear Fuel Storage System." Nuclear Power and the Environment 20 (2021): 51–59. http://dx.doi.org/10.31717/2311-8253.21.1.4.

Повний текст джерела

Анотація:

The management of spent nuclear fuel is one of the most pressing problems of Ukraine’s nuclear energy. To solve this problem, as well as to increase Ukraine’s energy independence, the construction of a centralized spent nuclear fuel storage facility is being completed in the Chornobyl exclusion zone, where the spent fuel of Khmelnytsky, Rivne and South Ukrainian nuclear power plants will be stored for the next 100 years. The technology of centralized storage of spent nuclear fuel is based on the storage of fuel assemblies in ventilated HI-STORM concrete containers manufactured by Holtec International. Long-term operation of a spent nuclear fuel storage facility requires a clear understanding of all processes (thermohydraulic, neutron-physical, aging processes, etc.) occurring in HI-STORM containers. And this cannot be achieved without modeling these processes using modern specialized programs. Modeling of neutron and photon transfer makes it possible to analyze the level of protective properties of the container against radiation, optimize the loading of MPC assemblies of different manufacturers and different levels of combustion and evaluate biological protection against neutron and gamma radiation. In the future it will allow to estimate the change in the isotopic composition of the materials of the container, which will be used for the management of aging processes at the centralized storage of spent nuclear fuel. The article is devoted to the development of the three-dimensional model of the HI-STORM storage system. The model was developed using the modern Monte Carlo code Serpent. The presented model consists of models of 31 spent fuel assemblies 438MT manufactured by TVEL company, model MPC-31 and model HISTORM 190. The model allows to perform a wide range of scientific tasks required in the operation of centralized storage of spent nuclear fuel.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

17

Kovalchuk, V., I. Kozlov, O. Dorozh, and K. Sova. "ASSESSMENT OF THE RELIABILITY OF A CONCRETE CASK SHELL OF THE DRY STORAGE OF THE SPENT NUCLEAR FUEL." Odes’kyi Politechnichnyi Universytet Pratsi 3, no. 56 (December 27, 2018): 30–38. http://dx.doi.org/10.15276/opu.3.56.2018.03.

Повний текст джерела

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

18

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.

19

Nekhaiev, M. Ye, Т. V. Balakhanova, and H. V. Levchenko. "Production history of hexagonal tubes for nuclear waste sealed storage and transportation." Metal and Casting of Ukraine 28, no. 4 (December 1, 2020): 76–83. http://dx.doi.org/10.15407/steelcast2020.04.076.

Повний текст джерела

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

20

Holiuk, M. I., O. M. Khotiaintseva, V. M. Khotiaintsev, A. V. Nosovskyi, and V. I. Gulik. "The Optimization of Calculation Time and Statistical Error for the Radiation Shielding Properties Simulation of Containers for Storage of Spent Nuclear Fuel." Nuclear Power and the Environment 22, no. 3 (2021): 19–27. http://dx.doi.org/10.31717/2311-8253.21.3.3.

Повний текст джерела

Анотація:

The radiation protection is an important issue in the operation of nuclear power plants and artificial radioactive sources, which include spent nuclear fuel storage facilities. The Monte-Carlo codes are the effective instruments for calculation of radiation shielding properties and radiation field characteristics for complex geometries. However, achieving a satisfactory statistical error of the results in modeling the passage of neutrons and photons through biological protection may require excessively long calculation time. To solve this problem, Monte-Carlo codes use methods to reduce the variance to direct particles to regions with detectors to improve statistical accuracy. Our paper presents the application of the variance reduction function based on weight windows in the Monte-Carlo Serpent code, the function is investigated on the example of a simplified 2D model of the spent nuclear fuel storage container HI-STORM 190. The simple approach option of variance reduction with fixed cartesian and cylindrical meshes was investigated for different mesh nodes and for different dimensions of nodes. Also, global variance reduction option with fixed cartesian and cylindrical meshes was analyzed for case of achieving satisfactory results for the entire simulated volume. For a qualitative assessment of the variance reduction function, the indicator — figure of merit (FOM) used in our paper which proposed by the developers of the Serpent Monte-Carlo code. It is shown that the use of the variance reduction function leads to a significant decrease of statistical error and decrease of the calculation time, and therefore can be useful for biological protection calculations. As conclusions we can note that: the cylindrical mesh is not as effective in terms of FOM compared to Cartesian mesh; for both cylindrical and Cartesian meshes it is possible to find the recommended grain (node) size; the use of azimuthal partition of the cylindrical mesh together with radial partition leads to an increase in FOM; the application of global variance reduction is useful in the case of asymmetric biological protection geometries, while the FOM decreases.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

21

Romanenko, I., O. Trofymenko, M. Holiuk, Y. Pysmennyy та A. Nosovskyi. "Дослідження різних видів бетонів для біологічного захисту контейнерів HI-STORM". Nuclear and Radiation Safety, № 1(93) (29 березня 2022): 53–61. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.1(93).06.

Повний текст джерела

Анотація:

Незважаючи на усі переваги ядерної енергетики, проблемним питанням для атомної галузі залишається поводження з відпрацьованим ядерним паливом. На сьогодні як у світі, так і в Україні прийнята концепція «відкладеного рішення», згідно з якою відпрацьоване ядерне паливо тимчасово зберігається до моменту переробки з метою повторного використання або остаточного захоронення. В Україні реалізація цієї концепції відбувається за технологією тривалого «сухого» зберігання, розробленою компанією Holtec International («Холтек»). За цією технологією відпрацьоване ядерне паливо має зберігатися у спеціальних контейнерах під назвою HI-STORM, головним захисним бар'єром перед випромінюванням у яких є бетонний біологічний захист. У статі розглянуто можливість використання різних бетонів для біологічного захисту в контейнерах HI‑STORM для тимчасового зберігання відпрацьованого ядерного палива та забезпечення радіаційного захисту. Наведено рецептури покращеного бетону з гранітним щебенем, базальтовим щебенем та новим композитним матеріалом, армованим базальт-борною фіброю з різним додаванням концентрації оксиду бору. За допомогою методу Монте-Карло коду Serpent виконано моделювання проходження нейтронного випромінювання через матеріали біологічного захисту. Показано, що додавання базальт-борної фібри в бетон покращує захисні властивості біологічного захисту від нейтронного випромінювання.

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

22

Alyokhina, S. V. "THERMAL ASPECTS OF SOME ACCIDENT CONDITIONS AT THE DRY SPENT NUCLEAR FUEL STORAGE IN THE VENTILATED CONTAINERS." Problems of nuclear power plants' safety and of Chornobyl 30 (2018): 24–30. http://dx.doi.org/10.31717/1813-3584.18.30.3.

Повний текст джерела

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

23

Pavlovsky, L. I., D. V. Gorodetskyy, A. A. Sizov, and A. A. Kholodyuk. "Assessment of radiation impact on the environment components while preparing for construction site of centralized storage facility for spent nuclear fuel (CSSNF)." Nuclear Physics and Atomic Energy 17, no. 1 (March 25, 2016): 59–62. http://dx.doi.org/10.15407/jnpae2016.01.059.

Повний текст джерела

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

24

Rusinko, P. M., and L. L. Litvinsky. "Modeling and analysis of radionuclide structure of high active waste from VVER-440 reactors spent nuclear fuel reprocessed with Production Association "Mayak" technology." Nuclear Physics and Atomic Energy 20, no. 1 (March 25, 2019): 26–33. http://dx.doi.org/10.15407/jnpae2019.01.026.

Повний текст джерела

Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.

Ми пропонуємо знижки на всі преміум-плани для авторів, чиї праці увійшли до тематичних добірок літератури. Зв'яжіться з нами, щоб отримати унікальний промокод!