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 липня 2025

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 (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
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
2

Чернавский, С.Я. "Драйверы и тормозы развития ядерной энергетики". Энергетическая политика, № 1, 2023 (23 січня 2023): 38–55. https://doi.org/10.5281/zenodo.7794777.

Повний текст джерела
Анотація:
В конце 1930‑х гг. была обнаружена возможность осуществления цепной реакции деления ядер изотопа урана‑235, в ходе которой выделяется энергия внутриядерных связей (далее ядерная энергия), и образуются новые вещества, одни из которых представляет собой отходы деления урана‑235, а другие (например, плутоний‑239) могут быть использованы как источник ядерной энергии. Количество высвобождаемой ядерной энергии было столь велико, что вначале изучалась только перспектива ее использования для создания нового оружия огромной мощности. В решение этой задачи в нескольких странах были вложены очень большие
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
3

Терская, А. А., та Р. Р. Вилданов. "Ядерные модульные реакторы". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 224–26. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-652.

Повний текст джерела
Анотація:
Ядерные модульные реакторы (ЯМР), представляют собой небольшие и безопасные ядерные реакторы. В отличие от традиционных ядерных реакторов большой мощности, ЯМР могут быть построены на заводах и использованы для производства энергии. После использования они могут быть заменены на новые, что обеспечивает непрерывность процесса производства энергии. Ядерные модульные реакторы также отличаются высокой эффективностью по сравнению с традиционными реакторами. Современные технологии позволяют контролировать процесс работы реактора на более точном уровне, что позволяет максимально эффективно использова
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
4

Ижутов, А. Л., М. С. Каплина, Н. К. Калинина, Н. Ю. Марихин, В. С. Моисеев та О. И. Дреганов. "МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫХОДА ГПД ИЗ ТВЭЛОВ". Вестник НИЯУ МИФИ 14, № 2 (2025): 93–102. https://doi.org/10.26583/vestnik.2025.2.1.

Повний текст джерела
Анотація:
Высокопоточный исследовательский реактор СМ создан в 1961 году. Он относится к классу корпусных высокопоточных реакторов ловушечного типа с промежуточным спектром нейтронов, с охлаждением активной зоны водой под давлением, что позволяет получать высокие плотности потока тепловых нейтронов в замедляющей ловушке в центре активной зоны с жестким спектром нейтронов при максимальном сокращении объема активной зоны. Приоритетным направлением деятельности реактора СМ являются энергоэффективность, энергосбережение, ядерная энергетика. Развивающими данные направления критическими технологиями, являются
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
5

Инсепов, З., А. А. Калыбай, З. А. Мансуров, Б. Т. Лесбаев, А. Хасанейн та Ж. Алсар. "Ядерно-химические характеристики подкритических ториевых реакторов с внешним нейтронным источником: обзор". Горение и плазмохимия 22, № 4 (2024): 297–308. https://doi.org/10.18321/cpc22(4)297-308.

Повний текст джерела
Анотація:
В связи с ухудшением экологической ситуации проблема декарбонизации требует использования всех доступных низкоуглеродных технологий. Атомная энергетика является одним из перспективных источников низкоуглеродного производства электро- и теплоэнергии, которая может способствовать достижению углеродной нейтральности. Развитие ядерной энергетики невозможно без надежного обеспечения топливным материалом и в данной статье обращается внимание на возможность использования слаборадиоактивного тория-232 (Th-232) в качестве альтернативного топлива для ядерных реакторов. В настоящем обзоре приведены преим
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
6

Kukhotskyi, O., A. Shyshuta, V. Bakanov, O. Serhiienko, O. Ligotskyy та D. Gumenyuk. "Дослідження потреб регулюючої бази для ліцензування інноваційних ядерних установок в межах проєкту HARMONISE". Nuclear and Radiation Safety, № 2(102) (25 червня 2024): 4–13. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2024.2(102).01.

Повний текст джерела
Анотація:
Зараз у ядерній галузі світу здійснюється інтенсивний розвиток та розроблення нових ядерних установок, як-от малі модульні реактори, інноваційні ядерні установки поділу (Покоління IV) та термоядерного синтезу. Очікується, що інноваційні ядерні установки створять нові виклики для поточного процесу ліцензування. Тому, у міжнародному співтоваристві актуальним завданням є перегляд наявних підходів, зокрема регулюючої бази, включення нових концепцій і надання достатніх можливостей для забезпечення безпеки таких установок. Першим кроком є визначення потреб для ліцензування інноваційних ядерних устан
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
7

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 насел
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
8

Kornilov, O., та M. Vyshemirskyi. "Використання теплогідравлічного коду TRACE для моделювання малих модульних реакторів". Nuclear and Radiation Safety, № 2(106) (26 червня 2025): 4–14. https://doi.org/10.32918/nrs.2025.2(106).01.

Повний текст джерела
Анотація:
Протягом останніх десятиліть розвиток ядерної енергетики відзначається зростаючим інтересом до малих модульних реакторів, які розглядаються як перспективне рішення для подолання низки обмежень, властивих традиційним атомним електростанціям великої потужності. Малі модульні реактори, зі свого боку, мають низку переваг, що полягають у зменшенні капітальних витрат, скороченні строків будівництва й підвищенні рівня безпеки завдяки застосуванню передових концепцій у реакторах IV покоління й ширшому впровадженню пасивних систем безпеки в легководних установках. Станом на 2024 рік інформаційна систем
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
9

Богма, Сергей Александрович, та Валентина Владимировна Шевченко. "Проблемы работы ядерных энергетических установок АЭС в неноминальных режимах". Сборник научных трудов "Системы обработки информации" (ISSN 1681-7710) 1, № 59 (2007): 134–40. https://doi.org/10.5281/zenodo.2527187.

Повний текст джерела
Анотація:
<strong>На русском:</strong> [Богма С.А., Шевченко В.В. Проблемы работы ядерных энергетических установок АЭС в неноминальных режимах // Сборник научных трудов &quot;Системы обработки информации&quot; (ISSN 1681-7710), №1(59). - Украина, Харьков: Харьковский университет воздушных сил им. И. Кожедуба, 2007. - С. 134-140. https://doi.org/10.5281/zenodo.2527175] В работе приведены результаты разработки и экспериментального исследования акустического уровнемера погружного типа, предназначенного для измерения различных параметров жидкости в резервуарах, в том числе во взрывоопасных зонах. Получены а
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
10

Darybohov, M., та O. Dybach. "Гібридні енергетичні системи із джерелами ядерної та відновлювальної енергетики". Nuclear and Radiation Safety, № 3(95) (21 вересня 2022): 5–14. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).01.

Повний текст джерела
Анотація:
Ядерна та відновлювальна енергетика є низьковуглецевими джерелами енергії. Частка відновлювальних джерел енергії у структурі енергосистем зростає, що вимагає додаткових маневрових потужностей та призводить до зниження ефективності експлуатації енергогенеруючих потужностей, які працюють в базовому режимі. Маневрування потужністю забезпечується проєктними рішеннями в сучасних проєктах атомних станцій (зокрема малих модульних реакторів) та в обмеженому обсязі може бути досягнуто завдяки модифікації діючих АЕС. Актуальним завданням є оптимізація спільної роботи ядерних та відновлювальних енергоген
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
11

Grytsenko, O., V. Bukanov, V. Diemokhin та ін. "Реалізація першого етапу модернізації однорядних контейнерних збірок зі зразками-свідками металу корпусу реактора ВВЕР-1000 енергоблока № 1 Південноукраїнської АЕС". Nuclear and Radiation Safety, № 3(95) (21 вересня 2022): 27–38. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).03.

Повний текст джерела
Анотація:
Необхідною умовою експлуатації реактора ВВЕР-1000 є контроль стану металу корпусу протягом усього строку служби. Штатна програма зразків-свідків дає змогу контролювати стан його корпусу тільки протягом проєктного строку експлуатації. Тому, з метою забезпечення матеріалознавчого супроводу експлуатації корпусу в понадпроєктний період розроблено програми модернізації однорядних контейнерних збірок зі зразками-свідками металу корпусів реакторів ВВЕР-1000 АЕС України.&#x0D; Суть модернізації полягає в перенесенні контейнерів зі зразками-свідками на рівень нижнього ряду штатної дворядної збірки з по
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
12

Kukhotskyi, O., O. Ligotskyy, O.-i. Shugailo та A. Shepitchak. "Нормативно-правова база з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок – стан, перспективи та підходи до гармонізації". Nuclear and Radiation Safety, № 4(100) (14 грудня 2023): 12–24. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).02.

Повний текст джерела
Анотація:
Ця стаття є продовженням розпочатої серії наукових статей у цьому журналі, присвячених розвитку, удосконаленню та гармонізації нормативно-правової бази з ядерної та радіаційної безпеки дослідницьких ядерних установок. Нормативно-правова база з ядерної та радіаційної безпеки для дослідницьких ядерних установок донедавна була досить обмеженою і застарілою, успадкованою Україною від колишнього СРСР, до того не оновлювалася протягом тривалого часу, тому вона повною мірою не відповідала сучасним міжнародним рекомендаціям щодо забезпечення безпеки такого типу ядерних установок. Найсучасніші вимоги,
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
13

Меньшатов, А. М. "Развитие ядерных технологий". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 203–5. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-644.

Повний текст джерела
Анотація:
В данной статье исследуется проблематика ядерных модульных реакторов, которые являются новым поколением технологии ядерной энергетики. Целью исследования является оценка эффективности и безопасности ядерных модульных реакторов с учетом их потенциального применения в различных отраслях, таких как энергетика, промышленность и судостроение.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
14

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 (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.
15

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 діюч
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
16

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&#x0D; 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.
17

Бойкова, Т. В., Ю. О. Кочнов, Н. В. Петрунин, Н. Н. Сафронова, and И. А. Тутнов. "SAFETY JUSTIFICATION METHODOLOGY FOR AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR VESSEL REPLACEMENT." ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, no. 1(111) (April 16, 2024): 36–47. http://dx.doi.org/10.26277/secnrs.2024.111.1.003.

Повний текст джерела
Анотація:
Большинство исследовательских импульсных ядерных реакторов выработали свой проектный ресурс и требуют либо замены, либо серьезного восстановительного ремонта. Для продления срока службы необходимо провести комплекс мероприятий по обоснованию остаточного ресурса реакторных систем. В статье описывается частный случай продления срока эксплуатации путем восстановительного ремонта. Представлены принципы, научное положение и методика для обоснования безопасности восстановительного ремонта растворного ядерного реактора. Показан тип информационной модели для оценки безопасности комплексного процесса з
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
18

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 (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 быст
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
19

Анцырев, А. А., та Р. Р. Вилданов. "Новейшие разработки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ-ОВ)". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 168–70. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-631.

Повний текст джерела
Анотація:
ТВЭЛ-ы (топливные элементы внутриэлектродного исполнения) являются ключевыми компонентами ядерных реакторов, представленными в виде кассет, состоящих из оболочки с ядерным топливом внутри. В результате недавних исследований и разработок в этой области появились новые технологические решения, способствующие улучшению безопасности и эффективности ядерных реакторов. Одними из новых достижений являются использование новых материалов для оболочек ТВЭЛ-ов (например, супер-стойких никелевых сплавов), а также усовершенствование дизайна ТВЭЛ-ов с целью увеличения эффективности работы ядерных реакторов.
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
20

Красноруцький, Володимир Семенович. "Стан досліджень і розробок зі створення матеріалів та елементів для поглинаючих стрижнів системи керування та захисту ядерних реакторів України". Вісник НАН України, № 3 (25 березня 2024): 76–86. http://dx.doi.org/10.15407/visn2024.03.077.

Повний текст джерела
Анотація:
Доповідь присвячено актуальним роботам із розроблення нейтронпоглинаючих матеріалів для систем керування та захисту ядерних реакторів, які проводяться в Національному науковому центрі «Харківський фізико-технічний інститут» і спрямовані на науково-технічну підтримку ядерного паливного циклу України. Розглянуто найбільш вагомі результати фундаментальних і прикладних досліджень у галузі ядерного матеріалознавства, конструювання й технологій виготовлення поглинаючих елементів для реакторів різного типу, зокрема й малих модульних реакторів, які планується впроваджувати в структуру ядерної енергети
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
21

Skalozubov, V., V. Kondratiuk, Ye Pysmennyy, Yu Komarov та S. Klevtsov. "Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням". Nuclear and Radiation Safety, № 2(98) (26 червня 2023): 80–86. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).08.

Повний текст джерела
Анотація:
У сучасних екстремальних умовах експлуатації українських АЕС (особливо Запорізької АЕС) унаслідок зовнішніх воєнних впливів сталися десятки аварійних зупинок енергоблоків через повне або часткове зовнішнє знеструмлення. Повне тривале знеструмлення атомних енергоблоків стало однією з основних причин ядерної (важкої) та радіаційної аварії із катастрофічними екологічними наслідками на АЕС «Фукусіма-1» у 2011 році. Проведений раніше детерміністичний аналіз аналогічної аварії з повним тривалим знеструмленням енергоблоків з реакторами ВВЕР-1000 встановив неминучість виникнення ядерної аварії за умов
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
22

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.
23

Горюнов, Алексей Германович, Данил Денисович Качанов та Кирилл Денисович Качанов. "Разработка библиотеки математической модели кинетики ядерного реактора на языке программирования PYTHON". Известия ТПУ. Промышленная кибернетика. 3, № 1 (2025): 13–20. https://doi.org/10.18799/29495407/2025/1/83.

Повний текст джерела
Анотація:
Изучаются актуальные проблемы эффективного управления ядерными реакторами с применением современных методов. Основное внимание уделяется созданию модели точечной кинетики реактора, которая учитывает нелинейные факторы и работает достаточно быстро. Для создания модели используется язык программирования Python, предоставляющий доступ к множеству библиотек и инструментов моделирования. Описываются основные способы моделирования ядерных реакторов, включая метод Монте-Карло, диффузионное приближение и кинетическое моделирование, а также принцип работы динамической модели реактора. Созданная библиот
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
24

Kokhan, V., D. Ryzhov та О.-r. Shugaylo. "Особливості підходів до вибору майданчиків для розміщення малих модульних реакторів з урахуванням міжнародного досвіду". Nuclear and Radiation Safety, № 3(99) (19 вересня 2023): 56–62. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).05.

Повний текст джерела
Анотація:
Нині у світі існує чимала кількість різноманітних проєктів малих модульних реакторів. Існуючі концепції малих модульних реакторів загалом дозволяють перейти від звичайного великомасштабного будівництва до заводського виробництва, зменшити витрати та просунутися в технологіях, які дозволять використовувати гнучкі рішення залежно від потреб споживача.&#x0D; Утім, незалежно від типів малих модульних реакторів, усіх їх об’єднує необхідність вибору майданчика для майбутнього розміщення.&#x0D; У статті розглянуті особливості підходів Сполучених Штатів Америки (США) до вибору майданчиків для розміщен
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
25

Миськевич, А. И. "Генерация и тушение в XeCl-=SUP=-*-=/SUP=- эксимерном лазере при накачке смешанным гамма-нейтронным излучением ядерного реактора". Оптика и спектроскопия 131, № 7 (2023): 941. http://dx.doi.org/10.21883/os.2023.07.56129.4549-23.

Повний текст джерела
Анотація:
Экспериментально обнаружено снижение коэффициента усиления активной среды эксимерного лазера с ядерной накачкой на В-Х- и С-А-переходах молекулы XeCl* (308 nm, 352 nm) при накачке среды Ar-Xe-CCl4 смешанным гамма-нейтронным излучением ядерного реактора. Эффект обусловлен тушащим действием вторичных электронов, образующихся в активной среде эксимерного лазера под действием мгновенного гамма-излучения. Эффект значительно усиливается при увеличении плотности потока гамма-излучения, и коэффициент потерь может достигать значений &amp;#126;10-2-2&amp;#183;10-2 сm-1. Ключевые слова: ядерная накачка,
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
26

Dubkovskyi, V., V. Szegeda та Ye Dobronos. "Використання високотемпературних ядерних реакторів для енерготехнології". Nuclear and Radiation Safety, № 2(102) (25 червня 2024): 68–74. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2024.2(102).07.

Повний текст джерела
Анотація:
Можливість використання високотемпературних газоохолоджувальних ядерних реакторів для виробництва не тільки електричної енергії, а і для забезпечення високопотенційною тепловою енергією інших (неелектричних) технологій дозволить значно розширити застосування ядерної енергії та зменшити витрати органічних палив і, відповідно, знизити техногенне навантаження на довкілля. Розглянуто застосування таких реакторів в атомних енерготехнологічних установках, що виробляють електричну енергію і забезпечують високопотенційною тепловою енергією процеси конверсії викопного палива – природного газу та вугілл
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
27

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 експлуатац
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
28

Yefimov, O., M. Pylypenko, V. Kravchenko та ін. "Удосконалення властивостей оболонок твелів для вітчизняного ядерного паливного циклу". Nuclear and Radiation Safety, № 3(95) (21 вересня 2022): 39–47. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.3(95).04.

Повний текст джерела
Анотація:
Розглянуто удосконалення властивостей, зокрема корозійної стійкості, конструкційних цирконієвих матеріалів (сплавів) оболонок твелів активних зон ядерних реакторів АЕС для вітчизняного ядерного паливного циклу, згідно зі «Стратегією розвитку енергетики України» до 2035 р., оптимізацією кількості легуючого домішку заліза (Fe) в них.&#x0D; Обґрунтовано необхідність забезпечення високої корозійної стійкості і надійності оболонок твелів для безпечної експлуатації ядерних реакторів нового покоління двоконтурних АЕС з водою під тиском в умовах експлуатації з тривалістю кампанії 6 – 7 років.&#x0D; Пр
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
29

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 (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.
30

Тен, С. В., та А. М. Загребаев. "ПРЕДИКТИВНАЯ ДИАГНОСТИКА ДАТЧИКОВ КОНТРОЛЯ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ". Вестник НИЯУ МИФИ 12, № 2 (2023): 103–13. http://dx.doi.org/10.26583/vestnik.2023.243.

Повний текст джерела
Анотація:
В данной работе предлагается подход для точечного выявления неработоспособных датчиков на основе анализа диагностических параметров. Такими параметрами могут выступать коэффициенты «скользящей корреляции», четвертое собственное число и относительное отклонение восстановленного показания датчика. С помощью приведенных диагностических параметров можно изначально сразу определять ТВС, в которой один из ДПЗ предположительно вышел из строя, далее анализировать корреляции уровней между собой и с помощью восстановленного значения выносить окончательное суждение о работоспособности каждого высотного д
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
31

Kozlov, I., V. Kovalchuk, V. Kondratyk, K. Sova, O. Chornenkyi та M. Lysak. "Оцінювання ресурсоспроможності та надійності системи сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива". Nuclear and Radiation Safety, № 3(103) (11 вересня 2024): 43–51. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2024.3(103).05.

Повний текст джерела
Анотація:
Стаття присвячена прогнозуванню ресурсоспроможності систем сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива, які є найбільш розповсюдженим видом зберігання використаного палива ядерних енергетичних реакторів, завдяки оцінці їх надійності. Проаналізовано питання поводження з відпрацьованим ядерним паливом у країнах з атомною енергетикою в умовах нормальної експлуатації, без врахування можливих ризиків від подій, пов’язаних з військовою агресією. Ця тема є важливою з урахуванням створення в Україні нових сховищ відпрацьованого ядерного палива, як-от Централізоване сховище відпрацьованого ядерно
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
32

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.
33

Семенов, Евгений Вадимович, та Владимир Витальевич Харитонов. "Микроэкономика повышения безопасности АЭС на основе толерантного топлива". Microeconomics 100, № 5 (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 коэфф
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
34

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-
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
35

Борисенко, Володимир Іванович. "Перспективні напрями розвитку атомної енергетики України". Вісник НАН України, № 4 (28 квітня 2023): 51–61. http://dx.doi.org/10.15407/visn2023.04.051.

Повний текст джерела
Анотація:
У доповіді наведено інформацію щодо сучасного стану ядерної енергетики в Україні та світі, проаналізовано загальні тенденції, які спостерігаються в галузі електроенергетики. Враховуючи що 12 з 15 енергоблоків АЕС України вже працюють у понадпроєктні терміни експлуатації і через 10—20 років настане час зняття їх з експлуатації, актуальним є питання щодо обґрунтованого вибору перспективної реакторної технології для її подальшого впровадження в Україні. Розглянуто техніко-економічні показники сучасних реакторних установок, як тих, що вже впроваджені на АЕС у світі, так і тих, що перебувають на ст
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
36

Diemienkov, V., O.-i. Shugailo, M. Vyshemirskyi, S. Banko, D. Brik та B. Chumel. "Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора". Nuclear and Radiation Safety, № 2(106) (26 червня 2025): 15–32. https://doi.org/10.32918/nrs.2025.2(106).02.

Повний текст джерела
Анотація:
У межах Програми досліджень та навчання Євртому (2024) у жовтні 2020 року стартував і у вересні 2024 року завершився міжнародний проєкт «Розширений аналіз термоудару під тиском для цілей довготривалої експлуатації» (Advanced PTS Analysis for LTO (проєкт APAL)), у якому ДНТЦ ЯРБ взяв активну участь щодо оцінки теплогідравлічних та міцнісних аспектів безпеки експлуатації корпусу реактора під час реалізації аварійних сценаріїв із захолодженням активної зони. Основними цілями проєкту визначено: розроблення сучасного (удосконаленого) підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора як на етапі п
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
37

Рыбаков, И. Д., та Д. А. Базин. "Ядерная энергетика будущего". ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ НАУКИ И ОБРАЗОВАНИЯ 106, № 11 (2024): 213–16. http://dx.doi.org/10.18411/trnio-02-2024-648.

Повний текст джерела
Анотація:
Эта статья предоставляет всесторонний обзор современного состояния и перспектив развития ядерной энергетики. Обсуждается широкий спектр технологий и реакторов, выделяя их уникальные характеристики и эффективность. Анализируются инновации в сфере ядерной энергетики, включая перспективы малогабаритных и термоядерных реакторов, продвинутых технологий ядерного топлива и использование искусственного интеллекта в управлении ядерными системами. В заключении статьи обобщаются результаты и выводы, предоставляются прогнозы для будущего развития, а также формулируются рекомендации для будущих исследовани
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
38

Kondratyuk, V., Yu Pysmennyy, V. Skalozubov, Yu Komarov та S. Kosenko. "Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР". Nuclear and Radiation Safety, № 4(96) (21 грудня 2022): 23–28. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2022.4(96).03.

Повний текст джерела
Анотація:
З досвіду експлуатації, результатів контролю технічного стану великої кількості теплообмінних труб у кожному парогенераторі та результатів досліджень з імовірнісного аналізу безпеки вихідна подія з міжконтурними течами є однією з домінантних подій. Технічні складності ідентифікації міжконтурних теч, особливо розриву малої кількості теплообмінних трубок парогенератора, впливають на стратегії управління аваріями.&#x0D; Під час реалізації протиаварійних дій унаслідок пуску насосів може виникати перехідний процес, який за певних умов може призвести до коливальної гідродинамічної нестійкості в кана
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
39

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.&#x0D; 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, т
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
40

Байтелесов, С. А., С. Н. Кудиратов та Ф. Р. Кунгуров. "ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ИЗОТОПОВ В ПРОДУКТАХ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА". «Узбекский физический журнал» 21, № 1 (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 бо
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
41

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.
42

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 (2017): 170–78. http://dx.doi.org/10.15407/jnpae2017.02.170.

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

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.&#x0D; Для зняття надлишкового консерватизму, закладеного в такому підході, пропонується метод консервативного врахування аксіального профілю розп
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
44

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.
45

Моисеев, В. С., Н. К. Калинина, М. С. Каплина, Н. Ю. Марихин та Д. С. Моисеев. "РАЗРАБОТКА КОНСТРУКЦИИ ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ ПОГЛОЩАЮЩИХ МАТЕРИАЛОВ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ". Вестник НИЯУ МИФИ 12, № 2 (2023): 77–82. http://dx.doi.org/10.26583/vestnik.2023.253.

Повний текст джерела
Анотація:
В АО «ГНЦ НИИАР» проводится разработка конструкции облучательного устройства (ОУ) для проведения внутриреакторных испытаний поглощающих материалов органов регулирования ядерных реакторов. В качестве поглощающих материалов были выбран титанат диспрозия, так как это соединение обладает высокой химической и термической стабильностью, повышенной коррозионной и радиационной стойкостью. Конструкция ОУ состоит из подвески с фланцем, рабочего участка, в котором размещается образец с поглощающим материалом, разделителя потока и поглощающего экрана. Разделитель потока выполнен из стали 12Х18Н10Т. Поглощ
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
46

Корзенева, И. Б., Е. Н. Скородумова, Ю. В. Грабский, et al. "GENETIC DETERMINATION OF PSYCHOLOGICAL CHARACTERISTICS OF THE PERSONNEL, WORKING IN NUCLEAR AND RADIATION HAZARDOUS ENVIRONMENTS." СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ И УПРАВЛЕНИЕ В БИОМЕДИЦИНСКИХ СИСТЕМАХ 22, no. 2 (2023): 163–73. http://dx.doi.org/10.36622/vstu.2023.22.2.023.

Повний текст джерела
Анотація:
Исследование совместного влияния генетических и негенетических факторов на формирование психологических качеств лиц, работающих в ядерно- и радиационно-опасных условиях труда, высоко актуально, так как результаты исследования могут способствовать повышению безопасности ядерных объектов. Цель исследования – поиск генетических детерминант (комплексов генов, генотипов), способных оказать значимое влияние на формирование психологических качеств и остаться идентифицируемыми на фоне влияния негенетических факторов, связанных с ядерно- и радиационно-опасными условиями труда. Проведено психологическое
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
47

Lobach, Yu, M. Lysenko та V. Makarovsky. "Обґрунтування вибору стратегії зняття з експлуатації дослідницького ядерного реактора ВВР-М". Nuclear and Radiation Safety 12, № 3 (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.
48

Рспаев, Руслан, Алексей Труханов, Шолпан Гиниятовa та Артем Козловский. "ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ТЯЖЕЛЫМИ ИОНАМИ В CeO2 КЕРАМИКАХ НА ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ". Вестник КазАТК 127, № 4 (2023): 480–90. http://dx.doi.org/10.52167/1609-1817-2023-127-4-480-490.

Повний текст джерела
Анотація:
В работе представлены результаты исследований влияния радиационных повреждений, связанных с деформационным искажением и последующей аморфизацией при высокодозном облучении тяжелыми ионами Kr15+ и Xe22+ на изменение теплофизических параметров CeO2 керамик. Выбор CeO2 керамик в качестве объектов исследования обусловлен перспективами использования их в качестве основы для материалов инертных матриц в дисперсном ядерном топливе, что позволяет расширить спектр применения данных материалов в ядерной энергетике. Облучение тяжелыми ионами Kr15+ и Xe22+ в свою очередь позволяет моделировать процессы ра
Стилі APA, Harvard, Vancouver, ISO та ін.
49

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.
50

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 де
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