Skip to content 
el cat en
База данных: Electronic catalog FEFU
Page 3, Results: 59
Отмеченные записи: 0
21.
Подробнее
Платонов, П. А.
Процесс разрушения активной зоны реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС / П. А. Платонов, А. В. Краюшкин // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 6 (2008), С. 319-328
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
активная зона -- разрушение активной зоны -- графитовые блоки -- диоксид урана
Аннотация: Приводится анализ результатов исследования фрагментов конструкций активной зоны разрушенного реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. На основании исследований распределения продуктов деления по сечению графитовых блоков и определения физических свойств графита показано, что в момент выброса из активной зоны графитовые блоки, в том числе отражателя имели температуру более 1000 градусов С. На основе анализа фрагментов дисперсных частиц диоксида урана и анализа возможных механизмов диспергирования графита в момент взрыва сделаны
Доп.точки доступа:
Краюшкин, А. В.
Платонов, П. А.
Процесс разрушения активной зоны реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС / П. А. Платонов, А. В. Краюшкин // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 6 (2008), С. 319-328
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
активная зона -- разрушение активной зоны -- графитовые блоки -- диоксид урана
Аннотация: Приводится анализ результатов исследования фрагментов конструкций активной зоны разрушенного реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. На основании исследований распределения продуктов деления по сечению графитовых блоков и определения физических свойств графита показано, что в момент выброса из активной зоны графитовые блоки, в том числе отражателя имели температуру более 1000 градусов С. На основе анализа фрагментов дисперсных частиц диоксида урана и анализа возможных механизмов диспергирования графита в момент взрыва сделаны
Доп.точки доступа:
Краюшкин, А. В.
22.
Подробнее
Шаталов, В. В.
Перспективы сырьевого обеспечения ядерной энергетики России цирконием и гафнием до 2030 г. / В. В. Шаталов, В. И. Никонов, М. Л. Коцарь // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 4 (2008), С. 190-194
ББК 31.46 + 35
Рубрики: Энергетика--Россия
Ядерные реакторы
Химическая технология
Общие вопросы химической технологии
Кл.слова (ненормированные):
цирконий -- гафний -- конструкционные материалы -- ядерное топливо
Аннотация: В статье в соответствии со стратегией развития ядерной энергетики страны до 2030 г. рассмотрены перспективы сырьевого обеспечения цирконием и гафнием - основного конструкционного и перспективного поглощающего материала тепловых реакторов. Изложена современная ситуация с потреблением российского ядерного топлива, приведены характеристики основных сплавов циркония, применяемых в отечественных и зарубежных тепловых реакторах, ориентировочные потребности в бадделеитовом и цирконовом концентратах, распределение балансовых запасов ци
Доп.точки доступа:
Никонов, В. И.
Коцарь, М. Л.
Шаталов, В. В.
Перспективы сырьевого обеспечения ядерной энергетики России цирконием и гафнием до 2030 г. / В. В. Шаталов, В. И. Никонов, М. Л. Коцарь // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 4 (2008), С. 190-194
| УДК |
Рубрики: Энергетика--Россия
Ядерные реакторы
Химическая технология
Общие вопросы химической технологии
Кл.слова (ненормированные):
цирконий -- гафний -- конструкционные материалы -- ядерное топливо
Аннотация: В статье в соответствии со стратегией развития ядерной энергетики страны до 2030 г. рассмотрены перспективы сырьевого обеспечения цирконием и гафнием - основного конструкционного и перспективного поглощающего материала тепловых реакторов. Изложена современная ситуация с потреблением российского ядерного топлива, приведены характеристики основных сплавов циркония, применяемых в отечественных и зарубежных тепловых реакторах, ориентировочные потребности в бадделеитовом и цирконовом концентратах, распределение балансовых запасов ци
Доп.точки доступа:
Никонов, В. И.
Коцарь, М. Л.
23.
Подробнее
Красиков, Е. А.
Реконструкция охрупчивания металла корпуса реактора атомного ледокола Ленин / Е. А. Красиков, В. А. Николаенко // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 4 (2008), С. 201-205
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
корпус реактора -- радиационное повреждение -- охрупчивание металла -- атомный ледокол "Ленин"
Аннотация: В работе приводятся результаты исследования радиационного повреждения корпуса реактора выведенного из эксплуатации атомного ледокола Ленин, на основе которых установлены особенности радиационного охрупчивания металла. Предполагается, что вследствие облучения потоком нейтронов низкой плотности периферийные зоны корпусов реакторов на некоторых стадиях эксплуатации могут повреждаться в большей степени, чем расположенные ближе к активной зоне. Плотность нейтронного облучения является фактором, влияющим на охрупчивание материалов
Доп.точки доступа:
Николаенко, В. А.
Красиков, Е. А.
Реконструкция охрупчивания металла корпуса реактора атомного ледокола Ленин / Е. А. Красиков, В. А. Николаенко // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 4 (2008), С. 201-205
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
корпус реактора -- радиационное повреждение -- охрупчивание металла -- атомный ледокол "Ленин"
Аннотация: В работе приводятся результаты исследования радиационного повреждения корпуса реактора выведенного из эксплуатации атомного ледокола Ленин, на основе которых установлены особенности радиационного охрупчивания металла. Предполагается, что вследствие облучения потоком нейтронов низкой плотности периферийные зоны корпусов реакторов на некоторых стадиях эксплуатации могут повреждаться в большей степени, чем расположенные ближе к активной зоне. Плотность нейтронного облучения является фактором, влияющим на охрупчивание материалов
Доп.точки доступа:
Николаенко, В. А.
24.
Подробнее
Крючков, В. П.
Некоторые аспекты ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации хранилища отработавшего ядерного топлива / В. П. Крючков, А. С. Коротков // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 3 (2008), С. 141-147
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
отработавшее ядерное топливо -- хранилища отработавшего ядерного топлива -- размножающие свойства среды -- пароводяная смесь -- избыточная реактивность -- динамика критической системы -- нейтронная кинетика критической системы -- теплогидравлика критической системы -- гамма-излучение
Аннотация: Рассмотрена модель нештатной ситуации в хранилище отработавшего ядерного топлива с введением избыточной реактивности в систему, состоящую из пеналов с отработавшими ТВС и воды. Проведен расчет нейтронной кинетики критической системы с учетом ее теплогидравлики. Описан характер протекания кратковременной самоподдерживающейся цепной реакции - "нейтронной вспышки". Установлено, что результатом разгона системы в рассматриваемом диапазоне скоростей ввода реактивности станет ее разогрев и самогашение цепной реакции за счет действия о
Доп.точки доступа:
Коротков, А. С.
Крючков, В. П.
Некоторые аспекты ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации хранилища отработавшего ядерного топлива / В. П. Крючков, А. С. Коротков // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 3 (2008), С. 141-147
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
отработавшее ядерное топливо -- хранилища отработавшего ядерного топлива -- размножающие свойства среды -- пароводяная смесь -- избыточная реактивность -- динамика критической системы -- нейтронная кинетика критической системы -- теплогидравлика критической системы -- гамма-излучение
Аннотация: Рассмотрена модель нештатной ситуации в хранилище отработавшего ядерного топлива с введением избыточной реактивности в систему, состоящую из пеналов с отработавшими ТВС и воды. Проведен расчет нейтронной кинетики критической системы с учетом ее теплогидравлики. Описан характер протекания кратковременной самоподдерживающейся цепной реакции - "нейтронной вспышки". Установлено, что результатом разгона системы в рассматриваемом диапазоне скоростей ввода реактивности станет ее разогрев и самогашение цепной реакции за счет действия о
Доп.точки доступа:
Коротков, А. С.
25.
Подробнее
Сергеева, Л. В.
Расчетное исследование напряженно-деформированного состояния графитовых блоков в свете обоснования продления эксплуатации РБМК / Л. В. Сергеева // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 3 (2008), С. 157-160
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
РБМК-1000 -- срок службы энергоблоков -- графитовые блоки -- напряженно-деформированное состояние
Аннотация: Увеличение срока службы энергоблоков с РБМК-1000 до 45 лет требует обоснования ресурса его конструкций, работающих в условиях облучения. В частности, необходимы расчетные работы в обоснование прочности и ресурсных характеристик. Для уточненных прогнозов важны особенности каждого типа реактора, а не только общие закономерности поведения графита под облучением. При этом желательно опираться на конечно-элементную модель с трехмерным конечным элементом, так как графит обладает анизотропией свойств в разных направлениях. В статье описаны ме
Сергеева, Л. В.
Расчетное исследование напряженно-деформированного состояния графитовых блоков в свете обоснования продления эксплуатации РБМК / Л. В. Сергеева // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 3 (2008), С. 157-160
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
РБМК-1000 -- срок службы энергоблоков -- графитовые блоки -- напряженно-деформированное состояние
Аннотация: Увеличение срока службы энергоблоков с РБМК-1000 до 45 лет требует обоснования ресурса его конструкций, работающих в условиях облучения. В частности, необходимы расчетные работы в обоснование прочности и ресурсных характеристик. Для уточненных прогнозов важны особенности каждого типа реактора, а не только общие закономерности поведения графита под облучением. При этом желательно опираться на конечно-элементную модель с трехмерным конечным элементом, так как графит обладает анизотропией свойств в разных направлениях. В статье описаны ме
26.
Подробнее
Коррекция изотопного состава регенерированного урана по &232 ;U центробежным методом с введением газа-носителя / В. Н. Прусаков [и др. ] // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 3 (2008), С. 150-156
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
Уран -- регенерированный уран -- коррекция изотопного состава -- газ-носитель -- легководные реакторы -- центробежный метод -- отработавшее ядерное топливо
Аннотация: Целью настоящей работы было исследование на разделительном заводе проблем, обусловленных изотопным составом урана в отработавшем ядерном топливе АЭС с легководными реакторами. В статье приведены результаты теоретических и экспериментальных работ по исследованию коррекции изотопного состава регенерированного урана по &232 ;U центробежным методом с введением газа-носителя. Для повышения эффективности выделения &232 ;U из отработанного урана и снижения потерь &235 ;U рассмотрено использование газа-носителя. газообразного, инертного к гекс
Доп.точки доступа:
Прусаков, В. Н.
Сазыкин, А. А.
Соснин, Л. Ю.
Утробин, Д. В.
Чельцов, А. Н.
Коррекция изотопного состава регенерированного урана по &232 ;U центробежным методом с введением газа-носителя / В. Н. Прусаков [и др. ] // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 3 (2008), С. 150-156
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
Уран -- регенерированный уран -- коррекция изотопного состава -- газ-носитель -- легководные реакторы -- центробежный метод -- отработавшее ядерное топливо
Аннотация: Целью настоящей работы было исследование на разделительном заводе проблем, обусловленных изотопным составом урана в отработавшем ядерном топливе АЭС с легководными реакторами. В статье приведены результаты теоретических и экспериментальных работ по исследованию коррекции изотопного состава регенерированного урана по &232 ;U центробежным методом с введением газа-носителя. Для повышения эффективности выделения &232 ;U из отработанного урана и снижения потерь &235 ;U рассмотрено использование газа-носителя. газообразного, инертного к гекс
Доп.точки доступа:
Прусаков, В. Н.
Сазыкин, А. А.
Соснин, Л. Ю.
Утробин, Д. В.
Чельцов, А. Н.
27.
Подробнее
Коррозионная стойкость микротвэлов в воздушной среде при контакте с элементами ТВС из аустенитной нержавеющей стали / Г. А. Филиппов [и др. ] // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 3 (2008), С. 189-191
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
микротвэлы -- тепловыделяющие сборки -- коррозия -- аустенитная нержавеющая сталь -- карбид кремния
Аннотация: Проведены исследования коррозионной стойкости и целостности покрытий из карбида кремния микротвэлов, находившихся в контакте с аустенитной нержавеющей сталью марок 08Х18Н10Т и ЭИ-847 (05Х15Н16МЗБ) в воздушной атмосфере при 1100-1200 градусах С. Была оценена коррозионная стойкость указанной стали в таких же условиях.
Доп.точки доступа:
Филиппов, Г. А.
Фальковский, Л. Н.
Трубачев, В. М.
Фонарев, Б. И.
Мастюкин, В. П.
Кондитеров, М. В.
Момот, Г. В.
Коррозионная стойкость микротвэлов в воздушной среде при контакте с элементами ТВС из аустенитной нержавеющей стали / Г. А. Филиппов [и др. ] // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 3 (2008), С. 189-191
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
микротвэлы -- тепловыделяющие сборки -- коррозия -- аустенитная нержавеющая сталь -- карбид кремния
Аннотация: Проведены исследования коррозионной стойкости и целостности покрытий из карбида кремния микротвэлов, находившихся в контакте с аустенитной нержавеющей сталью марок 08Х18Н10Т и ЭИ-847 (05Х15Н16МЗБ) в воздушной атмосфере при 1100-1200 градусах С. Была оценена коррозионная стойкость указанной стали в таких же условиях.
Доп.точки доступа:
Филиппов, Г. А.
Фальковский, Л. Н.
Трубачев, В. М.
Фонарев, Б. И.
Мастюкин, В. П.
Кондитеров, М. В.
Момот, Г. В.
28.
Подробнее
Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности / А. В. Алексеев [и др. ] // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 5 (2008), С. 269-273
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ВВЭР -- мир -- твэлы -- моделирование параметров твэлов -- мощность реактора -- нейтронно-физические условия -- нестационарные режимы -- проектные реактивностные аварии
Аннотация: Рассмотрено создание в активной зоне реактора МИР условий для безопасного проведения экспериментов по моделированию параметров твэлов ВВЭР при скачкообразном и циклическом изменении мощности, а также при проектной реактивностной аварии. Определена конструкция экспериментальных устройств, выбраны конфигурация активной зоны и положение органов регулирования, которые позволяют достигать требуемых параметров при минимальной мощности реактора и обеспечивают безопасность проведения экспериментов. Представлены сведения о проведенны
Доп.точки доступа:
Алексеев, А. В.
Калыгин, В. В.
Малков, А. П.
Овчинников, В. А.
Шулимов, В. Н.
Формирование нейтронно-физических условий для проведения в реакторе МИР испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных режимах с увеличением мощности / А. В. Алексеев [и др. ] // Атомная энергия. - Т. 104, вып. 5 (2008), С. 269-273
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ВВЭР -- мир -- твэлы -- моделирование параметров твэлов -- мощность реактора -- нейтронно-физические условия -- нестационарные режимы -- проектные реактивностные аварии
Аннотация: Рассмотрено создание в активной зоне реактора МИР условий для безопасного проведения экспериментов по моделированию параметров твэлов ВВЭР при скачкообразном и циклическом изменении мощности, а также при проектной реактивностной аварии. Определена конструкция экспериментальных устройств, выбраны конфигурация активной зоны и положение органов регулирования, которые позволяют достигать требуемых параметров при минимальной мощности реактора и обеспечивают безопасность проведения экспериментов. Представлены сведения о проведенны
Доп.точки доступа:
Алексеев, А. В.
Калыгин, В. В.
Малков, А. П.
Овчинников, В. А.
Шулимов, В. Н.
29.
Подробнее
Панюков, С. В.
Теория радиационно-индуцированного формоизменения графита / С. В. Панюков, А. В. Субботин // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 1 (2008), С. 25-32
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
графит -- радиационные эффекты -- радиационно-индуцированное формоизменение кристаллитов -- микротрещины -- нелинейная теория упругости
Аннотация: Построена теория радиационных эффектов в графите на основе описания эволюции ансамбля микротрещин в результате радиационно-индуцированного формоизменения кристаллитов. Получены кривые формоизменения, изменения модуля упругости с дозой облучения, объяснен масштабный эффект, дается предсказание угловой зависимости относительно оси ортотропии и влияния гидростатического сжатия на скорость звука в графите.
Доп.точки доступа:
Субботин, А. В.
Панюков, С. В.
Теория радиационно-индуцированного формоизменения графита / С. В. Панюков, А. В. Субботин // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 1 (2008), С. 25-32
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
графит -- радиационные эффекты -- радиационно-индуцированное формоизменение кристаллитов -- микротрещины -- нелинейная теория упругости
Аннотация: Построена теория радиационных эффектов в графите на основе описания эволюции ансамбля микротрещин в результате радиационно-индуцированного формоизменения кристаллитов. Получены кривые формоизменения, изменения модуля упругости с дозой облучения, объяснен масштабный эффект, дается предсказание угловой зависимости относительно оси ортотропии и влияния гидростатического сжатия на скорость звука в графите.
Доп.точки доступа:
Субботин, А. В.
30.
Подробнее
Соловьев, В. О.
Моделирование воздействия рентгеновского излучения на ячеистую структуру стенок камеры ЯЭУ / В. О. Соловьев, Б. Д. Христофоров // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 1 (2008), С. 32-38
ББК 31.46
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ядерные энергетические установки -- ЯЭУ -- импульсные ЯЭУ -- рентгеновское излучение -- взрывные камеры ЯЭУ -- стенки взрывной камеры -- волновые процессы -- ударные волны
Аннотация: Разработаны расчетные и экспериментальные методы моделирования волновых процессов в стенках взрывной камеры импульсных ЯЭУ при мощном рентгеновском облучении воздействием взрыва и удара. Результаты сравнения опытных и расчетных параметров ударных волн при взрывном и ударном нагружении различных материалов показали их удовлетворительное согласие. Разработанными методами исследовано поведение жидкой теплозащитной пленки из Li[17]Pb[83] на стенке взрывной камеры, когда импульс отдачи, вызванный испарением, является основным фактором на
Доп.точки доступа:
Христофоров, Б. Д.
Соловьев, В. О.
Моделирование воздействия рентгеновского излучения на ячеистую структуру стенок камеры ЯЭУ / В. О. Соловьев, Б. Д. Христофоров // Атомная энергия. - Т. 105, вып. 1 (2008), С. 32-38
| УДК |
Рубрики: Энергетика
Ядерные реакторы
Кл.слова (ненормированные):
ядерные энергетические установки -- ЯЭУ -- импульсные ЯЭУ -- рентгеновское излучение -- взрывные камеры ЯЭУ -- стенки взрывной камеры -- волновые процессы -- ударные волны
Аннотация: Разработаны расчетные и экспериментальные методы моделирования волновых процессов в стенках взрывной камеры импульсных ЯЭУ при мощном рентгеновском облучении воздействием взрыва и удара. Результаты сравнения опытных и расчетных параметров ударных волн при взрывном и ударном нагружении различных материалов показали их удовлетворительное согласие. Разработанными методами исследовано поведение жидкой теплозащитной пленки из Li[17]Pb[83] на стенке взрывной камеры, когда импульс отдачи, вызванный испарением, является основным фактором на
Доп.точки доступа:
Христофоров, Б. Д.
Page 3, Results: 59