-
1Academic Journal
Subject Terms: реактор на быстрых нейтронах, частотно-регулируемый привод, nuclear power plant, pressurized water reactor, атомная электростанция, водо-водяной энергетический реактор, main circulation pump, повышение мощности, главный циркуляционный насос, variable frequency drive, fast neutron reactor, 7. Clean energy, power uprates
-
2
Subject Terms: Sapphire, fuel cycle, modeling, моделирование, TVS, ядерный реактор, нейтронно-физический расчёт, stationary loading, Сапфир, water-water power reactor, водо-водяной энергетический реактор, топливная загрузка, fuel loading, стационарная загрузка, neutron-physical calculation, nuclear reactor, ТВС, топливный цикл
-
3Academic Journal
Subject Terms: реактор на быстрых нейтронах, частотно-регулируемый привод, nuclear power plant, pressurized water reactor, атомная электростанция, водо-водяной энергетический реактор, main circulation pump, повышение мощности, главный циркуляционный насос, variable frequency drive, fast neutron reactor, 7. Clean energy, power uprates
-
4Academic Journal
Authors: N. V. Harbachova, J. A. Korchova, N. D. Kuzmina, N. V. Kulich, S. N. Yacko, Н. В. Горбачева, Ю. А. Корчева, Н. Д. Кузьмина, Н. В. Кулич, С. Н. Яцко
Source: Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series; Том 68, № 1 (2023); 72-81 ; Известия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наук; Том 68, № 1 (2023); 72-81 ; 2524-244X ; 1561-8358 ; 10.29235/1561-8358-2023-68-1
Subject Terms: математическая модель, water-water power reactor, reprocessing, spent nuclear fuel, radiotoxicity, nuclear fuel cycle, radiation safety, actinides, fission products, mathematical model, водо-водяной энергетический реактор, переработка, отработавшее ядерное топливо, радиотоксичность, ядерный топливный цикл, радиационная безопасность, актиниды, продукты деления
File Description: application/pdf
Relation: https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/783/625; Оценка запасов активности по номенклатуре основных радиационно-опасных радионуклидов при долговременном обращении с отработавшим ядерным топливом Белорусской АЭС / Ю. А. Корчева [и др.] // Вес. Нац. акад. навук Беларусі. Серыя фiз.-тэхн. навук. – 2020. – Т. 65, № 2. – С. 243–251. https://doi.org/10.29235/1561-8358-2020-65-2-243-251; Расчетные исследования радиотоксичности облученного топлива ВВЭР-1200 и запасов активности при долгосрочном обращении с ОЯТ Белорусской АЭС / Ю. А. Корчева [и др.] // Изв. Рос. акад. наук. Сер. физическая. – 2020. – Т. 84, № 10. – С. 1509–1513.; Analysis of potential hazard of the spent nuclear fuel at the intermediate and long-term stages of the nuclear fuel / J. A. Korchova [et al.] // Nonlinear Dynamics and Applications: Proc. of the 28th Anniversary Seminar NPCS-2021, May 18–21, 2021, Minsk, Belarus. – Minsk, 2021. – Vol. 27. – P. 217–227.; Лопаткин, А. В. Условия достижения радиационной эквивалентности природного сырья и долгоживущих радиоактивных отходов в ядерной энергетике России / А. В. Лопаткин, И. В. Платонов, В. Е. Попов // Атом. энергия. – 2020. – Т. 129, вып. 4. – С. 194–199.; A Basic Toxicity classification of radionuclides. – Vienna: International Atomic Energy Agency, 1963. – 45 p. – (Technical Reports series; 15).; Верификация и использование комплекса математических программ для оценки запасов радиоактивности в обеспечение безопасности ядерных установок на промплощадке АЭС [Электронный ресурс] / Н. В. Горбачева [и др.] // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: материалы 6-й Междунар. науч.-техн. конф., Подольск, 26–29 мая 2009 г. / ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – Подольск, 2009. – Режим доступа: https://gosatomnadzor.mchs.gov.by/upload/iblock/a76/npa-yrb-1.pdf; https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/783
-
5Academic Journal
Subject Terms: GETERA-93, ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент)
Relation: https://zenodo.org/records/6327229; oai:zenodo.org:6327229; https://doi.org/10.5281/zenodo.6327229
-
6Academic Journal
Authors: A. D. Chorny, S. D. Mikheenko, P. A. Speransky, A. L. Mostovenko, A. I. Krysin, T. A. Baranova, Yu. V. Zhukova, I. G. Kukharchuk, А. Д. Чорный, С. Д. Михеенко, Ф. А. Сперанский, А. Л. Мостовенко, А. И. Крысин, Т. А. Баранова, Ю. В. Жукова, И. Г. Кухарчук
Source: Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series; Том 67, № 1 (2022); 65-74 ; Известия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наук; Том 67, № 1 (2022); 65-74 ; 2524-244X ; 1561-8358 ; 10.29235/1561-8358-2022-67-1
Subject Terms: CFD-моделирование, pressurized water type reactor, coolant mixing, non-isothermal flow, CFD-modeling, водо-водяной энергетический реактор, смешение, неизотермические потоки теплоносителя
File Description: application/pdf
Relation: https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/722/584; Андрушечко, С. А. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко, А. М. Афров, Б. Ю. Васильев. – М.: Логос, 2010. – 604 с.; Методы обоснования теплотехнической надежности активной зоны тепловых водо-водяных реакторов / А. А. Баринов [и др.] // Атомная энергия. – 2016. – Т. 120, вып. 5. – С. 270–275.; Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников [и др.]. – Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС, 2012. – 528 с.; Menter, F. R. Ten years of industrial experience with the SST turbulence model / F. R. Menter, M. Kuntz, R. Langtry // Turbulence, Heat and Mass Transfer / eds.: K. Hanjalic, Y. Nagano, M. Tummers. – 4th ed. – N. Y.: Begell House, Inc., 2003. – P. 625–632.; Igarashi, M. Experimental study on fluid mixing for evaluation of thermal striping in T-pipe junction / M. Igarashi, M. Tanaka, S. Kawashima // 10th International Conference on Nuclear Engineering: Proc. April 14–18, 2002. – Arlington, 2002. – P. 383–390.; Utanohara, Y. Conjugate numerical simulation of wall temperature fluctuation at a T-junction pipe / Y. Utanohara, Y. K. Miyoshi, A. Nakamura // Mech. Eng. J. – 2018. – Vol. 5, № 3. – P. 1–23. https://doi.org/10.1299/mej.18-00044; Rohde, U. Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit: Measurement data base / U. Rohde, S. Kliem, T. Höhne // Nucl. Eng. Des. – 2005. – Vol. 235. – P. 421–443. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.045; Prasser, H. M. Coolant mixing in a PWR deboration transients, steam line breaks and emergency core cooling injection – experiments and analyses / H. M. Prasser, G. Grunwald, T. Höhne // Nucl. Tech. – 2003. – Vol. 143, № 1. – P. 37–56. https://doi.org/10.13182/nt03-a3396; Rohde, U. The European project FLOMIX-R: Description of the slug mixing and buoyancy related experiments at the different test facilities (Final report on WP 2) / U. Rohde, S. Kliem, B. Hemström // Report FZR-430. – Rossendorf, 2005. – 214 p.; Farkas, I. Validation of Computational Fluid Dynamics Calculation Using Rossendorf Coolant Mixing Model Flow Measurements in Primary Loop of Coolant in a Pressurized Water Reactor Model / I. Farkas, E. Hutli, T. Farkas // Nucl. Eng. Tech. – 2016. – Vol. 48. – P. 941–951. https://doi.org/10.1016/j.net.2016.02.017; Ушева, К. И. Анализ аварийных сценариев, связанных с неравномерным разбавлением борной кислоты в теплоносителе первого контура [Электронный ресурс] / К. И. Ушева // 11-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 21–24 мая 2019 г. – Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/autorun/index-ru.htm – Дата доступа: 03.11.2020.; https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/722
-
7Academic Journal
Authors: J. A. Korchova, N. V. Harbachova, N. D. Kuzmina, N. V. Kulich, Ю. А. Корчева, Н. В. Горбачева, Н. Д. Кузьмина, Н. В. Кулич
Source: Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series; Том 65, № 2 (2020); 243-251 ; Известия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наук; Том 65, № 2 (2020); 243-251 ; 2524-244X ; 1561-8358 ; 10.29235/1561-8358-2020-65-2
Subject Terms: суммарная активность, water-water power reactor, spent nuclear fuel, actinides, fission products, total activity, водо-водяной энергетический реактор, отработавшее ядерное топливо, актиниды, продукты деления
File Description: application/pdf
Relation: https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/604/494; Status and trends in spent fuel and radioactive waste management [Electronic Resource] // IAEA nuclear energy series: NW-T-1.14. – Vienna, 2018. – Mode of access: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1799_web.pdf; Вентцель, Е. С. Исследование операций / Е. С. Вентцель. – М.: Наука, 1972. – 552 с.; Верификация и использование комплекса математических программ для оценки запасов радиоактивности в обеспечение безопасности ядерных установок на промплощадке АЭС [Электронный ресурс] / Н. В. Горбачева [и др.] // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: материалы 6-й Междунар. науч.-техн. конф., Подольск, 26–29 мая 2009 г. / ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – Подольск, 2009. – Режим доступа: https://gosatomnadzor.mchs.gov.by/upload/iblock/a76/npa-yrb-1.pdf; Горбачева, Н. В. Расчетные исследования радиотоксичности и удельной активности облученного топлива ВВЭР-1200 глубокого выгорания / Н. В. Горбачева, Н. В. Кулич, Ю. А. Корчева // Ядерные технологии XXI века: докл. VI Междунар. конф., Минск, 25–27 окт. 2016 г. / ОИЭЯИ – Сосны НАН Беларуси. – Минск: Право и экономика, 2016. – С. 79–88.; Серебряный, Г. С. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР-1200 / Г. С. Серебряный, М. Л. Жемжуров // Атомная энергетика, ядерные и радиационные технологии XXI века: докл. VII Междунар. конф., Минск, 23–26 окт. 2018 г. / ОИЭЯИ – Сосны НАН Беларуси. – Минск: Право и экономика, 2018. – С. 63–89.; https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/604
-
8Academic Journal
Authors: D. L. Tretinnikov, A. V. Doinikova, P. K. Nagula, Д. Л. Третинников, А. В. Дойникова, П. К. Нагула
Source: Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series; Том 65, № 2 (2020); 224-234 ; Известия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наук; Том 65, № 2 (2020); 224-234 ; 2524-244X ; 1561-8358 ; 10.29235/1561-8358-2020-65-2
Subject Terms: водо-водяной энергетический реактор, nuclear power plant, containment, reactor unit, water-water energetic reactor, атомная электростанция, защитная оболочка, реакторная установка
File Description: application/pdf
Relation: https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/602/492; Кавун, О. Ю. Расчеты теплопередачи и гидродинамики, связанные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты, моделирование нестационарных и аварийных процессов / О. Ю. Кавун, С. Л. Соловьев, Р. А. Шевченко // Совет по аттестации программных средств при Ростехнадзоре 25 лет на службе безопасности: сб. публикаций. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2016. – 122 с.; Расчет параметров парогазовой среды в защитной оболочке ВВЭР-1000/В-320 при тяжелой запроектной аварии с учетом работы системы аварийного фильтруемого сброса газов [Электронный ресурс] / Ю. А. Звонарев [и др.] // Сборник трудов 9-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 19–22 мая 2015 г. – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2015. – Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/autorun/article91-ru.htm – Дата доступа: 25.04.2019.; Семенович, О. В. Контейнментные коды: аналит. обзор / О. В. Семенович, А. Н. Тишкович, А. В. Дойникова. – Минск: НАН Беларуси, Объед. ин-т энергет. и ядер. исслед. – Сосны, 2017. – 35 с. – (Препринт ОИЭЯИ-72).; Основное оборудование реакторного отделения [Электронный ресурс] / М-во Рос. Федерации по атомной энергии, Концерн «Энергоатом», Балаковская атомная электростанция, Служба подготовки персонала. – Режим доступа: http://bib.convdocs.org/v10948/?cc=1&view=pdf – Дата доступа: 25.04.2019.; Технологические системы реакторного отделения. Ч. 1: Системы безопасности [Электронный ресурс] / М-во Рос. Федерации по атомной энергии, Концерн «Энергоатом», Балаковская атомная электростанция, Служба подготовки персонала. – Режим доступа: http://bib.convdocs.org/v10948/?cc=2&view=pdf – Дата доступа: 25.04.2019.; Технологические системы реакторного отделения. Ч. 2: Вспомогательные системы [Электронный ресурс] / М-во Рос. Федерации по атомной энергии, Концерн «Энергоатом», Балаковская атомная электростанция, Служба подготовки персонала. – Режим доступа: http://bib.convdocs.org/v10948/?cc=3&view=pdf – Дата доступа: 25.04.2019.; Моделирование поведения продуктов деления в защитной оболочке с помощью расчетного комплекса СОКРАТ [Электронный ресурс] / В. М. Алипченков [и др.] // Сборник трудов 7-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 17–20 мая 2011 г. – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2011. – Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/autorun/article42-ru.htm – Дата доступа: 25.04.2019.; https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/602
-
9Report
Authors: Свешников, Никита Максимович
Contributors: Чертков, Юрий Борисович
Subject Terms: водо-водяной энергетический реактор, отравление, нейтронно-физический расчёт, одногрупповой расчет, многогрупповой расчет, PWR, poisoning, to determine neutron-physical characteristics, single-group settlement, multi-group calculation, 14.03.02, 621.039.577:621.039.511
File Description: application/pdf
Availability: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/61247
-
10Report
Authors: Нгуен, Минь Хиеу
Contributors: Губин, Владимир Евгеньевич
Subject Terms: реактор, парогенератор, водо-водяной энергетический реактор, активная зона, атомная электрическая станция, reactor, steam generator, the water-water energetic reactor, core, nuclear power station, 14.05.02, 621.311.25:621.311.577
File Description: application/pdf
Availability: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/57617
-
11Academic Journal
Authors: A. V. Avdeenkov, Vl. V. Sergeev, A. V. Stepanov, A. A. Malakhov, D. Y. Koshmanov, S. L. Soloviev, D. G. Bessarabov, А. В. Авдеенков, Вл. В. Сергеев, А. В. Степанов, А. А. Малахов, Д. Е. Кошманов, С. Л. Соловьев, Д. Г. Бессарабов
Source: Alternative Energy and Ecology (ISJAEE); № 4-6 (2018); 37-56 ; Альтернативная энергетика и экология (ISJAEE); № 4-6 (2018); 37-56 ; 1608-8298
Subject Terms: система водородной безопасности, pressurized water reactor, hermetic enclosure, accident localization area, passive autocatalytic hydrogen recombiner, hydrogen safety system, водо-водяной энергетический реактор, герметичная оболочка, зона локализации аварий, пассивный каталитический рекомбинатор водорода
File Description: application/pdf
Relation: https://www.isjaee.com/jour/article/view/1310/1144; International Atomic Energy Agency. Mitigation of Hydrogen Hazards in Severe Accidents in Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-1661, Vienna, IAEA, 2011 [Элек-тронный ресурс]. – Режим доступа: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1661_Web.pdf (Дата обращения: 05.10.2017).; Hydrogen in Water – Cooled Nuclear Power Reactors – IAEA and CEC, Vienna-Brussels, 1992. – EUR-14037.; Autokatalytishe Rekombinator syteme, Wasserstoffabbau SIEMENS AG(KWU), 1998; NDS9.; Ferroni, F. Containment protection with hydrogen recombiners [Text] / F. Ferroni, L. Schiel, P. Collins // Atw. Atomwirtschaft, Atomtechnik. – 1994. – Vol. 39. – No 7. – P. 513–514.; Девит, У.А. Разработка водородного рекомбинатора в компании «Атомик Энержи оф Кэнада, Лимитед» (AECL) / У.А. Девит [et al]. – Семинар OCED/NEA/CSNI: «Реализация способов локализации водорода». Виннипег, 12–16 мая 1996.; «Пассивный каталитический рекомбинатор водорода РВК-500». Технические условия РЭТ-101.00.000 ТУ, Москва, 2004.; «Пассивный каталитический рекомбинатор водорода РВК-500, РВК-1000». Технические условия РЭТ-101.00.000 ТУ. – Москва, 2005.; Anpilov, S.V. Mathematical Modeling of Heat and Mass Transfer in a Passive Autocatalytic Recombiner [Text] / S.V. Anpilov [et al.] // Thermal Engineering. – 2013. – Vol. 60. – No 11. – P. 818–822.; Blanchat, K. Analysis of hydrogen depletion using a scaled passive autocatalytic recombiner [Text] / K. Blanchat [et al.] // Nuclear Engineering and Design. – 1999. – Vol. 187. – P. 229–239.; Reinecke, E. Studies on innovative hydrogen recombiners as safety devices in the containments of light water reactors [Text] / E. Reinecke // Nuclear Engineering and Design. – 2004. – Vol. 230. – P. 49–59.; Meynet, N. Progress in PARs modeling for reactor application, 6th European Review meeting on Severe Accident Research [Text] / N. Meynet [et al.] // (ERMSAR-2013) Avignon (France), Palais des Papes, 2–4 October, 2013.; Reinecke, E. Open issues in the applicability of recombiner experiments and modelling to reactor simulations [Text] / E. Reinecke [et al.] // Progress in Nuclear Energy. – 2010. – Vol. 52. – P. 136–147.; Программа работ по устранению замечаний Ростехнадзора к пассивным каталическим рекомбинаторам водорода (утверждена первым заместителем Генерального директора ОАО «Концерн Росэнергоатом» Асмоловым В.Г. в 2015 г.).; Отчет АО «ГНЦ-РФ-ФЭИ» «Экспериментальные исследования по теме и обоснование проектных характеристик рекомбинаторов водорода производства ЗАО НПК «РЭТ». Инв. № 224/5.42.02-16/13141. Договор № 5296 от 18.07.2016 г. Этап 7»; Анализ выполненных испытаний по определению характеристик рекомбинаторов, Этап 1, Инв. № 224/5.42.02-15/8055 конф. г. Обнинск, 2016 г.; Appel, C. An experimental and numerical investigation of homogeneous ignition in catalytically stabilized combustion of hydrogen/air mixtures over platinum [Text] / C. Appel [et al.] // Combustion and Flame. – 2002. – Vol. 128. – No 4. – P. 340–368; Rinnemo, M. Experimental and Numerical Investigation of the Catalytic Ignition of Mixtures of Hydrogen and Oxygen on Platinum [Text] / M. Rinnemo [et al.] // Combustion and Flame. – 1997. – Vol. 111. – No 4. – P. 312–326.; Schefer, R.W. Catalyzed Combustion of H2/Air Mixtures in a Flat Plate Boundary Layer: II. Numerical Model [Text] / R.W. Schefer // Combustion and Flame. – 1982. – Vol. 45. – P. 171–190.; Франк-Каменецкий, Д.А. Диффузия и теплопередача в химической кинетике [Текст] / Д.А. Франк-Каменецкий. – М.: Наука, 1987. - 502 с.; Правила обеспечения водородной взрывозащи-ты на атомной станции НП-040-02. – Москва 2002.; Отчет «Обеспечение водородной взрывобе-зопасности на АЭС с корпусными реакторами под давлением. Современное состояние вопроса», АО «ВНИИАЭС», 2017 / Соловьев С.Л., Михальчук А.В., Авдеенков А.В.; «Пассивные каталитические рекомбинаторы во-дорода РВК-500, РВК-1000», РЭТ-111.00.000 ТУ, 2007.; https://www.isjaee.com/jour/article/view/1310
-
12Report
Authors: У, Цзиньин
Contributors: Чертков, Юрий Борисович
Subject Terms: водо-водяной энергетический реактор, ВВЭР-1000, PWR, нейтронно-физический расчет, программный комплекс WIMSD5B, water-water power reactor, VVER-1000, neutron-physical calculation, WIMSD5B software package, 14.04.02, 621.039.577:621.039.512
File Description: application/pdf
Availability: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/48246
-
13Academic Journal
Authors: Скалозубов, В. И., Тарасов, В. А., Клевцов, С. В., Чернеженко, С. А., Какаев, А. А., Кочнева, В. Ю., Скалозубов, В. І., Тарасов, В. О., Чернеженко, С. І., Какаєв, А. О., Кочнєва, В. Ю., Skalozubov, V. I., Tarasov, V. О., Klevtsov, S. V., Chernezhenko, S. A., Kakaev, A. О., Kochnyeva, V. Yu.
Subject Terms: адаптация, авария, ядерное топливо, водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), адаптація, аварія, ядерне паливо, водо-водяний енергетичний реактор (ВВЕР), adaptation, accident, nuclear fuel, water-moderated water-cooled reactor (WWER)
Relation: Скалозубов, В. И. Метод адаптации в аварийных режимах "непроектного" ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР / В. И. Скалозубов, В. А. Тарасов, С. В. Клевцов, С. А. Чернеженко, А. А. Какаев, В. Ю. Кочнева // Проблеми безпеки атомн. електростанцій і Чорнобиля. - 2015. - Вип. 25. - С. 39-44.; http://nbuv.gov.ua/UJRN/Pbaech_2015_25_7; http://dspace.opu.ua/jspui/handle/123456789/6601
-
14Academic Journal
-
15Report
Authors: Сливин, Алексей Асхарович
Contributors: Чертков, Юрий Борисович
Subject Terms: водо-водяной энергетический реактор, глубина выгорания, выгорающие поглотители, элементарная ячейка, тепловыделяющий элемент, реактивность, water-water energetic reactor, burn, burnable absorbers, unit cell, fuel element, 14.03.02, 621.039.512
File Description: application/pdf
Availability: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/30022
-
16Report
Authors: Лазарева, Юлия Андреевна
Contributors: Воробьев, Александр Владимирович
Subject Terms: тепловая схема, парогенератор, водо-водяной энергетический реактор, конструкторский расчет, тепловой расчет, steamgenerator, vver, design calculation, thermal scheme, heat calculation, 621.311.25:621.039:621.181.2.016
Time: 140404
File Description: application/pdf
Relation: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/7506
Availability: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/7506
-
17Academic Journal
Authors: Скалозубов, Володимир Іванович, Ващенко, В. Н., Гудима, А. А., Козлов, Игорь Леонидович, Ващенко, В. М., Козлов, Ігор Леонидович, Skalozubov, Volodymyr, Vaschenko, V. M., Gudyma, A. A., Kozlov, Ihor
Subject Terms: экологическая безопасность, симптомно-ориентированный подход, стратегии управления тяжелыми авариями, водо-водяной энергетический реактор, екологічна безпека, симптомно-орієнтований підхід, стратегії керування важкими аваріями, водо-водяний енергетичний реактор, environmental safety, severe emergency control strategy, symptom-oriented approach, pressurized water reactor
Relation: Симптомно-ориентированный подход обоснования стратегий управления тяжелыми ядерными авариями для минимизации катастрофических экологических последствий / В. И. Скалозубов, В. Н. Ващенко, А. А. Гудима, И. Л. Козлов // Проблеми безпеки атом. електростанцій і Чорнобиля. - 2014. - Вип. 22. - С. 13–16.; http://nbuv.gov.ua/UJRN/Pbaech_2014_22_4; http://dspace.opu.ua/jspui/handle/123456789/6607
-
18Academic Journal
Subject Terms: система пассивного отвода тепла, защитная оболочка, двухфазный термосифон, атомная электрическая станция, реакторная установка, водо-водяной энергетический реактор, система пасивного відводу тепла, захисна оболонка, двофазний термосифон, атомна електрична станція, реакторна установка, водо-водяний енергетичний реактор, passive heat removal system (PHRS), containment, two-phase thermosyphon, nuclear power plant (NPP), reactor facility, WWER
Relation: Наффаа, Х. М. Обоснование выбора схемного решения и геометрических параметров СПОТ ГО ВВЭР-1000 / Х. М. Наффаа, В. А. Дубковский // Ядерна та радіац. безпека. - 2014. - Вип. 3 (63). - С. 19-23.; http://sstc.kiev.ua/documents/journal/2014/3/4_3_2014_text.pdf; http://dspace.opu.ua/xmlui/handle/123456789/1474
-
19Academic Journal
Authors: Скалозубов, В. И., Тарасов, В. А., Косенко, С. И., Чернеженко, С. А., Какаев, А. А., Кочнева, В. Ю., Скалозубов, В. І., Тарасов, В. О., Косенко, С. І., Какаєв, А. О., Кочнєва, В. Ю., Skalozubov, V. I., Tarasov, V. A., Kosenko, S. I., Chernezhenko, S. A., Kakaev, A. A., Kochnyeva, V. Yu.
Subject Terms: адаптация, авария, ядерное МОХ-топливо, урановое ядерное топливо, водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), адаптація, аварія, ядерне МОХ-паливо, уранове ядерне паливо, водо- водяний енергетичний реактор (ВВЕР), adaptation, accident, nuclear МОХ fuel, uranium nuclear fuel, water-moderated water-cooled reactor (WWER)
Relation: Методические основы адаптации МОХ-топлива в аварийных режимах для реакторов типа ВВЭР / В. И. Скалозубов, В. А. Тарасов, С. И. Косенко [и др.] // Ядерна та радіац. безпека. - 2015. -Вип. 2 (66). - С. 24-26.; http://sstc.kiev.ua/documents/journal/2015/2/4_2_2015_text.pdf; http://dspace.opu.ua/xmlui/handle/123456789/1480
-
20Academic Journal
