АО НЦГНТЭ информирует научное сообщество страны о том, что на сайте www.ncste.kz размещена информация о завершенных и текущих научных проектах за 2018-2021 годы, финансируемых из государственного бюджета.
Моделирование и исследование кинетики реактора ИГР
Автор(ы): Горбаненко О. А., Клименко А. С.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Объем документа: С. 13-17
МРНТИ: 29.15.53
Ключевые слова: кинетика реакторов, характеристики динамические, реактор ИГР,
Реферат: Рассмотрены вопросы, связанные с моделированием и исследованием динамических характеристик реактора ИГР. Приведен пример практической реализации модели кинетики реактора ИГР и описаны результаты исследования во временной и частотной областях.
Система регулирования и контроля технологических параметров устройства дренирования натрия реактора БН-350
Автор(ы): Мерисов Г. С., Клименко А. С., Горбаненко О. А.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Реферат: Рассмотрены вопросы технической реализации системы регулирования температуры и контроля технологических параметров устройств дренирования натрия реактора БН-350.
Радиационно-химическая стойкость стержневых керамических твэлов в азоте невысокого давления
Автор(ы): Дерявко И. И., Перепелкин И. Г., Стороженко А. Н.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Реферат: Исследовано состояние штатных твэлов ЯРД и твэлов с высоким содержанием урана после длительного (от 'approx'300 до 'approx'4500 ч) облучения в азотных ампулах реактора РА. Установлено, что в условиях высокотемпературного облучения в азоте невысокого давле
Расчетное моделирование тепловых потоков и расчетных полей в условиях взаимодействия расплава с моделью днища реактора сферической формы
Автор(ы): Васильев Ю. С., Жотабаев Ж. Р., Зверев В. В.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Объем документа: С. 29-33
МРНТИ: 29.15.53
Ключевые слова: модель днища реактора, расплав топлива, поля температурные, потоки тепловые, термопары,
Реферат: Методика, представленная в данной работе, позволяет проводить оценку утечек тепла от расплавленной топливной композиции в модель днища реактора на основе показаний термопар, расположенных вблизи внешней стенки модели днища. Появилась возможность восстанов
Исследование газовыделения трития из литиевой керамики в процессе реакторного облучения
Автор(ы): Гординенко Ю. Н., Кенжин Е. А., Колбаенков А. Н., Кульсартов Т. В., Шестаков В. П.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Реферат: Представлены результаты экспериментальных исследований процессов газовыделения трития из материалов керамического бридера ИТЭР - литиевой керамики Li_2TiO_3 - в условиях облучения на реакторе ИВГ.1М. Образцы литиевой керамики имели вид шариков диаметром 2
Обзор результатов исследований импульсного реактора ИГР
Автор(ы): Горин Н. В., Кандиев Я. З., Щербина А. Н., Вурим А. Д., Гайдайчук В. А., Демко Н. А., Васильев А. П., Павшук В. А., Талызин В. М.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Объем документа: С. 50-61
МРНТИ: 29.15.53
Ключевые слова: реактор ИГР, безопасность реакторов,
Реферат: Проведен обзор результатов исследований импульсного реактора ИГР. Отмечается, что ИГР является единственным в мире комплексом, где возможно проведение представительных исследований по безопасности энергетических ядерных реакторов. Цель данного обзора - ан
Результаты экспериментов LHI и анализ охлаждаемости кориума внутри силового корпуса реактора
Автор(ы): Васильев Ю. С., Жданов В. С., Колодешников А. А., Маруяма Ю., Като М., Нагасака Х.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Реферат: Выполнена серия экспериментов LHI (Lower Head Integrity - целостность днища силового реактора) для получения данных по механизму охлаждения кориума в днище силового корпуса реактора. Целью экспериментов LHI явилось достижение охлаждаемости кориума внутри
Концепция ядерного реактора на тепловых нейтронах с полным использованием уранового и ториевого сырья
Автор(ы): Котов В. М., Тихомиров Л. В., Жумадилова Ж. А., Котов С. В.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Реферат: Показана возможность достижения полного использования уранового и ториевого сырья в реакторе на тепловых нейтронах за счет устранения захвата нейтронов в ксеноне-135 и "ускорения" поступления в активную зону урана-233. Описаны особенности работы реактора,
Компьютерное моделирование механизма термической стабилизации слоистых систем железо - алюминий
Автор(ы): Кадыржанов К. К., Туркебаев Т. Э., Русаков В. С., Плаксин Д. А., Жанкадамова А. М., Кислицин С. Б., Енсебаева М. З.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Объем документа: С. 32-38
МРНТИ: 29.19.17
Ключевые слова: системы бинарные, материалы слоистые, диффузия взаимная, фазообразование,
Реферат: Работа посвящена разработке теоретических основ процесса термической стабилизации слоистых металлических систем. Теория основана на механизме стабилизации за счет образования переходной двухфазной области. Параметрами расчетной модели являются коэффициент
Исследование коррозионной повреждаемости алюминиевого сплава САВ-1, облученного нейтронами
Автор(ы): Максимкин О. П., Яровчук А. В., Доронин Т. А., Турубарова Л. Г.,
Вид документа: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Заглавие серии: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Реферат: Приведены результаты экспериментальных исследований коррозионной стойкости стержня автоматического регулирования (АР), изготовленного из низколегированного алюминиевого сплава САВ-1, после длительного срока эксплуатации в атомном реакторе ВВР-К и хранения
