Система регулирования и контроля технологических параметров устройства дренирования натрия реактора БН-350
Жеке автор: Мерисов Г. С., Клименко А. С., Горбаненко О. А.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 18-22
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: реактор БН-350, дренирование натрия, регулирование температуры, параметры технологические,
Реферат: Рассмотрены возможности технической реализации системы регулирования температуры и контроля технологических параметров устройств дренирования натрия реактора БН-350. Технология дренирования предусматривает предварительную подготовку конструкций дренажа (р
Радиационно-химическая стойкость стержневых керамических твэлов в азоте невысокого давления
Жеке автор: Дерявко И. И., Перепелкин И. Г., Стороженко А. Н.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 23-28
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: твэлы, стойкость радиационно-химическая, реактор РА,
Реферат: Исследовано состояние штатных твэлов ЯРД и твэлов с высоким содержанием урана после длительного (300-4500 ч) облучения в азотных ампулах реактора РА. Путем оценки общего состояния твэлов и определения изменений их исходных характеристик получены представл
Расчетное моделирование тепловых потоков и температурных полей в условиях взаимодействия расплава с моделью днища реактора сферической формы
Жеке автор: Васильев Ю. С., Жотабаев Ж. Р., Зверев В. В.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 29-33
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: модель днища реактора, расплав топлива, поля температурные, потоки тепловые, термопары,
Реферат: Представлена методика, позволяющая проводить оценку утечек тепла от расплавленной топливной композиции в модель днища реактора с помощью термопар, расположенных вблизи внешней стенки модели днища. Данная методика дает возможность восстановить распределени
Обзор результатов исследований импульсного реактора ИГР
Жеке автор: 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.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 50-61
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: реактор ИГР, безопасность реакторов,
Реферат: Рассмотрены результаты исследований импульсного реактора ИГР с целью анализа и оценки значимости имеющейся информации, систематизации и выявления недостающих знаний, определения дальнейших направлений исследований. Отмечается, что ИГР является единственны
Результаты экспериментов LHI и анализ охлаждаемости кориума внутри силового корпуса реактора
Жеке автор: Васильев Ю. С., Жданов В. С., Колодешников А. А., Маруяма Ю., Като М., Нагасака Х.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 8-18
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: охлаждаемость кориума, реакторы ядерные, безопасность реакторов,
Реферат: Выполнена серия экспериментов LHI (Lower Head Integrity - целостность днища силового реактора) по механизму охлаждения кориума в днище силового корпуса реактора. Цель экспериментов LHI - достижение охлаждаемости кориума внутри корпуса при использовании ра
Концепция ядерного реактора на тепловых нейтронах с полным использованием уранового и ториевого сырья
Жеке автор: Котов В. М., Тихомиров Л. В., Жумадилова Ж. А., Котов С. В.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 19-27
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: реакторы ядерные, тепловые нейтроны, сырье урановое, сырье ториевое,
Реферат: Одной из важнейших задач современной атомной энергетики является повышение эффективности использования сырьевых ресурсов. В статье показана возможность достижения полного использования уранового и ториевого сырья в реакторе на тепловых нейтронах за счет у
Зависимость скорости ползучести бериллия от напряжения и температуры в условиях реакторного облучения
Жеке автор: Карпиков А. Н., Туркебаев Т. Э., Ганеев Г. З.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 45-48
МҒТАР: 44.33.31
Негізгі сөздер: облучение реакторное, бериллий, скорость ползучести,
Реферат: Благодаря хорошим ядерно-физическим свойствам бериллий привлекает все большее внимание исследователей и конструкторов при разработке и создании образцов атомной техники. Малая величина сечения поглощения нейтронов атомов бериллия и легкость отдачи одного
Комплекс ядерно-физических методов в изучении радиоэкологической ситуации Казахстана
Жеке автор: Кадыржанов К. К., Солодухин В. П., Казачевский И. В., Лукашенко С. Н., Хажекбер С., Чумиков Г. Н., Князев Б. Б., Пивоваров С. П., Якушев Г. М., Верещак М. Ф., Чакров П. В., Платов А. В.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 85-90
МҒТАР: 44.33.01
Негізгі сөздер: методы ядерно-физические, мониторинг радиационный, загрязненность радионуклидная,
Реферат: Создана и развита комплексная аппаратурно-методическая база, позволяющая решать множество разнообразных задач, связанных с радиационным мониторингом и исследованием радиоэкологической ситуации в различных регионах страны. Предложен новый методологический
Оценка размеров санитарно-защитной площадки перегрузки металлобетонных контейнеров с отработавшим топливом реакторной установки БН-350
Жеке автор: Тур Е. С., Мукенева С. А.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 98-101
МҒТАР: 44.33.29
Негізгі сөздер: распределение дозовых полей, топливо ядерное отработавшее, транспортировка,
Реферат: Приведены результаты расчета дозовых полей, создаваемых отработавшим ядерным топливом реакторной установки БН-350, перевозимым в семиместном металлобетонном контейнере. Полученные результаты используются для оценки дозовой нагрузки на персонал и население
Перевозка восьмиместного транспортно-упаковочного комплекта, содержащего отработавшее ядерное топливо реакторной установки БН-350, с точки зрения ядерной безопасности
Жеке автор: Тур Е. С., Айсабеков А. Ж.,
Құжат түрі: 01 - СТАТЬЯ ИЗ СЕРИАЛЬНОГО ИЗДАНИЯ
Серия тақырыбы: Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан
Құжат көлемі: С. 94-97
МҒТАР: 44.33.29
Негізгі сөздер: коэффициент размножения нейтронов, топливо ядерное отработавшее, транспортировка,
Реферат: Приведены результаты расчета величин коэффициента размножения нейтронов k[эфф] для восьмиместного металлобетонного контейнера, имеющего чехлы с отработавшим ядерным топливом реакторной установки БН-350 Мангышлакского атомного энергокомбината. Для проведен
