Поисковый запрос: <.>U=621.039.54$<.> |
Общее количество найденных документов : 709
Показаны документы с 1 по 20 |
|
1. 
|
Сборник докладов Шестой Российской конференции по реакторному материаловедению: (г. Димитровград, 11-15 сент. 2000 г.): Т.2
Российская конф.по реакторному материаловедению(6;2000;Димитровград). - Димитровград. - 2001. - 355 с.: ил. - На англ.яз. - Российская Федерация. - В надзаг.: Гос. науч. центр Рос. Федерации "НИИ атом. реакторов". - Тираж 200 экз.
ГРНТИ: 58.33.27; 58.33.09
УДК: 621.039.546(063); 621.039.53(063)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
; Ядерные реакторы
Держатели документа:
|
2.
|
Сборник докладов Шестой Российской конференции по реакторному материаловедению: (г. Димитровград, 11-15 сент. 2000 г.): Т.2
Российская конф.по реакторному материаловедению(6;2000;Димитровград). - Димитровград. - 2001. - 325 с.: ил. - На англ.яз. - Российская Федерация. - В надзаг.: Гос. науч. центр Рос. Федерации "НИИ атом. реакторов". - Тираж 200 экз.
ГРНТИ: 58.33.27; 58.33.09
УДК: 621.039.546(063); 621.039.53(063)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
; Ядерные реакторы
Перевод заглавия: Heat generating systems, heat releasing and heat absorbing cells, zirconium materials for nuclear reactors
Аннотация: Представлены доклады по следующим основным направлениям: испытания твэлов с керметным топливом; внереакторное моделирование изменения свойств оксидного топлива при глубоких выгораниях; моделирование физических процессов в твэлах при резком возрастании энерговыделения; некоторые закономерности высокотемпературного окисления и наводороживания оболочек отработавших твэлов; особенности влияния реакторного облучения на свойства и поведение сплавов циркония
Держатели документа:
|
3.
| Коновалов И.И.
Код "VACS". Теория и расчет распухания ядерного топлива. - М. - 2001. - 58 с.: ил. -(Препринт; 2001-3). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 100 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.548.343(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: Code "VACS". Theory and calculation of swelling of nuclear fuel
Аннотация: Разработанный код "VACS", предназначен для расчета распухания металлического ядерного топлива на основе урана. Код описывает следующие радиационные процессы: поведение собственных точечных дефектов и газовых осколочных атомов, эволюция дислокационной структуры и рекристаллизация, эволюция газово-вакансионных пор, включая процессы зарождения и коагуляции, фазовые и структурные превращения под облучением. Предложены физические модели процессов и приведен математический аппарат для их описания. Даны примеры расчетов распухания металлического ядерного топлива на основе урана и их верификация
Держатели документа:
|
4.
| Российская Федерация.М-во по атомной энергии. .
Руководство разработчика нормативных документов по процедурам учета, контроля и физической защиты ядерных материалов: Метод. рекомендации
М-во Рос.Федерации по атом.энергии. - Обнинск. - 2001. - 138 с. - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 300 экз.
ГРНТИ: 58.09.81
УДК: 621.039.54; 621.039.1
Предметные рубрики: Ядерное топливо
; Ядерные реакторы
Держатели документа:
|
5.
| Богатырев И.Л.
Исследование влияния деформации пучка твэлов на температурный режим чехлов в системе взаимодействующих ТВС активной зоны реакторов на БН
Буркова И.В., Забудько Л.М. - Обнинск. - 1992. - 22 с.: ил. -(Препринт; ФЭИ-2215). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 75 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.548.3(04); 621.039.546.8(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: Study of the effect of fuel elements' deformation on the temperature regime of wrapper tubes in the system of interacting fuel assembles of reactor active gones
Аннотация: Результаты экспериментальных и расчетных иследований температурного поля в системе взаимодействующих ТВС в реальных условиях реактора показали многопараметричность задачи, воздействие на формирование температурного поля межканального, межпакетного теплообмена, формоизменения пучков твэлов и чехлов ТВС в процессе кампани
Держатели документа:
|
6.
| Жилкин А.С.
Определение параметров ТВЭЛОВ реактора БН-600 неразрушающими методами
Коростин О.С., Огородов А.Н. - Обнинск. - 1991. - 34 с.: ил. -(Препринт; ФЭИ-2212). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 95 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.548.8(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: Parameters of BN-600 reactor fuel elements determined by non-destructive methods
Держатели документа:
|
7.
| Болтенко Э.А.
Методика расчета температурных режимов тепловыделяющих элементов с двусторонним теплосъемом и учетом осевых перетечек тепла
Ганина С.М., Зинина Г.А. - Обнинск. - 1992. - 22 с.: ил. -(Препринт; ФЭИ-2217). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 70 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.546:536.24(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: On the calculation of the fuel element temperature under bilateral heating and axial heat transfer: Preprint
Аннотация: Представлена методика расчета твэла с двусторонним тепловыделением с учетом продольных перетечек тепла. Приведены результаты численных исследований температурных режимов твэла при различных схемах движения теплоносителя, а также при варьировании режимных параметров, толщины твэла и его коэффициента теплопроводности.
Держатели документа:
|
8.
| Павлов С.В.
Исследование влияния естественной конвекции на результаты измерения геометрических характеристик твэлов и тепловыделяющих сборок ультразвуковыми методами в условиях бассейнов выдержки: Препринт
Шалагинова Т.М., Михайлов С.В. - Димитровград. - 1991. - 27 с. -(Препринт; НИИАР 8(811)). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 150 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.548.8(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: The influence of natural convection on the measured results of geometrical characteristics of fuel rods and assemblies by ultrasonic methods under the conditions of cooling pools: Preprint
Аннотация: Результаты расчетно-экспериментальных исследований влияния естественной конвекции, вызванной остаточным тепловыделением ТВС в бассейне выдержки, на измерение геометрических характеристик ТВС ультразвуковыми методами
Держатели документа:
|
9.
| Седов А.А.
Погрешности теплофизического метода определения интегрального энерговыделения в твэле в импульсных ампульных экспериментах
Гагин В.Л. - М. - 1993. - 31 с. -(Препринт; BF"-5673/4). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 67 экз.
ГРНТИ: 58.09.81
УДК: 621.039.546(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов --Тепловой режим
Перевод заглавия: Errors of thermophysical method for determination of integral thermal energy in fuel elements during impulse ampoule experiments
Аннотация: Производится расчетный анализ теплофизических процессов, протекающих в ампуле с твэлом после производства в реакторе нейтронного импульса. Производится ранжирование этих процессов по степени их влияния на погрешность величины интегрального энерговыделения в топливе твэла, определяемый с помощью достаточно простых теплофизических измерений
Держатели документа:
|
10.
| Тутнов Ан.А.
Методика математического моделирования теплофизических, прочностных и надежностных характеристик твэлов энергетических реакторов
Тутнов А.А., Ульянов А.И. - М. - 1993. - 36 с. -(Препринт; ИАЭ-5679/4). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 67 экз. экз.
ГРНТИ: 58.09.43
УДК: 621.039.546.001.57(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов --Моделирование
Перевод заглавия: Mathematical simulation technique for thermophysical, strength and reliability characteristics of fuel elements of nuclear reactors
Аннотация: Представлены методика математического моделирования и описание комплекса вычислительных программ "PULSAR-2" - версия - 01, позволяющего рассчитывать работоспособность твэлов энергетических реакторов, эксплуатирующихся в стационарных, переходных и маневренных режимах работы реакторов
Держатели документа:
|
11.
| Соснин А.Н.
Электроядерная мишень с водой в качестве теплоносителя. - Дубна. - 1993. - 4 с. -(Препринт; Р2-93-235). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 470 экз.
ГРНТИ: 58.91
УДК: 621.039.547(04)
Предметные рубрики: Ядерное топливо --Воспроизводство
Перевод заглавия: Electronuclear target with water used as a coolant
Аннотация: Исследуются характеристики электроядерной установки, использующей воду в качестве теплоносителя. Проводится сравнение с мишенью, содержащей свинцовый теплоноситель. Суммарный выход делящихся элементов при этом меняется незначительно, резко сокращается число вылетающих из мишени нейтронов, а тепловыделение увеличивается примерно вдвое
Держатели документа:
|
12.
| Барашенков В.С.
Характеристики электроядерных мишеней, содержащих воду
Левчук Л.Г., Соснин А.Н. - Дубна. - 1993. - 8 с. -(Препринт; Р2-93-236). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 470 экз. экз.
ГРНТИ: 58.91
УДК: 621.039.547(04)
Предметные рубрики: Ядерное топливо --Воспроизводство
Перевод заглавия: Characteristics of electronuclear targets containing water
Аннотация: Исследуются характеристики мишени электроядерной установки, использующей воду в качестве теплоносителя, находящейся под облучением протонами с энергией T--(p) = 1 ГэВ. В расчетах учитываются эффекты химической связи атомов водорода в молекулах воды и теплового движения ядер
Держатели документа:
|
13.
| Коняшов В.В.
Методика расчета выхода радиоактивных газообразных продуктов деления из-под оболочки дефектного твэла в теплоноситель водоохлаждаемого реактора
Краснов А.М. - Димитровград. - 1993. - 16 с.: ил. -(Препринт; НИИАР-3(842)). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 100 экз. экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.548.343(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов --Повреждения
Перевод заглавия: Calculation technique of radioactive gaseous fission products release from under the defective fuel pin cladding to water reactor cooling agent
Аннотация: Представлена методика расчета выхода радиоактивных газообразных продуктов деления (РГПД), основанная на модели переноса РГПД, в которой учитывают аксиальную диффузию и конвекцию, вызванную пульсациями давления теплоносителя в активной зоне реактора. Проведено сравнение результатов численного расчета выходов и коэффициентов утечки РГПД из-под оболочек дефектных твэлов, выполненного для реального распределения линейной мощности в твэле, с результатами расчета по методике
Держатели документа:
|
14.
| Лялюшкин Н.В.
Синтез и изучение твердых растворов в системе UO -Gd Oз
ред.:Г. А.Тимофеев. - Димитровград. - 1992. - 29 с.: ил. -(Препринт; НИИАР-10(837)). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 100 экз.
ГРНТИ: 58.09.29
УДК: 621.039.542.342(04)
Предметные рубрики: Ядерное топливо
Перевод заглавия: Synthesis and study of solid solutions in the UO--(2) - Gd--(2)O--(3) system
Аннотация: Приведено сравнительное исследование методик синтеза твердых растворов в системе UO--(2) - Gd--(2)O--(3). Методом аммиачного соосаждения из азотнокислых растворов и последующего прокаливания осадков в токе Ar + 5 проц. H--(2) были приготовлены однофазные диоксиды с содержанием гадолиния от 3 до 42 проц. Установлена зависимость параметра кристаллической решетки ( U, Gd )O--(2) от содержания гадолиния
Держатели документа:
|
15.
| Чернобровкин Ю.В.
Гидродинамические эффекты взаимодействия топлива с натрием в экспериментальных петлях
Козолуп А.Н. - Димитровград. - 1992. - 15 с.: ил. -(Препринт; НИИАР-3(830)). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 100 экз.
ГРНТИ: 58.09.39
УДК: 621.039.548.5(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов --Повреждения
Перевод заглавия: Hydrodynamic effects of fuel-sodium interaction in experimental loops: Preprint
Аннотация: Разработана математическая модель и программа расчета импульсов давления, распространяющихся в натриевом контуре при аварии с плавлением твэлов и взаимодействием расплавленного топлива с натрием. Проанализировано влияние исходного состояния зоны реакции ( количество взаимодействующего топлива и натрия, доля газовых продуктов деления, изначальное присутствие пара натрия ) на интенсивность аварийного процесса
Держатели документа:
|
16.
| Барышников М.В.
Программа расчета температурных полей в твэле сложного профиля методом конечных элементов
Беспалов В.Н. - М. - 1998. - 31 с.: ил. -(Препринт; ИАЭ-6118/4). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 74 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.546.54(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: Program of calculation of temperature fields in the fuel element of complex profile by method of finite elements
Аннотация: В работе описана компьютерная программа, позволяющая проводить расчет температурных полей в металлическом уран-циркониевом твэле сложного профиля с учетом формоизменения твэла в процессе эксплуатации, что не учитывалось в программах, созданных для расчетов подобных твэлов ранее. Подробно описан метод проведения расчета и алгоритм программы. С помощью программы проведен расчет распределения температуры в ""квадратном" твэле со стороной 5.1 мм. Полученные результаты представлены, как графически, так и в табличном виде. Проведен параметрический анализ влияния на распределение температуры коэффициента теплопроводности, коэффициента теплообмена с теплоносителем, а также рассмотрены особенности влияния учета формоизменения
Держатели документа:
|
17.
| Чернухин Ю.И.
Об одной возможности исследования физико-химических процессов, протекающих в ядерном топливе тепловых АЭС при тяжелых реактивных авариях
Леваков Б.Г. - Снежинск. - 2000. - 6 с.: ил. -(Препринт; N163). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 52 экз.
ГРНТИ: 58.33.27
УДК: 621.039.548(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: On one opportunity of investigation of physicochemical processes, taking place (occuring) in nuclear fuel of Heat Nuclear Power Plants at heave reactive accidents
Аннотация: Рассмотрена возможность проведения исследования высокотемпературных фазовых превращений в оксидном ядерном топливе тепловых АЭС на существующих импульсных ядерных реакторах (типа ИГРИК, ЯГУАР, БАРС-5 и т.п.). Отмечено, что использование в таких исследованиях образцов гетерогенного топлива, состоящего из зерен высокообогащенной фракции диоксида урана или плутония, распределенных в матрице из зерен обедненной фракции диоксида урана, позволит наблюдать явления, сопровождающие высокотемпературные фазовые превращения вплоть до диссоциации топлива, что может представлять интерес для анализа последствий тяжелых реактивностных аварий на АЭС
Держатели документа:
|
18.
| Коломцев Ю.В.
Повышение эффективности топливоиспользования и совершенствование систем обращения с ядерным топливом на АЭС с ВВЭР-440
Омельчук В.В., Пыткин Ю.Н. - СПб. - 2000. - 231 с.: ил. - На рус.яз. - Российская Федерация. - ISBN 5-89720-021-5. - Тираж 1000 экз.
ГРНТИ: 58.33.07; 58.09.01
УДК: 621.039.54; 621.039.516.4
Предметные рубрики: Ядерное топливо
; Ядерные реакторы
Держатели документа:
|
19.
| Жителев В.А.
Изменнение геометрических параметров твэлов водо-воляных энергетических реакторов при эксплуатации до выгорания 50 МВт сут/кг урана
Канашов Б.А., Марков Д.В. - Димитровград. - 1997. - 19 с.: ил. -(Препринт; НИИАР-4(859)). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 100 экз.
ГРНТИ: 58.09.81
УДК: 621.039.548.3(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов; Деформация
Перевод заглавия: The change of fuel elements size-shape factor under operation in water-moderated water-cooled power reactors up to 50 MW/kgU burnup
Аннотация: Приведены основные результаты послереакторных исследований формоизменения твэлов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, эксплуатировавшихся на различных АЭС в диапазоне средних (по ТВС) выгораний топлива 13,1-48,2 МВт сут/кг урана. Приведены зависимости геометрических параметров твэлов от выгорания топлива, проанализированы возможные механизмы формоизменения оболочек твэлов. Показано, что с точки зрения формоизменения твэлы реакторов ВВЭР, отработавшие в штатных режимах эксплуатации до выгорания 50 МВт сут/кг урана, находятся в удовлетворительном состоянии и имеют запас работоспособности
Держатели документа:
|
20.
| Тутнов Ан.А.
Исследование поведения твэлов ВВЭР в маневренных режимах
Алексеев Е.Е., Андрианова Т.В. - М. - 1998. - 27 с.: ил. -(Препринт; ИАЭ-6087/4). - На рус.яз. - Российская Федерация. - Тираж 74 экз.
ГРНТИ: 58.09.43
УДК: 621.039.548(04)
Предметные рубрики: Топливные элементы ядерных реакторов
Перевод заглавия: Investigation of the behaviour of the WWER fuel rods under load-following operating conditions
Аннотация: В работе представлен расчетный анализ поведения твэлов ВВЭР в режимах недельно-суточного маневрирования мощностью. Расчеты выполнены по коду "PULSAR-2" [1,2]. Показано, что твэлы ВВЭР обладают большим запасом надежности при их эксплуатации в маневренных режимах
Держатели документа:
|
|
|
|
|
Главная страница
Российский сводный каталог по научно-технической литературе
Описание базы данных