Фильтр. Формальная проверка: Ошибок нет

1
001 yaen19_no1_ss5_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aОнтологии и базы данных по теплофизическим свойствам реакторных материалов$fИ. А. Чусов, П. Л. Кириллов, В. Г. Проняев [и др.]
225 1# $aАктуальные проблемы ядерной энергетики
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 18 (19 назв.)
330 ## $aАнализируется информационная технология хранения, систематизации и распространения теплофизических данных для атомной энергетики. Общая тенденция в областях, связанных с широким использованием научных данных, состоит в переходе от традиционных баз данных к созданию единой инфраструктуры, способной преодолеть резкое нарастание объема данных при усложнении их структуры, связанной с постоянным расширением классов материалов. Подобная инфраструктура обеспечивает интероперабельность, включая обмен и распространение данных. Предложен общий принцип управления данными для реакторной теплофизики, основанный на предметно-ориентированной онтологии ReactorThermoOntology. Онтология включает в себя единый словарь всех понятий, расширенный за счет логических связей и аксиом. Предложенная в работе онтология объединяет термины, характерные для реакторных материалов, их характеристик, а также информационных сущностей, определяющих текстовые, математические и компьютерные структуры. В закодированном виде онтология становится управляющей надстройкой, способной интегрировать разнородные данные. Важнейшая ее особенность - возможность перманентного расширения, необходимая по мере введения в практику новых материалов. Рассмотрены возможные сценарии ее использования на этапах проектирования, эксплуатации и интеграции автономных ресурсов, преимущественно БД. В качестве эффективного средства интеграции предложено использовать технологию больших данных при многообразных вариациях их логической структуры.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 5-18$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aинтеграция данных
610 0# $aреакторные материалы
610 0# $aтеплофизические свойства
610 0# $aядерное топливо
701 #1 $aЧусов$bИ. А.$gИгорь Александрович$4070
701 #1 $aКириллов$bП. Л.$gПавел Леонидович$4070
701 #1 $aПроняев$bВ. Г.$gВладимир Григорьевич$4070
701 #1 $aЕркимбаев$bА. О.$gАдильбек Омирбекович$4070
701 #1 $aЗицерман$bВ. Ю.$gВладимир Юрьевич$4070
701 #1 $aКобзев$bГ. А.$gГеоргий Анатольевич$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.4
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss5_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b5
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
2
001 yaen19_no1_ss19_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aРасчетное обоснование безопасной эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 в режиме с обесточиванием одного из четырех ГЦН при работе на номинальной мощности$fИ. А. Никулин, В. И. Белозеров, А. В. Соболев
225 1# $aАтомные электростанции
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 29 (17 назв.)
330 ## $aПредставлены результаты расчетного анализа процесса с нарушением работы реакторной установки типа ВВЭР-1000, вызванного обесточиванием одного из четырех ГЦН-195. Расчеты выполнены с помощью программного комплекса КОРСАР/ГП, разработанного НИТИ им. Александрова. Комплекс является контурным кодом, позволяющим выполнять расчеты аварийных ситуаций с учетом работы различных систем, в том числе систем безопасности. КОРСАР/ГП аттестован и верифицирован для установок с водоводяными реакторами, в том числе и ВВЭР-1000. Анализ выполнен с помощью разработанной расчетной схемы, включающей в себя основную геометрию главного циркуляционного контура и его четырехпетлевую конструкцию. Расчетная (нодализационная) схема учитывает наличие в одной из петель компенсатора давления, граничные условия, имитирующие второй контур, динамику ядерного реактора с обратными связями, работу систем автоматики. Разработанная нодализационная схема первого контура ВВЭР-1000 позволяет добавлять или исключать действие защитных систем безопасности, а также может быть использована для расчетного анализа последствий других нарушений нормальной эксплуатации. В рамках разработанной расчетной модели учитываются обратные связи реакторной установки по температуре топлива и температуре теплоносителя, пустотный эффект реактивности. При проведении расчетов использовался принцип умеренного консерватизма расчетных оценок. В данном случае это обусловлено выбором таких значений параметров активной зоны, которые обеспечивают получение консервативных результатов с точки зрения значений технологических параметров, определяющих режим безопасной эксплуатации реакторной установки (температура топлива, запас до кипения и т. п. ). Результаты расчетов включают в себя оценки динамики изменения подогрева теплоносителя в активной зоне, изменения коэффициента неравномерности энерговыделения по активной зоне, средней температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, температуры топлива, изменения мощности реакторной установки. Анализ полученных результатов показал, что при обесточивании одного из четырех ГЦН при работе реактора на номинальной мощности обеспечивается выполнение критериев, характеризующих безопасность установки. Основной вклад в обеспечение пределов безопасной эксплуатации реакторной установки вносит имитация работы системы автоматического регулирования. Ощутимый, но менее значимый в абсолютном значении, вклад для «удержания» установки вносят внутренние обратные связи (эффекты реактивности).
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 19-29$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aВВЭР 1000
610 0# $aконтурные коды
610 0# $aнештатные ситуации
610 0# $aобесточивание главных циркуляционных насосов
700 #1 $aНикулин$bИ. А.$gИлья Алексеевич$4070
701 #1 $aБелозеров$bВ. И.$gВладимир Иванович$4070
701 #1 $aСоболев$bА. В.$gАлексей Викторович$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.8
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss19_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b19
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
3
001 yaen19_no1_ss30_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aЭкспериментальное исследование растворимости борной кислоты в кипящем паре при атмосферном давлении$fА. В. Питык, А. В. Морозов, А. С. Шлепкин, А. Р. Сахипгареев
225 1# $aАтомные электростанции
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 40 (18 назв.)
330 ## $aПриведены результаты экспериментальных исследований растворимости борной кислоты в паре в диапазоне концентраций 16 - 240 г/кг H2O при атмосферном давлении. Представлен обзор литературных данных о растворимости борной кислоты в паре в зависимости от начальной концентрации в растворе. Установлено, что имеющиеся результаты не охватывают весь диапазон параметров (температура, давление, концентрация кислоты), характерных для возможной аварийной ситуации на АЭС с ВВЭР. Описаны экспериментальная установка и методика проведения исследований. Результаты обработки данных, полученных в ходе опытов, подтверждают имеющиеся в литературе данные о том, что изменение концентрации борной кислоты в водяном паре описывается линейным законом. Диапазон применения известной зависимости, позволяющей рассчитывать растворимость H3BO в паре, расширен до концентрации борной кислоты в растворе 240 г/кг, близкой к пределу растворимости H3BO3 в воде при атмосферном давлении. Данные, полученные в результате проведения экспериментов, могут быть использованы для расчетного моделирования аварийных процессов в реакторной установке ВВЭР во время работы комплекса пассивных систем безопасности, таких как система пассивного залива активной зоны, система пассивного отвода тепла от парогенератора и система гидроемкостей третьей ступени.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 30-40$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aВВЭР
610 0# $aаварийные режимы
610 0# $aборная кислота
610 0# $aрастворимость
701 #1 $aПитык$bА. В.$gАнна Валерьевна$4070
701 #1 $aМорозов$bА. В.$gАндрей Владимирович$4070
701 #1 $aШлепкин$bА. С.$gАлександр Сергеевич$4070
701 #1 $aСахипгареев$bА. Р.$gАзамат Радикович$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.9
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss30_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b30
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
4
001 yaen19_no1_ss41_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aДиагностика кризисного состояния реактора ВВЭР на основе модели запаривания канала$fС. А. Качур
225 1# $aТеплофизика и теплогидравлика
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 50 (20 назв.)
330 ## $aЦель исследования - создание модели прогнозирования процесса кризисного состояния запаривания канала активной зоны реактора ВВЭР. Модель описывает динамику поведения ядерного реактора в условиях неопределенности, которые характерны для нештатных ситуаций, на основе информации о процессе теплообмена в технологических каналах активной зоны. Применение предложенной модели приводит к повышению быстродействия за счет упрощения процедуры расчета параметров процесса теплообмена в активной зоне реактора. Повышение качества оценки состояния реактора происходит за счет прогнозирования параметров процесса теплообмена и определения значения параметров кризиса теплообмена в активной зоне до начала поверхностного кипения, возможность которого не диагностируется в современных системах внутриреакторного контроля ВВЭР. Предложена модификация математической модели, позволяющая наиболее просто использовать достоинства нейронных сетей при диагностике. Модель может быть использована при разработке систем диагностики внутриреакторных аномалий и систем адаптивного управления тепловой мощностью ядерного реактора типа ВВЭР.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 41-50$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aВВЭР
610 0# $aкризис теплообмена
610 0# $aнейронные сети
610 0# $aтеплофизические модели
610 0# $aэнерговыделение
700 #1 $aКачур$bС. А.$gСветлана Александровна$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.2
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss41_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b41
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
5
001 yaen19_no1_ss51_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aНанофильтрационное фракционирование компонентов радиоактивных растворов - метод сокращения объема изолируемых отходов$fА. С. Чугунов, В. А. Винницкий
225 1# $aТопливный цикл и радиоактивные отходы
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 61 (18 назв.)
330 ## $aПрименение баромембранных методов очистки в составе комплексов переработки жидких радиоактивных сред все чаще входит в практику обращения с радиоактивными отходами. Приведены результаты сравнительного исследования эффективности работы коммерчески доступных гипер- и нанофильтрационных элементов в условиях непрерывного фосфатирования модельного раствора. Приведены данные по изменению проницаемости, рабочего давления в рассольной камере гипер- и нанофильтрационного аппаратов и солесодержания пермеата при изменении солесодержания в питательном растворе. Показано, что в условиях замкнутого контура по жидким радиоактивным средам как единственно приемлемого при обращении с ними введение полифосфатов для стабилизации истинно растворенных форм существования полизарядных металлов на обратноосмотической мембране ULP ожидаемо приводит к систематическому ухудшению технологических показателей процесса, в первую очередь - проницаемости мембраны при фиксированном давлении в аппарате. В пермеате системы с нанофильтрационной мембраной VNF (Vontron NanoFiltration) наблюдается высокая концентрация солей, указывающая на выведение из контура возникающих при комплексообразовании солей натрия, снижающая таким образом величину осмотического давления раствора, критически влияющую на выход очищенного раствора. Таким образом, нанофильтрация в сочетании с использованием достаточно дешевых хелатообразующих веществ может являться эффективным инструментом для фракционирования компонентов радиоактивных растворов, обеспечивающим достижение нормативных показателей для отводимых вод и подлежащих «вечной» изоляции биологически опасных веществ.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 51-61$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aкомплексообразование
610 0# $aнанофильтрация
610 0# $aобратный осмос
610 0# $aосмотическое давление
610 0# $aпроницаемость мембран
610 0# $aрадиоактивные отходы
700 #1 $aЧугунов$bА. С.$gАлександр Сергеевич$4070
701 #1 $aВинницкий$bВ. А.$gВадим Александрович$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.2
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss51_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b51
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
6
001 yaen19_no1_ss62_ad1
100 ## $a20241031d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aАнализ ядерного топливного цикла реактора ввэр-1000 на основе ремикс-топлива против несанкционированного распространения делящихся материалов$fС. В Соловьев, А. И. Дьяченко, М. И. Федоров [и др.]
225 1# $aТопливный цикл и радиоактивные отходы
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 70 (20 назв.)
330 ## $aВ настоящее время одной из стратегических целей Госкорпорации «Росатом» является глобальная экспансия технологической платформы ВВЭР, которая направлена на укрепление позиций Российской Федерации на рынке атомных технологий через рост поставок продукции и услуг на всем жизненном цикле АЭС. Госкорпорация «Росатом» помимо реакторных технологий предоставляет услуги, направленные на поставку необлученного ядерного топлива, возврат отработавшего топлива, рециклирование делящихся материалов в форме регенерированных топлив. Отсутствие технологий обогащения и переработки ядерных материалов в странах-новичках приводит к необходимости транспортировки свежего и отработавшего ядерного топлива и обеспечения защитных мер против несанкционированного распространения ядерных делящихся материалов. Проводится оценка защищенности против несанкционированного распространения расщепляющихся материалов ядерного топливного цикла реактора ВВЭР-1000 на основе РЕМИКС-топлива в зависимости от номера последовательного рециклирования такого топлива. Показано, что вовлечение регенерированного урана в форме РЕМИКС-топлива, а следовательно, присутствующего в таком материале изотопа 236U значительным образом повышает долю изотопа 238Pu в изотопном векторе плутония, что снижает привлекательность такого плутония с точки зрения его немирного переключения. С использованием среды энергетического планирования МАГАТЭ MESSAGE проведены оценки экономии ресурсов урана при вовлечении РЕМИКС-топлива в топливный цикл ВВЭР-1000. Оценки показали, что при совместном вовлечении регенерированного урана и плутония формирование такого топливного цикла позволяет сэкономить до 17% от общего требуемого количества уранового сырья.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 62-70$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aВВЭР 1000
610 0# $aреакторные технологии
610 0# $aремикс-топливо
701 #1 $aСоловьев$bС. В$4070
701 #1 $aДьяченко$bА. И.$gАлександр Иванович$4070
701 #1 $aФедоров$bМ. И.$4070
701 #1 $aЕфремов$bР. О.$4070
701 #1 $aАртисюк$bВ. В.$gВладимир Васильевич$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.6
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss62_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b62
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241031$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241031
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
7
001 yaen19_no1_ss71_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aВозможность повышения внутренней самозащищенности БН-800 за счет использования ТВС с микросферическим смешанным (U, РИ)С-топливом$fН. В. Маслов, Е. И. Гришанин, П. Н. Алексеев
225 1# $aТопливный цикл и радиоактивные отходы
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 84 (22 назв.)
330 ## $aНа примере реактора типа БН-800 рассмотрена возможность повышения внутренней самозащищенности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем за счет использования в ТВС активной зоны смешанного уран-плутониевого карбидного топлива в форме микротвэлов. Для обоснования возможности применения микротвэльного топлива в быстрых натриевых реакторах было проведено расчетное сравнение нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик инновационной ТВС с микросферическим смешанным (U, Pu) C-топливом и традиционной ТВС с таблеточным МОКС-топливом и стержневыми твэлами. В качестве расчетной модели была рассмотрена активная зона ядерного реактора на быстрых нейтронах типа БН-800 с микросферическим смешанным (U, Pu) C-топливом, в которой используется трехзонное по радиусу выравнивание поля энерговыделения за счет изменения содержания плутония в ТВС. Представлены дополнительные возможности для повышения внутренней самозащищенности и улучшения характеристик конкурентоспособности реакторов такого типа. Благодаря микросферическому карбидному топливу повышается безопасность реактора в авариях с потерей расхода теплоносителя и с вводом положительной реактивности, так как микротвэлы имеют развитую поверхность теплообмена и их покрытия способны удерживать продукты деления при более высоких температурах, чем стальная оболочка традиционных стержневых твэлов.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 71-84$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aбыстрые натриевые реакторы
610 0# $aвнутренняя самозащищенность
610 0# $aмикротвэлы
610 0# $aплотное смешанное карбидное топливо
610 0# $aтвс с микросферическим топливом
700 #1 $aМаслов$bН. В.$4070
701 #1 $aГришанин$bЕ. И.$gЕвгений Иванович$4070
701 #1 $aАлексеев$bП. Н.$gПетр Николаевич$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.1
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss71_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b71
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
8
001 yaen19_no1_ss85_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aУдержание реактора в подкритическом состоянии при запроектной аварии одновременным расхолаживанием и декомпрессией первого контура$fИ. И. Свириденко
225 1# $aБезопасность, надежность и диагностика ЯЭУ
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 96 (20 назв.)
330 ## $aПредставлены результаты исследования аварийного режима удержания реактора ВВЭР-1000 в подкритическом состоянии автономными пассивными системами безопасности, обеспечивающими отвод остаточного тепловыделения активной зоны с одновременной декомпрессией первого контура. Методом расчетного моделирования исследована запроектная авария с полным длительным обесточиванием энергоблока атомной электростанции при отказе всех аварийных источников электроснабжения собственных нужд. Исследование выполнено на модели реакторной установки (РУ) АЭС с ВВЭР-1000 / В-320 с использованием расчетного кода RELAP5. Особенностью модели является использование в составе реакторной установки двух пассивных систем безопасности: отвода остаточного тепловыделения с теплоотводом от первого контура (СПОТ Р) и расхолаживания компенсатора давления (СПР КД). К теплообменному оборудованию, осуществляющему в этих пассивных системах теплоотвод от первого контура к промежуточному, относятся теплообменники на основе испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа - двухфазных термосифонов. Такое оборудование обеспечивает высокую эффективность, надежность и безопасность аварийного теплоотвода, гарантированно разграничивает рабочие среды первого контура и промконтура. В условиях рассматриваемой запроектной аварии эти системы должны обеспечить перевод и удержание РУ в безопасном состоянии в случае подкритичности активной зоны. Цель исследования - анализ возможности обеспечения подкритичности при длительной совместной работе пассивных систем безопасности. Результаты расчетного моделирования показали, что совместная работа СПОТ Р и СПР КД обеспечивает надежный и эффективный отвод остаточного тепловыделения со снижением давления в первом контуре до 2 МПа. Несмотря на то, что при таком давлении в первый контур поступает только половина объема гидроемкостей пассивной части системы аварийного охлаждения активной зоны, достигаемая концентрация борной кислоты в первом контуре поддерживает реактор в подкритическом состоянии в течение всего аварийного процесса. Работа этих пассивных систем, обеспечивая снижение температуры теплоносителя первого контура с безопасной скоростью расхолаживания РУ, не приводит к формированию условий, которые могли бы угрожать целостности корпуса реактора (термоудар под давлением, холодная опрессовка). Результаты получены с учетом высвобождения положительной реактивности при разотравлении реактора. Максимальное значение реактивности составило -2. 79 $.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 85-96$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aбезопасность реакторных установок
610 0# $aзапроектные аварии
610 0# $aподкритическое состояние
610 0# $aсистемы пассивного отвода теплоты
700 #1 $aСвириденко$bИ. И.$gИгорь Иванович$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.3
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss85_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b85
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
9
001 yaen19_no1_ss97_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aИсследование влияния масштабного фактора на прочностные свойства полимерных композиционных материалов$fВ. В. Кирюшина, Ю. Ю. Ковалева, П. А. Степанов, П. В. Коваленко
225 1# $aМатериалы и ядерная энергетика
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 106 (21 назв.)
330 ## $aПолимерные композиционные материалы широко используются и являются перспективными для применения в различных отраслях промышленности, в том числе и в атомной энергетике. Несмотря на различные методы и методики исследований механических характеристик полимерных композиционных материалов использование результатов механических испытаний лабораторных образцов для проектирования и моделирования крупногабаритных конструкций не всегда является полностью корректным и обоснованным. Одной из проблем является учет влияния параметра масштаба на прочностные и упругие характеристики полимерных композиционных материалов непосредственно в изделии. Работа посвящена исследованию влияния масштабного фактора на механические характеристики стеклопластиков на основе фенолформальдегидного и кремнийорганического связующих и тканевого кварцевого наполнителя. Для оценки масштабного фактора проведены испытания на трехточечный изгиб образцов четырех различных типоразмеров в соответствии с ГОСТ 25604-82 и ГОСТ 4648-2014 на испытательной машине LFM-100. Толщины модельных образцов выбраны исходя из толщин стенок натурных изделий, находящихся в опытно-конструкторских разработках и серийном производстве, и особенностей испытательного оборудования, и варьировались в пределах 1, 6 - 7, 5 мм. В результате испытаний выявлено снижение прочности при увеличении толщины образца от 3 мм и более как при комнатной, так и при повышенных температурах (200 - 500°С), которое может быть описано степенной зависимостью, вытекающей из статистической модели Вейбулла. Значения модуля Вейбулла, характеризующего степень масштабной зависимости прочности исследуемых материалов, составили 4, 6 - 6, 7. В диапазоне толщин образцов 3 мм и ниже средний предел прочности при изгибе или значимо не меняется, или проявляет тенденцию к незначительному возрастанию при увеличении толщины. Данный факт позволяет заключить, что для оценки допустимых напряжений в «тонкостенном» изделии необходимо использовать результаты испытаний образцов толщиной, соответствующей толщине стенки изделия, поскольку стандартные образцы могут давать завышенные значения допустимых напряжений и, соответственно, приводить к некорректным расчетам коэффициента запаса прочности. Полученные результаты необходимо учитывать при установлении допустимых уровней работы натурных изделий и конструкций из полимерных композитов на основании данных по прочности лабораторных образцов, а также в оценке их надежности как одной из характеристик безотказной работы изделия.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 97-106$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
606 ## $aХимическая технология$2AR-MARS
606 ## $aПолимеры и пластмассы с особой структурой, особыми свойствами и специального назначения$2AR-MARS
610 0# $aВейбулла статистическая модель
610 0# $aмасштабные факторы
610 0# $aполимерные композиционные материалы
610 0# $aразмерные эффекты
610 0# $aстатистическая модель Вейбулла
610 0# $aстеклопластики
701 #1 $aКирюшина$bВ. В.$gВалентина Владимировна$4070
701 #1 $aКовалева$bЮ. Ю.$4070
701 #1 $aСтепанов$bП. А.$gПетр Александрович$4070
701 #1 $aКоваленко$bП. В.$gПавел Васильевич$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
686 ## $2rubbk$a35.719$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.2
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss97_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b97
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
675 ## $a678.7
10
001 yaen19_no1_ss107_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aОбращение с крупногабаритными радиационно-загрязненными емкостями при выводе из эксплуатации исследовательского корпуса "Б" АО "ВНИИНМ"$fА. Ю. Кузнецов, М. Е. Азовсков, С. В. Белоусов [и др.]
225 1# $aВывод из эксплуатации
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 118 (17 назв.)
330 ## $aПриводятся результаты работ по демонтажу оборудования большого радиохимического стенда исследовательского корпуса "Б" ВНИИНМ им. А. А. Бочвара. Работы проводились в рамках вывода корпуса "Б" из эксплуатации. Цель проведения работ по демонтажу крупногабаритного емкостного оборудования - создание на месте большого радиохимического стенда участка по обращению с РАО, образующимися при выводе из эксплуатации корпуса "Б". Работы по выводу из эксплуатации радиоактивно загрязненного корпуса в черте мегаполиса проводились впервые. Представлены характеристики крупногабаритного емкостного оборудования. Радиационная загрязненность емкостного оборудования определяется долгоживущими альфа-излучающими изотопами: 235U, 238U, 239Pu. Приведена последовательность работ по демонтажу радиационно-загрязненного емкостного оборудования, включающая в себя подготовительные работы, демонтаж обвязки емкостей, локализацию радиоактивных загрязнений внешней поверхности оборудования, его демонтаж, перемещение в транспортный контейнер. Демонтаж и дезактивация крупногабаритного емкостного оборудования осуществлены силами отделения вывода из эксплуатации ВНИИНМ. При проведении работ использован следующий инструментарий: для дезактивационных работ - мобильная установка пенной дезактивации, мобильная установка высокого давления для нанесения локализующих и дезактивирующих пленочных покрытий. Демонтаж емкостей производился посредством малоискрового оборудования - сабельных пил. Для перемещения демонтированного оборудования в транспортные контейнеры были созданы подкрановые пути, перемещение по которым проводилось с помощью лебедки. Основными результатами работ по демонтажу и дезактивации радиоактивно-загрязненных емкостей являются демонтаж четырех единиц длинномерного оборудования колонного типа высотой от 4, 2 до 6, 4 м; демонтаж 26-ти единиц емкостного оборудования (максимальная емкость 8 м3) ; дезактивация внутренних поверхностей радиационно-загрязненного оборудования (коэффициент дезактивации от 25 до 70). В результате проведения дезактивационных работ понижена активность образованных РАО (изменен класс РАО с третьего до четвертого). Основной вывод по обращению с крупногабаритными радиационно-загрязненными емкостями при выводе из эксплуатации исследовательского корпуса "Б" - работы организованы и проведены на высоком техническом уровне с применением современного дезактивационного и демонтажного оборудования и использованием современных методов обеспечения безопасности работ в условиях расположения площадки ВНИИНМ в г. Москве.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 107-118$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
610 0# $aпенная дезактивация
610 0# $aплутоний
610 0# $aрадиационно-загрязненное оборудование
610 0# $aрадиоактивные отходы
610 0# $aэкстракционные колонны
701 #1 $aКузнецов$bА. Ю.$gАндрей Юрьевич$4070
701 #1 $aАзовсков$bМ. Е.$4070
701 #1 $aБелоусов$bС. В.$4070
701 #1 $aВерещагин$bИ. И.$gИлья Игоревич$4070
701 #1 $aЕфремов$bА. Е.$gАлексей Евгеньевич$4070
701 #1 $aХлебников$bС. В.$gСергей Владимирович$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.5
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss107_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b107
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
11
001 yaen19_no1_ss119_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aОптимизация радиационной защиты на этапе вывода энергоблоков АЭС из эксплуатации$fЮ. А. Кропачев, О. Л. Ташлыков, С. Е. Щеклеин
225 1# $aВывод из эксплуатации
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 130 (19 назв.)
330 ## $aПоказаны результаты деятельности эксплуатирующей организации АО «Концерн Росэнергоатом» по внедрению и реализации оптимизации радиационной защиты на АС. Приведены требования к формированию базы данных по выводу из эксплуатации АС и ее значимость в минимизации дозовых нагрузок персонала. Показаны пути реализации принципа оптимизации радиационной защиты при выводе АС из эксплуатации. Описаны элементы подсистемы автоматизированной обработки данных нерегламентных измерений радиационной обстановки (ПАОД НИ РО), внедряемой на энергоблоках первой очереди Белоярской АЭС по Программе оптимизации радиационной защиты персонала на атомных станциях России. Дано описание нерегламентных измерений и мест их проведения. Перечислены основные источники ионизирующих излучений на остановленных блоках АЭС. Описаны основные функции ПАОД НИ РО: определение точек контроля и маршрута перемещений дозиметриста при выполнении измерений; ввод и сохранение результатов измерений в базе данных; способы визуализации информации о параметрах, характеризующих радиационное состояние контролируемых объектов; защита информации от несанкционированного доступа. Показаны возможные пути минимизации дозовых затрат персонала при выполнении инструментальных замеров, отборе и анализе проб (оптимизация маршрута перемещения между контрольными точками, выбор средств измерений, анализ проведенных ранее измерений и др. ). Приведены требования к выбору измеряемых радиационных параметров для конкретного объекта. Приведены сведения о совместных исследованиях, выполняемых специалистами Уральского федерального университета, Белоярской АЭС, Института математики и механики УрО РАН, по разработке алгоритма оптимизации маршрутов перемещения дозиметриста с учетом обхода препятствий с посещением заданных точек («задача дозиметриста»), виртуальных моделей радиационно опасных помещений. Результаты этих исследований позволят (используя базу данных, формируемую в рамках ПАОД НИ РО) автоматизировать формирование оптимального маршрута дозиметриста, выдачу задания на выполнение работ по измерению параметров радиационной обстановки и, соответственно, минимизировать дозы облучения дозиметристов.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 119-130$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
606 ## $aАтомные электрические станции$2AR-MARS
610 0# $aдоза облучения
610 0# $aкомплексное инженерное радиационное обследование
610 0# $aмаршрутная оптимизация
610 0# $aнерегламентные измерения
610 0# $aоптимизация радиационной защиты
700 #1 $aКропачев$bЮ. А.$4070
701 #1 $aТашлыков$bО. Л.$gОлег Леонидович$4070
701 #1 $aЩеклеин$bС. Е.$gСергей Евгеньевич$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
686 ## $2rubbk$a31.47$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.7
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss119_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b119
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
675 ## $a621.311.2:621.039
12
001 yaen19_no1_ss131_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aКомплексный радиационно-экологический мониторинг в районе расположения радиационно опасных объектов как составная часть единой системы государственного экологического мониторинга$fН. И. Санжарова, А. В. Панов, В. К. Кузнецов [и др.]
225 1# $aЭкология ядерной энергетики
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 142 (18 назв.)
330 ## $aВ историческом аспекте представлены основные подходы к формированию и развитию системы экологического и радиационного мониторинга. Проведен анализ национальных законодательных и нормативных документов, регулирующих обеспечение радиационной безопасности окружающей среды в зонах воздействия радиационно опасных объектов, а также принципы организации государственного экологического и радиационного мониторинга. Дана характеристика государственной системы мониторинга радиационной обстановки как составной части Единой системы государственного экологического мониторинга. Представлена иерархическая структура Государственной автоматизированной системы мониторинга радиационной обстановки на территории Российской Федерации (ЕГАСМРО). Определены сферы компетенций и принципы формирования ведомственных систем радиационного мониторинга (Росгидромет, Рослесхоз, Минсельхоз, Роспотребнадзор). Описаны порядок организации сети радиационно-экологического мониторинга, цели, задачи, наблюдаемые объекты и параметры. Отмечено, что современный подход к оценке влияния радиационно опасных объектов основан на совместном анализе радиационного воздействия как на человека, так и на окружающую его природную среду. Системы радиационно-экологического мониторинга не только обеспечивают оценку краткосрочных изменений содержания радионуклидов в отдельных компонентах экосистем, но и позволяют выявить долгосрочные тенденции в общей радиационной ситуации. Результаты мониторинга являются основой для разработки аварийного реагирования в случае аварийных ситуаций на радиационно опасных объектах.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 131-142$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aЯдерные реакторы$2AR-MARS
606 ## $aЭкология$2AR-MARS
606 ## $aЭкологическая безопасность$2AR-MARS
610 0# $aрадиационная безопасность
610 0# $aрадиационно опасные объекты
610 0# $aрадиационно-экологический мониторинг
701 #1 $aСанжарова$bН. И.$gНаталья Ивановна$4070
701 #1 $aПанов$bА. В.$gАлексей Валерьевич$4070
701 #1 $aКузнецов$bВ. К.$gВладимир Константинович$4070
701 #1 $aИсамов$bН. Н.$gНизаметдин Низаметдинович$4070
701 #1 $aКарпенко$bЕ. И.$gЕвгений Игоревич$4070
701 #1 $aГордиенко$bЕ. В.$gЕкатерина Владимировна$4070
701 #1 $aМикаилова$bР. А.$gРена Александровна$4070
686 ## $2rubbk$a31.46$vТаблицы для массовых библиотек
686 ## $2rubbk$a20.18$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.2
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss131_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b131
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a621.039.5
675 ## $a502/504
13
001 yaen19_no1_ss143_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aПрименение спайковой нейронной сети для моделирования процесса высокотемпературного производства водорода в системах с газоохлаждаемыми реакторами$fС. О. Старков, Ю. Н. Лавренков
225 1# $aМоделирование процессов в объектах ядерной энергетики
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 154 (18 назв.)
330 ## $aВодородная энергетика способна решить проблему зависимости современных производств от ископаемых видов топлива и значительно снизить количество вредных выбросов. Одним из способов получения водорода является процедура высокотемпературного электролиза водяного пара. Эффективность процесса повышается при увеличении температуры пара, участвующего в электролизе. Ключевой проблемой является использование надежного источника тепловой энергии, способного достигать высоких температур. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с газообразным теплоносителем и графитовым замедлителем являются решением проблемы разогрева электролита. Часть тепловой энергии направляется для производства электроэнергии, необходимой для электролиза. Современные электролизеры, построенные в виде массива трубчатых или планарных электролитических ячеек с ядерным источником энергии, делают возможным получение водорода путем разложения молекул воды, а управление рабочей температурой процесса приводит к уменьшению потенциала Нернста. Эксплуатация таких установок осложняется определением оптимальных параметров электролизной ячейки, скорости потока пара, плотности рабочего тока. Для уменьшения затрат, связанных с оптимизацией процесса, предлагается использовать систему низкотемпературного электролиза, управляемую спайковой нейронной сетью. Получены результаты, подтверждающие эффективность применения интеллектуальных технологий, осуществляющих адаптивное управление процессами гибридного моделирования, для организации максимально осуществимого производства водорода при конкретном технологическом процессе, параметры которого могут быть адаптивно изменены в зависимости от специфики использования тепловой энергии реактора. Подтверждена эффективность применения комбинированной функциональной структуры, выполненной на основе спайковых нейронов, для выполнения коррекции параметров созданной электролитической системы. Предлагаемая стратегия моделирования может значительно снизить расход вычислительных ресурсов по сравнению с моделями, базирующимися только на нейросетевых методах прогнозирования.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 143-154$1210 $d2019
606 ## $aЭнергетика$2AR-MARS
606 ## $aДругие отрасли энергетики в целом$2AR-MARS
610 0# $aвысокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
610 0# $aпрогнозирование производства водорода
610 0# $aспайковые нейронные сети
610 0# $aцентрализованная схема глобального параллельного поиска
610 0# $aэлектрооптическая система коммутации нейронов
700 #1 $aСтарков$bС. О.$gСергей Олегович$4070
701 #1 $aЛавренков$bЮ. Н.$gЮрий Николаевич$4070
686 ## $2rubbk$a31.6$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.0
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss143_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b143
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a620.9
14
001 yaen19_no1_ss155_ad1
100 ## $a20241030d2019 |||y0rusy0400
101 0# $arus
102 ## $aRU
200 1# $aВлияние вторичных частиц на микрораспределение поглощенной дозы в биологической ткани в присутствии наночастиц золота и гадолиния при облучении фотонами$fИ. А. Конобеев, Ю. А. Кураченко, И. Н. Шейно
225 1# $aЯдерная медицина
203 ## $aТекст$cнепосредственный
300 ## $aЗагл., авт., аннот., кл. сл., библиогр. парал. рус., англ.
320 ## $aБиблиогр.: с. 167 (22 назв.)
330 ## $aЭкспериментально доказано, что наночастицы из материалов с высоким Z могут использоваться как радиосенсибилизаторы для фотонной лучевой терапии. По мнению авторов, на сегодня недостаточно данных о влиянии вторичных частиц (электронов, фотонов и позитронов, образующихся в биоткани при прохождении через нее первичного пучка фотонов) на распределение поглощенной дозы при фотонной лучевой терапии в присутствии наночастиц. Исследование этого влияния является основной целью работы. Выполнен двухэтапный расчет по программе Geant4. На первом этапе слой биоткани (воды) облучался моноэнергетическими источниками фотонов с энергией от 10 кэВ до 6 МэВ. Результатом моделирования являлись спектры электронов, фотонов и позитронов на глубине 5 см. На втором этапе полученными спектрами облучались наночастицы из золота, гадолиния и воды, в результате чего находились радиальные распределения поглощенной энергии вокруг наночастиц. В результате обработки полученных данных находились радиальные значения DEF (Dose Enhancement Factor) вокруг наночастиц золота и гадолиния, находящихся на глубине 5 см в воде. Вычислены вклады в дополнительную поглощенную дозу вокруг этих наночастиц от первичных фотонов и вторичных частиц (электронов, фотонов и позитронов, рождаемых в слое биоткани толщиной 5 см при прохождении через нее первичных фотонов). Показано, что слой биоткани, находящийся между источником фотонов и наночастицами, существенно меняет начальный спектр фотонов, что является значимым при анализе механизма радиосенсибилизации биоткани наночастицами для любых энергий источника фотонов (до 6 МэВ). Установлено, что взаимодействие электронов и позитронов с наночастицами не приводит к существенному росту дополнительной дозы вблизи их поверхности и, скорее всего, может быть исключено из рассмотрения при анализе механизма радиосенсибилизации биоткани наночастицами.
461 #0 $12001 $aИзвестия высших учебных заведений. Ядерная энергетика$1011 $a0204-3327
463 #0 $12001 $a№ 1$vС. 155-167$1210 $d2019
606 ## $aЗдравоохранение. Медицинские науки$2AR-MARS
606 ## $aМедицинская радиология и рентгенология$2AR-MARS
610 0# $aМонте-Карло моделирование методом
610 0# $aмоделирование методом Монте-Карло
610 0# $aнаночастицы гадолиния
610 0# $aнаночастицы золота
610 0# $aпоглощенные дозы
610 0# $aфотонная лучевая терапия
700 #1 $aКонобеев$bИ. А.$gИван Александрович$4070
701 #1 $aКураченко$bЮ. А.$gЮрий Александрович$4070
701 #1 $aШейно$bИ. Н.$gИгорь Николаевич$4070
686 ## $2rubbk$a53.6$vТаблицы для массовых библиотек
005 20241031030304.5
901 ## $aдля МАРК-SQL$tb
014 ## $aRUMARS-yaen19_no1_ss155_ad1$2AR-MARS
903 ## $acode$byaen$cНаучно-техническая библиотека Алтайского государственного технического университета им. И. И. Ползунова$d15266
903 ## $ayear$b2019
903 ## $ano$b1
903 ## $ass$b155
903 ## $aad$b1
801 #0 $aRU$b65613503$c20241030$gRCR
801 #1 $aRU$b65613503$c20241030
801 #2 $aRU$bAR-MARS$c20241031$gRCR
801 #3 $aRU$bAR-MARS$c20241031
675 ## $a615.849