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