Determining Reactor Graphite Lifespan from Thermal Properties Degradation

Determining Reactor Graphite Lifespan from Thermal Properties Degradation

Бібліографічні деталі
Parent link:	Advanced Materials Research : Radiation and nuclear techniques in material science: Scientific Journal Vol. 1084 : Physical-Technical Problems of Nuclear Science, Energy Generation, and Power Industry (PTPAI -2014).— 2015.— [P. 294-297]
Співавтор:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Інші автори:	Baybakov D., Naymushin A. G. Artem Georgievich, Nesterov V. N. Vladimir Nikolaevich, Savanuk S., Shamanin I. V. Igor Vladimirovich
Резюме:	Title screen This work assesses real graphite lifespan distribution of pressurized-tube reactors (RBMK) with graphite moderator. The changes in heat exchange and heat transfer conditions were taken into consideration, which changes are induced by the thermal properties’ degradation and the changes in the form of structural elements. Besides, some features associated with the differences in the neutron flux spectrum and differences in characteristics of gamma radiation field in the fuel and in the channels of control and protection system (CPS) were all taken into account. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса
Опубліковано:	2015
Серія:	Nuclear Engineering and Fuel Cycles
Предмети:	электронный ресурс труды учёных ТПУ контроль проникающими веществами графиты канальные реакторы защита клетки РБМК-1000
Онлайн доступ:	http://dx.doi.org/10.4028/www.scientific.net/AMR.1084.294
Формат:	Електронний ресурс Частина з книги
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=640325

Схожі ресурси

Значение критического флюенса повреждающих нейтронов в графите реактора РБМК-1000
за авторством: Куликов М. Г.
Опубліковано: (2016)

Deformation in the RBMK graphite stacks
за авторством: Nechupey I. A.
Опубліковано: (2016)

Calculation of the Thermal State of the Graphite Moderator of the RBMK Reactor
Опубліковано: (2017)

Государственные и международные стандарты в области неразрушающего контроля сборник документов
Опубліковано: (Москва, Научно-технический центр по безопасности в промышленности Гомгортехнадзора России, 2004)

К расчету температурного состояния графитового замедлителя реактора РБМК
за авторством: Дмитриев В. О.
Опубліковано: (2016)

Исследование температурного состояния графитовой кладки реактора РБМК-1000
за авторством: Виноградов М. П.
Опубліковано: (2015)

Thermophysical Reactivity Control of RBMK-1000
за авторством: Vorobiev A. V. Aleksandr Vladimirovich
Опубліковано: (2016)

Исследование эффекта йодной ямы в реакторе РБМК-1000
за авторством: Козлов С. Е.
Опубліковано: (2018)

Activation of Reactor Graphite Thermal Conversion Process with Copper Acetate
Опубліковано: (2021)

Multigroup method for calculating the spectrum of the neutron flux density of RBMK-1000
за авторством: Kryvtsov I. N.
Опубліковано: (2014)

Recovery resource characteristics in the RBMK-1000 graphite stacks
за авторством: Nechupey I. A.
Опубліковано: (2017)

Aspects of calculating the temperature for the graphite stack of the RBMK reactor
за авторством: Vorobiev A. V. Aleksandr Vladimirovich
Опубліковано: (2017)

Расчёт спектров плотности потока нейтронов в реакторе РБМК-1000
за авторством: Левковицкая К. А.
Опубліковано: (2020)

Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000 учебное пособие для вузов
за авторством: Шелегов А. С.
Опубліковано: (Москва, НИЯУ МИФИ, 2011)

Тепловые схемы и циклы атомных электростанций
за авторством: Новиков В. Н.
Опубліковано: (Москва, НИЯУ МИФИ, 2021)

Устройство для перегрузки ампул с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК-1000
Опубліковано: ()

Исследование возможности применения нейронных сетей для решения задач капиллярной дефектоскопии
за авторством: Холичев Д. Д. Данил Дмитриевич
Опубліковано: (2023)

Особенности пространственного распределения ключевых радионуклидов активационного происхождения в облученном графите уран-графитовых реакторов
за авторством: Кан Р. И.
Опубліковано: (2021)

Способ обращения с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК-1000 и устройства для его осуществления
Опубліковано: ()

Оценка действующего значения потока гамма-излучения в ядерных реакторах с графитовым замедлителем
Опубліковано: (2010)

Influence of the Graphite’s Lifespan on the Design Value of Fuel Burnup in High Temperature Gas-Cooled Reactors
Опубліковано: (2015)

Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива (варианты)
Опубліковано: ()

Опыт использования уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000
Опубліковано: (2006)

Оборотный пенал временного хранения ампул с пучками отработавших тепловыделяющих элементов
Опубліковано: ()

Способ обращения с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК-1000 и устройства для его осуществления
Опубліковано: ()

Анализ технологической части Ленинградской АЭС
за авторством: Киньшин А. И.
Опубліковано: (2019)

Дефектоскопия деталей и узлов судовых двигателей учебное пособие для студентов iv и v курса, обучающихся по направлениям подготовки 23.03.03 «эксплуатация транспортно-технологических машин и комплексов», 26.05.06 «эксплуатация судовых энергетических установок»
за авторством: Березин Е. К.
Опубліковано: (Нижний Новгород, ВГУВТ, 2021)

Закономерности и особенности термодеформационного поведения канальной трубы и графитовых элементов РБМК в условиях аварийного разогрева
за авторством: Локтионов В. Д.
Опубліковано: (2004)

Random perturbations in the properties of the reactor environment. Noise generator mathematical model
за авторством: Devyatkin M. I.
Опубліковано: (2016)

Расчетная оценка дозовых характеристик в системе хранения ОЯТ
за авторством: Таракаенко П. В.
Опубліковано: (2016)

Инженерные сооружения для монтажных работ на АЭС
за авторством: Турчин Н. Я. Николай Яковлевич
Опубліковано: (Москва, Энергоатомиздат, 1984)

Реактор большой мощности канального типа
Опубліковано: ([Б. м.], [Б. и.], 1977)

Оценка плотностей потоков повреждающих нейтронов и сопутствующего гамма-излучения в активной зоне РБМК-1000
за авторством: Чердизов Э. К.
Опубліковано: (2018)

Электронно-зондовый рентгеноспектральный микроанализ топливных композиций ядерных энергетических реакторов
Опубліковано: (Ульяновск, Изд-во Ульяновского ГУ, 2006)

Возможная перспектива канальных реакторов
за авторством: Ганев И. Х.
Опубліковано: (2006)

Анализ причин повреждения судовых технических средств учебник
за авторством: Мироненко И. Г.
Опубліковано: (Новосибирск, СГУВТ, 2017)

Use of Thorium in Thermal-Neutron Reactors: Different Types of Fuel Compositions in VVER-1000 Reactor Cell
Опубліковано: (2016)

Mathematical Analysis of the Main Parameters of a Spherical Fuel Cell for High-Temperature Reactors
за авторством: Karichev K.
Опубліковано: (2020)

Атомные электростанции учебное пособие для вузов
за авторством: Антонова А. М. Александра Михайловна
Опубліковано: (Томск, Изд-во ТПУ, 2009)

Монтаж канальных уран-графитовых атомных реакторов
за авторством: Полушкин К. К. Константин Константинович
Опубліковано: (Москва, Энергоиздат, 1981)