Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения
Рассмотрена динамика, тип, страна и язык публикаций по тематикам: окисления, пористой структуры, газовой диффузии, газопроницаемости, массопереноса, применимым к ядерному графиту. Использовались результаты исследования баз данных INIC и MSCI. Выделены основные закономерности и особенности в динамике...
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2016 |
| Main Authors: | , , , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2016
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111726 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения / А.И. Комир, Н.П. Одейчук, А.А. Николаенко, В.И. Ткаченко, В.А. Деревянко, О.В. Кривченко, А.Г. Шепелев // Вопросы атомной науки и техники. — 2016. — № 1. — С. 51-55. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-111726 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Комир, А.И. Одейчук, Н.П. Николаенко, А.А. Ткаченко, В.И. Деревянко, В.А. Кривченко, О.В. Шепелев, А.Г. 2017-01-13T19:23:19Z 2017-01-13T19:23:19Z 2016 Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения / А.И. Комир, Н.П. Одейчук, А.А. Николаенко, В.И. Ткаченко, В.А. Деревянко, О.В. Кривченко, А.Г. Шепелев // Вопросы атомной науки и техники. — 2016. — № 1. — С. 51-55. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111726 621.039.531 Рассмотрена динамика, тип, страна и язык публикаций по тематикам: окисления, пористой структуры, газовой диффузии, газопроницаемости, массопереноса, применимым к ядерному графиту. Использовались результаты исследования баз данных INIC и MSCI. Выделены основные закономерности и особенности в динамике исследуемых публикаций. Розглянуто динаміка, тип, країна і мова публікацій за тематиками: окислення, пористої структури, газової дифузії, газопроникності, масопереноса, які стосовні до ядерного графіту. Використовувалися результати дослідження баз даних INIC і MSCI. Виділено основні закономірності та особливості в динаміці досліджуваних публікацій. In the paper researched the dynamics, type, country and language of the publication on subjects: oxidation, the pore structure, gaseous diffusion, permeability, mass transfer, applicable to nuclear graphite. We used the results of the study database INIC and MSCI. The basic regularities and peculiarities in the dynamics of the studied publications have been interpreted. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Чистые материалы и вакуумные технологии Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения Графіт як конструкційний матеріал ядерних енергетичних систем IV покоління Graphite as a structural material of generation IV nuclear energy systems Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения |
| spellingShingle |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения Комир, А.И. Одейчук, Н.П. Николаенко, А.А. Ткаченко, В.И. Деревянко, В.А. Кривченко, О.В. Шепелев, А.Г. Чистые материалы и вакуумные технологии |
| title_short |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения |
| title_full |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения |
| title_fullStr |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения |
| title_full_unstemmed |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения |
| title_sort |
графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем iv поколения |
| author |
Комир, А.И. Одейчук, Н.П. Николаенко, А.А. Ткаченко, В.И. Деревянко, В.А. Кривченко, О.В. Шепелев, А.Г. |
| author_facet |
Комир, А.И. Одейчук, Н.П. Николаенко, А.А. Ткаченко, В.И. Деревянко, В.А. Кривченко, О.В. Шепелев, А.Г. |
| topic |
Чистые материалы и вакуумные технологии |
| topic_facet |
Чистые материалы и вакуумные технологии |
| publishDate |
2016 |
| language |
Russian |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Графіт як конструкційний матеріал ядерних енергетичних систем IV покоління Graphite as a structural material of generation IV nuclear energy systems |
| description |
Рассмотрена динамика, тип, страна и язык публикаций по тематикам: окисления, пористой структуры, газовой диффузии, газопроницаемости, массопереноса, применимым к ядерному графиту. Использовались результаты исследования баз данных INIC и MSCI. Выделены основные закономерности и особенности в динамике исследуемых публикаций.
Розглянуто динаміка, тип, країна і мова публікацій за тематиками: окислення, пористої структури, газової дифузії, газопроникності, масопереноса, які стосовні до ядерного графіту. Використовувалися результати дослідження баз даних INIC і MSCI. Виділено основні закономірності та особливості в динаміці досліджуваних публікацій.
In the paper researched the dynamics, type, country and language of the publication on subjects: oxidation, the pore structure, gaseous diffusion, permeability, mass transfer, applicable to nuclear graphite. We used the results of the study database INIC and MSCI. The basic regularities and peculiarities in the dynamics of the studied publications have been interpreted.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111726 |
| citation_txt |
Графит как конструкционный материал ядерных энергетических систем IV поколения / А.И. Комир, Н.П. Одейчук, А.А. Николаенко, В.И. Ткаченко, В.А. Деревянко, О.В. Кривченко, А.Г. Шепелев // Вопросы атомной науки и техники. — 2016. — № 1. — С. 51-55. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT komirai grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT odeičuknp grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT nikolaenkoaa grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT tkačenkovi grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT derevânkova grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT krivčenkoov grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT šepelevag grafitkakkonstrukcionnyimaterialâdernyhénergetičeskihsistemivpokoleniâ AT komirai grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT odeičuknp grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT nikolaenkoaa grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT tkačenkovi grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT derevânkova grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT krivčenkoov grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT šepelevag grafítâkkonstrukcíiniimateríalâdernihenergetičnihsistemivpokolínnâ AT komirai graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems AT odeičuknp graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems AT nikolaenkoaa graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems AT tkačenkovi graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems AT derevânkova graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems AT krivčenkoov graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems AT šepelevag graphiteasastructuralmaterialofgenerationivnuclearenergysystems |
| first_indexed |
2025-11-26T02:58:07Z |
| last_indexed |
2025-11-26T02:58:07Z |
| _version_ |
1850609518841430016 |
| fulltext |
ISSN 1562-6016. ВАНТ. 2016. №1(101) 51
УДК 621.039.531
ГРАФИТ КАК КОНСТРУКЦИОННЫЙ МАТЕРИАЛ ЯДЕРНЫХ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ СИСТЕМ IV ПОКОЛЕНИЯ
А.И. Комир, Н.П. Одейчук, А.А. Николаенко, В.И. Ткаченко,
В.А. Деревянко, О.В. Кривченко, А.Г. Шепелев
Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт»,
Харьков, Украина
Е-mail: komir@kipt.kharkov.ua
Рассмотрена динамика, тип, страна и язык публикаций по тематикам: окисления, пористой структуры,
газовой диффузии, газопроницаемости, массопереноса, применимым к ядерному графиту. Использовались
результаты исследования баз данных INIC и MSCI. Выделены основные закономерности и особенности в
динамике исследуемых публикаций.
ВВЕДЕНИЕ
Графит как конструкционный и функциональный
материал используют начиная с первых экспери-
ментальных ядерных реакторов, таких как «Ф-1» и
«Чикагская поленница». В дальнейшем он широко
применялся в высокотемпературных реакторах:
AVR (Германия), FCV (США), улучшенном реакто-
ре с газовым охлаждением AGR (Англия) и в уран-
графитовых реакторах двойного назначения (СССР)
– канальных реакторах большой мощности (РБМК)
[1]. На данный момент графит является конструкци-
онным и функциональным материалом в ядерных
энергетических системах IV поколения: в высоко-
температурных газоохлаждаемых (ВТГР) и жидко-
солевых реакторах.
СВОЙСТВА ЯДЕРНОГО ГРАФИТА
Ядерный графит обладает рядом уникальных
востребованных свойств, присущих конструкцион-
ным материалам ядерной энергетики. Данный мате-
риал в диапазоне температур своего использования
увеличивает прочность с возрастанием температу-
ры, обладает коррозионной и эрозионной стойко-
стью при облучении [2].
ОКИСЛЕНИЕ ГРАФИТА
Увеличение количества публикаций отражает
рост актуальности, связанный с произошедшими
событиями в мире. Так, на рис. 1 изображен график
количества публикаций, на котором можно наблю-
дать рост активности исследований после таких со-
бытий, как Чернобыль в 1986 г., и принятое в этом
же году в государственную программу перспектив-
ных разработок Китая высокотемпературное
направление в реакторостроении. В некоторой сте-
пени, актуальность данной тематики также обуслов-
лена введением в эксплуатацию нового ВТГР в Ки-
тае, строительство которого планировалось на
2008 г., но было отложено до 2012 г. [3].
Из графика по количеству публикаций можно
сделать заключение, что скорость публикаций не
является линейной. Это, на наш взгляд, отражает
незавершенный процесс описания механизмов окис-
ления ядерного графита, что в некоторой степени
связано с постепенным переходом реакторов типа
ВТГР на более высокую температуру активной зоны
и теплоносителя (рис. 2).
Рис. 1. Кумулятивный график количества
публикаций по тематике
«Окисление реакторного графита»
за 19682015 гг.
Данный переход является не только количе-
ственным, но и качественным, поскольку в распро-
страненной в данный момент теории окисления [4]
повышение температуры смещает диапазон в ста-
дию C – режим окисления пограничного слоя
(рис. 3).
В результате основная часть компонентов при
окислении будет находиться в отдельной комбини-
рованной стадии, описанной в работе [6], совмеща-
ющей в себе ограничения скорости окисления как
по диффузии внутри порового пространства, так и
по газовой диффузии окислителя к эродирующей
поверхности.
Существенное увеличение числа публикаций [7]
в период, не охваченный данным исследованием,
было отмечено после событий 1957 года в Уинд-
скейле (Англия). Согласно теории, предложенной
Юджином Вигнером в 1946 г. [8], это событие было
обусловлено высвобождением энергии, запасенной
в графите при нейтронном облучении, что привело к
событию, классифицированному по шкале INES
(International Nuclear Event Scale) как 5 уровень.
mailto:komir@kipt.kharkov.ua
52 ISSN 1562-6016. ВАНТ. 2016. №1(101)
Рис. 2. Температурный диапазон работы ВТГР HTR (пунктирная кривая)
и ВТГР VHTR (сплошная кривая) IV поколения [4]
Рис. 3. Режим окисления ядерного графита в зависимости от температуры [5]
Как показано на рис. 4, основные публикации
выполнены в странах, активно использующих и ис-
следующих возможности атомной энергетики: США
и Японии. Эти страны также входят в тройку лиде-
ров по росту числа публикаций исследуемой тема-
тики.
Тенденция возрастающего числа публикаций и
наличие таких крупных исследовательских проектов
в данной области, как Project No. 09-830 [9], говорят
об актуальности данной тематики, связанной с
необходимостью обоснования высокой безопасно-
сти при гипотетических аварийных ситуациях на
ядерных энергетических системах IV поколения
[10].
Рис. 4. Распределение публикаций по тематике
«Окисление реакторного графита» по странам
за 19682015 гг.
ISSN 1562-6016. ВАНТ. 2016. №1(101) 53
ПОРИСТАЯ СТРУКТУРА
Графит является материалом с развитой пори-
стой структурой, которую нужно учитывать при
моделировании и прогнозировании свойств матери-
ала. Окисление влияет неоднородно на пористую
структуру графита, образуя нелинейные профили
выгорания внутреннего пространства. Данный тип
исследований был проведен в работе [11], где полу-
чены полуэмпирические формулы для расчетов дан-
ных профилей окисления. В работе [12] приведены
расчетные профили выгорания на основании усред-
ненного коэффициента диффузии и скорости окис-
ления графита. Однако из-за отсутствия системного
исследования данной тематики можно констатиро-
вать и отсутствие полной картины описания процес-
сов окисления.
Тематика пористой структуры была рассмотрена
в контексте воздействия ионизирующего излучения
на пористую структуру. В исследуемом случае объ-
ектом были микро- и нанопоры (морозовские тре-
щины), служащие стоками для мигрирующих ато-
мов под действием излучения, которые скапливают-
ся в порах, и, таким образом, уменьшают пористость
на микро- и наноуровне [13].
Методики исследования пористой структуры в
последнее время существенно улучшились с появ-
лением высокоразрешающих рентгеновских микро-
и нанотомографов. Эти методики применялись ис-
следователями в работе [14] для прогнозирования
напряжений, обусловленных наличием пористости в
материале. На данный момент уже существуют бо-
лее высокоразрешающие методики, позволяющие
исследовать пористую структуру на уровне менее
одного микрометра. Они охватывают практически
весь влияющий на формирование механических
напряжений диапазон пористости.
Динамика публикаций по теме: «Пористая
структура реакторного графита» приведена на
рис. 5. В основном это публикации англоязычные –
92%.
К особенности данной тематики исследований
можно отнести существенно большее количество
отчетов, по сравнению с другими типами публика-
ций, что указывает на производственную и техноло-
гическую направленность исследований (рис. 6).
Рис. 5. Кумулятивный график количества
публикаций по тематике «Пористая структура
реакторного графита» за 19732015 гг.
Рис. 6. Распределение публикаций по тематике
«Пористая структура реакторного графита»
и типам за 19732015 гг.
ГАЗОВАЯ ДИФФУЗИЯ
Одним из наименее исследованных свойств ре-
акторного графита является газовая диффузия
сквозь внутреннюю его пористость. Эта тематика
один из аспектов более общих тем, например, окис-
ление и пористая структура графитов. Она позволя-
ет уточнять скорость окисления графита при режиме
окисления, ограниченном диффузией окислителя
внутри пор.
По этой тематике распределение публикаций по
годам показано на рис. 7. Следует отметить, что в
данной тематике существенную часть, по сравнению
с другими тематиками, занимают публикации на
русском языке, которые находятся на втором месте
после публикаций на английском языке (рис. 8).
ГАЗОПРОНИЦАЕМОСТЬ
Тематику окисления и газовой диффузии реак-
торных графитов характеризует также такой термин,
как газопроницаемость (распределение публикаций
по годам и типам показано на рис. 9 и 10), который
фигурировал в основном в отчетах (см. рис. 10) и
рассматривался, судя по результатам исследования
автоматизированных баз данных, в период с 1970 по
1987 гг. Отличительным свойством термина га-
зопроницаемость является использование его в кон-
тексте разности давлений, а не разности концентра-
ций, как в случае с газовой диффузией.
Одной из двух основных целей исследования га-
зопроницаемости является описание процессов пе-
ремещения различных изотопов, например строн-
ция-90, в графите [15]. Такие исследования являют-
ся достаточно актуальными в связи с вопросом вы-
вода из эксплуатации графитовых компонентов
ядерных реакторов [16]. Второй, основной целью
исследования является влияние газопроницаемости
на скорость окисления [17, 18].
54 ISSN 1562-6016. ВАНТ. 2016. №1(101)
Рис. 7. Кумулятивный график количества
публикаций по тематике «Газовая диффузия»
за 19732009 гг.
Рис. 8. Распределение публикаций по тематике
«Газовая диффузия» и языкам за 19732009 гг.
Рис. 9. Кумулятивный график количества
публикаций по тематике «Газопроницаемость»
за 19701987 гг.
Рис. 10. Распределение публикаций по тематике
«Газопроницаемость» и типам за 19701987 гг.
МАССОПЕРЕНОС
В последнее время, как следует из рис. 11, тер-
мин массоперенос стал использоваться для описа-
ния процессов окисления. В основном, данный тер-
мин используется в рамках описания процессов,
протекающих в ВТГР при окислении ядерного гра-
фита, и прогнозирования процессов выгорания при-
поверхностного слоя при различных температурах
[19, 19].
Рис. 11. Кумулятивный график количества
публикаций по тематике «Массоперенос»
за 20052013 гг.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Данная работа является обзорным исследовани-
ем мировых научных публикаций с 1968 по 2015 гг.
по вопросу окисления реакторного графита и смеж-
ных тематик. В основе исследования использовался
результат поиска в автоматизированных Базах дан-
ных «International Nuclear Information System» (INIS)
и «Materials Science Citation Index» (MSCI).
Проведенный обзор литературных источников,
связанных с окислением ядерного графита, позволя-
ет составить общее представление об исследованно-
сти, актуальности и мотивации рассмотренных тем.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов. Канальный
ядерный энергетический реактор. М.: «Атомиздат»,
1980, 208 с.
2. Е.И. Жмуриков, И.А. Бубненков, В.В. Дрё-
мов, С.И. Самарин, А.С. Покровский, Д.В. Харьков.
Графит в науке и ядерной технике. Новосибирск,
2013, 193 c.
3. Fu Li. HTR Progress in China // Technical Meet-
ing on the Safety of High Temperature Gas Cooled Re-
actors in the Light of the Fukushima Daiichi Accident.
Vienna, Austria. April 811 2014, 34 p.
4. Davies M. Qualification of selected graphites for
a future HTR // Technical Meeting on High-
ISSN 1562-6016. ВАНТ. 2016. №1(101) 55
Temperature Qualification of High Temperature Gas-
Cooled Reactor: Materials IAEA, 1013 June 2014,
Vienna, 2014, 30 p.
5. Mohamed S. El-Genk, Jean-Michel P. Tournier.
Sherwood number correlation for nuclear graphite gasi-
fication at high temperature // Progress in Nuclear En-
ergy. 2013, v. 62, p. 26-36.
6. Mohamed S. El-Genk. Development and valida-
tion of a model for the chemical kinetics of graphite
oxidation / Mohamed S. El-Genk, Jean-Michel P. Tour-
nier // Journal of Nuclear Materials, 2011, v. 411, is-
sue 1-3, p. 193-207.
7. W.L. Kosiba, G.J. Dienes, D.H. Gurinsky. Some
effects produced in graphite by neutron irradiation in the
BNL reactor // 2nd Biennial Conference. 1955, p. 143-
148.
8. E.P. Wigner. Theoretical Physics in the Metal-
lurgical Laboratory of Chicago // Journal of Applied
Physics, 1946, v. 17, issue 11, p. 857-863.
9. M. El‐Genk, J.-M. Tournier, B. Travis. Graphite
Oxidation Simulation in HTR Accident Conditions:
Technical Report. University of New Mexico, 2012,
153 p.
10. J.J. Lee, K.G. Tushar, S.K. Loyalka. Oxidation
rate of graphitic matrix material in the kinetic regime
for VHTR air ingress accident scenarios // Journal of
Nuclear Materials. 2014, v. 451, p. 48-54.
11. R.P. Wichner, T.D. Burchell, C.I. Contescu.
Penetration depth and transient oxidation of graphite by
oxygen and water vapor // Journal of Nuclear Materi-
als. 2009, v. 393, issue 3, p. 518-521.
12. Robert P. Wichner. Note on Graphite Oxida-
tion by Oxygen and Moisture: Report ORNL/TM-
2008/230. Oak Ridge National Laboratory, 2008, 51 p.
13. Guiqiu Zheng, Peng Xu, Kumar Sridharan,
Todd Allen. Characterization of structural defects in
nuclear graphite IG-110 and NBG-18 // Journal of Nu-
clear Materials. 2014, v. 446, p.193-199.
14. C. Berre, S.L. Fok, B.J. Marsden, L. Babout,
A. Hodgkins, T.J. Marrow, P.M. Mummery. Numerical
modelling of the effects of porosity changes on the me-
chanical properties of nuclear graphite // Journal of Nu-
clear Materials. 2006, v. 352, issue 1-3, p. 1-5.
15. M.J. Haire. Evaluation of strontium-90 radial
concentration profiles in Peach Bottom HTGR Core 2
fuel elements. HTGR base technology program, HTGR
chemistry studies. Oak Ridge National Lab. – TN, USA,
1979, 120 p.
16. C. Wood. Graphite Decommissioning: Electric
Power Research Institute. Final Report. 2006, 156 p.
17. F.B. Growcock, J.J. Barry, C.C. Finfrock,
E. Rivera, J.H. Heiser. Graphite oxidation in HTGR
atmosphere. Brookhaven National Lab. Upton, NY,
USA, 1982, p. 479-499.
18. A.S. Chernikov, L.I. Mikhailichenko,
V.A. Reshetnikov, A.S. Cherkasov. HTGR spherical
fuel elements and their operational characteristics //
JAIF-GKAE seminar on fuel elements and fuel composi-
tion of HTGR. 1987, p. 21-32.
19. Iqbal Kaleem. Mathematical modeling of oxida-
tion behaviour and burn-off in nuclear graphite of high
temperature gas-cooled reactors. Korea Advanced In-
stitute of Science and Technology, 2005, 39 p.
20. Mohamed El-Genk, Jean-Michel Tournier. Dif-
fusion Velocity Correlation for Nuclear Graphite Gasi-
fication at High Temperature and Low Reynolds Num-
bers // International Congress on Advances in Nuclear
Power Plants (ICAPP-2012). 2012, v. 44, issue 25, 7 p.
Статья поступила в редакцию 15.10.2015 г.
ГРАФІТ ЯК КОНСТРУКЦІЙНИЙ МАТЕРІАЛ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ
СИСТЕМ IV ПОКОЛІННЯ
А.І. Комір, М.П. Одейчук, А.А. Ніколаєнко, В.І. Ткаченко, В.А. Дерев'янко,
О.В. Кривченко, А.Г. Шепелєв
Розглянуто динаміка, тип, країна і мова публікацій за тематиками: окислення, пористої структури, газо-
вої дифузії, газопроникності, масопереноса, які стосовні до ядерного графіту. Використовувалися результа-
ти дослідження баз даних INIC і MSCI. Виділено основні закономірності та особливості в динаміці дослі-
джуваних публікацій.
GRAPHITE AS A STRUCTURAL MATERIAL OF GENERATION IV NUCLEAR
ENERGY SYSTEMS
A.I. Komir, N.P. Odeychuk, A.A. Nikolaenko, V.I. Tkachenko, V.A. Derevyanko,
O.V. Krivchenko, A.G. Shepelev
In the paper researched the dynamics, type, country and language of the publication on subjects: oxidation, the
pore structure, gaseous diffusion, permeability, mass transfer, applicable to nuclear graphite. We used the results of
the study database INIC and MSCI. The basic regularities and peculiarities in the dynamics of the studied publica-
tions have been interpreted.
|