Buchumschlag

Возможности контроля состояния ядерного реактора при помощи времени достижения заданного уровня числом нейтронов

Предлагается новый метод обнаружения нарушений нормальной работы ядерного реактора – по особенностям поведения моментов случайной величины времени достижения заданного уровня числом нейтронов в реакторе. При этом не требуется проводить какие-либо эксперименты. Не требуются также и громоздкие расчеты...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Datum:	2013
ISSN:	1813-3584
1. Verfasser:	Рязанов, В.В.
Format:	Artikel
Sprache:	Russisch
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2013
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113451
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Возможности контроля состояния ядерного реактора при помощи времени достижения заданного уровня числом нейтронов / В.В. Рязанов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2013. — Вип. 21. — С. 5-12. — Бібліогр.: 6 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

Ähnliche Einträge

Стохастический аналог периода реактора – время достижения заданного уровня числом нейтронов
von: Рязанов, В.В.
Veröffentlicht: (2012)

Перспективные системы контроля реактора АЭС С ВВЭР (обзор)
von: Билей, Д.В., et al.
Veröffentlicht: (2007)

Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС
von: Борисенко, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2014)

Физические особенности кризиса теплоотдачи 2-го рода в активной зоне ядерного реактора
von: Шараевский, И.Г., et al.
Veröffentlicht: (2012)

Сравнительные нейтронно-физические расчеты конструкций блока детектирования установки контроля глубины выгорания отработавшего ядерного топлива
von: Кучмагра, А.А., et al.
Veröffentlicht: (2009)

Реактор на повільній хвилі ядерного поділу
von: Павлович, В.М., et al.
Veröffentlicht: (2006)

Что необходимо определять: период или реактивность реактора?
von: Борисенко, В.И.
Veröffentlicht: (2010)

Автоматическое обнаружение начала кипения теплоносителя в активной зоне реактора ВВЭР
von: Фиалко, Н.М., et al.
Veröffentlicht: (2006)

Риск-ориентированный метод оценки вероятности разрушения корпуса реактора при термоударе
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2014)

Спектральные характеристики виброакустических колебаний в первом контуре реактора ВВЭР-1000
von: Шараевская, Е.И.
Veröffentlicht: (2016)

Аналіз умов зберігання відпрацьованого ядерного палива на майданчику сухого сховища
von: Альохіна, С.В., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Тепловий стан вентильованих контейнерів із відпрацьованими тепловиділяючими збірками реактора ВВЕР-1000
von: Альохіна, С.В., et al.
Veröffentlicht: (2009)

Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000
von: Борисенко, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2013)

Повышение запаса реактивности быстрого реактора после остановки и совместимость с внутренней безопасностью
von: Литвинов, Д.А.
Veröffentlicht: (2013)

Метод адаптации условий возникновения термоакустической неустойчивости теплоносителя в активной зоне «волнового» реактора
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2015)

Метод адаптации в аварийных режимах «непроектного» ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2015)

Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
von: Шаміс, Л.Б., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Пути и способы усовершенствования системы радиационного контроля АЭС
von: Барбашев, С.В., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Прогнозна оцінка просторового розподілу потужності дози від прилеглої радіоактивно забрудненої території при будівництві централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива
von: Павловський, Л.І., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Анализ эффективности мероприятий по регулированию расхода системы аварийного охлаждения реактора насосами высокого давления в процессе аварий с течами теплоносителя
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Исследование режима работы ВВЭР-1000 при отключении последнего питательного турбонасоса с уровня мощности менее 25 % номинальной
von: Борисенко, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2013)

Методические основы отраслевого стандарта по оптимизации вихретокового контроля парогенераторов АЭС с ВВЭР
von: Билей, Д.В., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Проблемы методики расчета и контроля кризиса теплоотдачи на АЭС с реакторами ВВЭР
von: Шараевский, И.Г.
Veröffentlicht: (2009)

Развитие подхода по обоснованию оптимальной периодичности вихретокового контроля теплообменных труб парогенераторов АЭС с ВВЭР
von: Билей, Д.В., et al.
Veröffentlicht: (2007)

Перколяционное описание поведения цепной реакции
von: Рязанов, В.В.
Veröffentlicht: (2016)

Мультифрактальность и цепные реакции
von: Рязанов, В.В.
Veröffentlicht: (2015)

Фрактальные структуры и перколяция в ядерном реакторе
von: Рязанов, В.В.
Veröffentlicht: (2014)

Основы управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР
von: Коврижкин, Ю.Л., et al.
Veröffentlicht: (2008)

Основные положения методического обеспечения управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2010)

О причинах нагрева конструктивов энергоблока Днестровской ГАЭС
von: Кенсицкий, О.Г., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Теоретические основы распространения экспериментальной квалификации БРУ-А в паро-водяных режимах на натурные условия ВВЭР-1000/В-320
von: Скалозубов, В.И., et al.
Veröffentlicht: (2009)

О недостатках проектов реакторов с BWR на АЭС Fukushima-Daiichi
von: Богодист, В.В., et al.
Veröffentlicht: (2012)

Анализ современного состояния трансформаторного оборудования, его роль и место в обеспечении безопасности, повышении энергетической и экологической эффективности эксплуатации блоков АЭС Украины
von: Зозуля, Д.В., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Comparison of statistical properties of coolant temperature and neutron flux in a reactor PWR-1000
von: Skorbun, A.D., et al.
Veröffentlicht: (2017)

Моделирование атмосферного переноса радионуклидов в составе частиц пыли в окрестностях объектов хранения радиоактивных отходов
von: Халченков, А.В., et al.
Veröffentlicht: (2016)

Методика оцінки деформаційного ресурсу зварних з’єднань конструкційних сталей
von: Матченко, Т.І., et al.
Veröffentlicht: (2011)

Полумарковские модели в задачах оценки надежности и риска от эксплуатации АЭС
von: Зеленый, О.В., et al.
Veröffentlicht: (2007)

Методика оцінки довговічності трубопроводів АЕС
von: Матченко, Т.І., et al.
Veröffentlicht: (2010)

Адаптация модели численного прогноза погоды ММ5 к условиям Украины и предварительная оценка успешности прогноза для задач переноса и осаждения радиоактивных веществ в районах расположения АЭС
von: Лев, Т.Д., et al.
Veröffentlicht: (2009)

Розробка кадастру майданчиків під будівництво нових атомних електростанцій
von: Діатян, Е.Г., et al.
Veröffentlicht: (2012)