Титульные страницы и содержание
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Datum: | 2012 |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2012
|
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97445 |
| 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: | Титульные страницы и содержание // Ядерна та радіаційна безпека. — 2012. — № 3. — С. 1-2. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97445 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
2016-03-28T16:50:07Z 2016-03-28T16:50:07Z 2012 Титульные страницы и содержание // Ядерна та радіаційна безпека. — 2012. — № 3. — С. 1-2. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97445 ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Титульные страницы и содержание Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Титульные страницы и содержание |
| spellingShingle |
Титульные страницы и содержание |
| title_short |
Титульные страницы и содержание |
| title_full |
Титульные страницы и содержание |
| title_fullStr |
Титульные страницы и содержание |
| title_full_unstemmed |
Титульные страницы и содержание |
| title_sort |
титульные страницы и содержание |
| publishDate |
2012 |
| language |
Russian |
| container_title |
Ядерна та радіаційна безпека |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| format |
Article |
| issn |
2073-6231 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97445 |
| citation_txt |
Титульные страницы и содержание // Ядерна та радіаційна безпека. — 2012. — № 3. — С. 1-2. — рос. |
| first_indexed |
2025-11-25T21:12:35Z |
| last_indexed |
2025-11-25T21:12:35Z |
| _version_ |
1850554964012695552 |
| fulltext |
Підписано до друку 17.07.2012. Формат 60×90 1/8. Папір крейдяний.
Друк офсет. Умов. друк. арк. 8,5. Тираж 300 прим. Зам. № 212–104
Віддруковано в ТОВ “Основа-Принт”
02139 Київ, вул. Микитенка, 21, к. 2
Свідоцтво про внесення до державного реєстру України суб’єктів
видавничої справи ДК № 2 від 10.02.2010
Співзасновники:
Державний науково-технічний центр
з ядерної та радіаційної безпеки (ДНТЦ ЯРБ)
Держатомрегулювання України
та Національної академії наук України;
Одеський національний політехнічний
університет Міністерства освіти і науки,
молоді та спорту України
Головний редактор: А. В. Носовський
Редколегія:
В. І. Богорад, В. А. Герлига,
В. О. Дубковський (заст. головного редактора),
О. В. Єфімов, Т. М. Зеленцова, В. В. Інюшев,
О. О. Ключников, С. М. Кондратьєв,
О. В. Корольов, В. П. Кравченко,
Л. Л. Литвинський, І. А. Ліхтарьов,
А. С. Мазуренко, В. П. Малахов, Ю. І. Немчинов,
В. М. Павлович, О. В. Печериця, Є. М. Письменний,
С. Ю. Саєнко, Г. М. Федоренко, В. А. Халімончук,
В. С. Харченко, М. О. Ястребенецький
Рекомендовано до друку науково-технічною
радою ДНТЦ ЯРБ (протокол № 12-4 від 09.07.12 р.)
Адреса видавця та редакції:
03142 Київ, вул. Василя Стуса, 35/37, а/с 124
Державний науково-технічний центр
з ядерної та радіаційної безпеки
Тел.: (044) 422-49-72
Факс: (044) 452-89-90
E-mail: na_bilokrinicka@sstc.kiev.ua
Відповідальний редактор: Н. О. Білокриницька
Художнє оформлення В. С. Жиборовського
Комп’ютерна верстка О. Д. Ткаченка
© ДНТЦ ЯРБ, 2012
Київ — 2012
2 Ядерна та радіаційна безпека 3 (55).2012
ЗМІСТ
Ю. Ю. Воробьев, М. Л. Перепелица, В. В. Свердлов.
Анализ тяжелой аварии в бассейне выдержки
отработавшего топлива для энергоблока ВВЭР-1000
при помощи расчетного кода MELCOR 1.8.5 ................... 3
В. Л. Демехин, В. В. Илькович, В. Н. Буканов.
Методика определения сроков выгрузки контейнерных
сборок дополнительной программы образцов-свидетелей
металла корпуса ВВЭР-1000 .............................................. 10
В. И. Скалозубов, С. В. Барбашев.
Метод идентификации перечней исходных событий
тяжелых аварий, основанный на анализе причин аварии
на АЭС «Фукусима-1» ........................................................ 13
Ю. В. Ромашов.
Оценка показателей долговечности теплообменных труб
парогенераторов АЭС с ВВЭР на основе континуальной
модели коррозионного растрескивания ........................... 16
Джамшид Гараханлу, И. В. Казачков.
Математическое моделирование потенциально опасных
ядерных объектов со сдвиговыми аргументами .............. 21
Али Калванд, И. В. Казачков.
Моделирование процесса охлаждения расплава кориума
погруженными в него легкоплавкими блоками .............. 27
Е. А. Дудка, Ю. П. Ковбасенко, Е. И. Белодед.
Использование аксиального профиля распределения
выгорания при анализе ядерной безопасности
систем хранения отработавшего ядерного топлива
реакторов ВВЭР в Украине ............................................... 34
О. А. Миколайчук, С. М. Кондратьєв.
Методичні аспекти системного аналізу захоронення
радіоактивних відходів на майданчику «Вектор»
у Чорнобильській зоні відчуження ................................... 39
В. В. Токаревский.
Стратегия извлечения топливосодержащих материалов
из объекта «Укрытие» ......................................................... 43
В. В. Турбаевский.
Использование веб-интерфейсов в дозиметрии на АЭС ... 48
Е. В. Калько, А. М. Дыбач, А. Е. Севбо, Е. П. Кудла.
Концепция оперативного вероятностного анализа
безопасности .........................................................................51
Ю. Г. Малиновская, Ю. В. Есипенко, О. А. Ведь.
Проблемы терминологии в контексте технического
перевода в сфере использования атомной энергии ........ 57
А. П. Чернов, В. В. Токаревський.
Коментар до статті С. В. Бєгуна та С. В. Широкова
«Реактори, що базуються на технології CANDU» ........... 61
С. В. Бєгун, С. В. Широков.
Відповідь на коментар А. П. Чернова та
В. В. Токаревського до статті «Реактори, що базуються
на технології CANDU» ...................................................... 66
CONTENTS
Y. Y. Vorobyov, M. L. Perepelitsa, V. V. Sverdlov.
Severe Accident Analysis
in WWER-1000 Spent Fuel Pool
Using MELCOR 1.8.5 Computer Code ................................. 3
V. L. Diemokhin, V. V. Ilkovich, V. N. Bukanov.
Technique for Determination of Unloading Schedule
for Container Assemblies under Additional Program of
WWER-1000 Pressure Vessel Metal Surveillance Specimens ... 10
V. I. Skalozubov, S. V. Barbashev.
Method for Identifying Lists of Initiating Events
of Severe Accidents Based on Analysis
of the Fukushima-1 Accident ............................................... 13
Y. V. Romashov.
Assessment of Reliability Indices for WWER Steam Generator
Heat Exchange Tubes Based on a Continuum Stress-Corrosion
Cracking Model .................................................................... 16
J. Gharakhanlou, І. V. Каzachkov.
Mathematical Modeling of Potentially Hazardous
Nuclear Objects with Time Shifts ......................................... 21
Ali Kalvand, І. V. Каzachkov.
Modeling of Corium Melt Cooling with Immersion
of Low-Melting Blocks ......................................................... 27
O. A. Dudka, Y. P. Kovbasenko, Y. E. Bilodid.
Use of Axial Burnup Distribution Profile
in the Nuclear Safety Analysis
of Spent Nuclear Fuel Storage
for WWER Reactors In Ukraine .......................................... 34
E. A. Mykolaichuk, S. M. Kondratiev.
Methodological Aspects for Analyzing
Radioactive Waste Disposal on the Vektor Site
in the Chornobyl Exclusion Area ......................................... 39
V. V. Tokarevsky.
Strategy for Removal of Fuel-Containing Materials
from the Shelter .................................................................... 43
V. V. Turbaevsky.
Web Interface in the Dosimetry at Nuclear Power Plants .... 48
E. V. Kalko, A. M. Dybach, A. E. Sevbo, E. P. Kudla.
Concept of Living Probabilistic
Safety Assessment ................................................................. 51
Y. G. Malinovska, Y. V. Yesypenko, O. A. Ved’.
Issues of Terminology in the Context
of Technical Translation in Nuclear Energy ......................... 57
A. P. Chernov, V. V. Tokarevsky.
Comments on the paper “Reactors Based
on CANDU Technology” by S. V. Begun and S. V. Shirokov . 61
S. V. Begun, S. V. Shirokov.
Response to the comments made by A. P. Chernov
and V. V. Tokarevsky on the paper “Reactors Based
on CANDU Technology” .................................................... 66
УДК 621.039.53
Ю. Ю. Воробьев Ю. ВоробьевЮ. Воробьев1, М. Л. Перепелица2,
В. В. Свердлов2
1Государственный научно-технический центр по ядерной
и радиационной безопасности, г. Киев, Украина
2Международный центр по ядерной безопасности
КНУ им. Т. Шевченко, г. Киев, Украина
Анализ тяжелой аварии
в бассейне выдержки
отработавшего топлива
для энергоблока ВВЭР-1000
при помощи расчетного
кода MELCOR 1.8.5
Разработана модель бассейна выдержки отработавше-
го топлива энергоблока ВВЭР-1000 для компьютерного кода
MELCOR� 1.�.�. �роанализировано исходное событие потери 1.�.�. �роанализировано исходное событие потери
теплоотвода от бассейна выдержки (БВ), определены вре-
менные рамки повреждения топлива, количество сгенериро-
ванного водорода, оценены радиационные последствия. На
примере различных вариантов загрузок бассейна выдержки
определены закономерности тяжелой аварии, которые позво-
ляют перенос (масштабирование) результатов на другие кон-
фигурации БВ.
К л ю ч е в ы е с л о в а: бассейн выдержки, расчетная мо-
дель, тяжелая авария, повреждение топлива, взаимодействие
расплава с бетоном, генерация водорода.
Ю. Ю. Воробйов, М. Л. Перепелиця, В. В. Свердлов
Аналіз важкої аварії в басейні витримки відпрацьованого
палива для енергоблока ВВЕР-1000 за допомогою розра-
хункового коду MELCOR 1.8.5
Розроблено модель басейну витримки відпрацьовано-
го палива енергоблока ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду
MELCOR� 1.�.�. �роаналізовано вихідну подію втрати тепловід- 1.�.�. �роаналізовано вихідну подію втрати тепловід-
ведення від басейну витримки (БВ), визначено часові рамки
пошкодження палива, кількість згенерованого водню, оцінено
радіаційні наслідки. На прикладі різних варіантів завантаження
басейну витримки визначено закономірності важкої аварії, які
дозволяють перенесення (масштабування) результатів на інші
конфігурації БВ.
К л ю ч о в і с л о в а: басейн витримки, розрахункова мо-
дель, важка аварія, пошкодження палива, взаємодія розплаву
з бетоном, генерація водню.
© Ю. Ю. Воробьев, М. Л. Перепелица, В. В. Свердлов, 2011
|