Зображення обкладинки

Thermal hydraulic method of optimizing the thermal resistance of nuclear fuel of reactor installations

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2024
Автори:	V. I. Skalozubov, O. A. Dorozh, Yu. O. Komarov, M. P. Galatsan, A. S. Mazurenko, D. S. Bundev
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2024
Назва видання:	Nuclear physics and atomic energy
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001472318
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Library portal of National Academy of Sciences of Ukraine \| LibNAS

Репозитарії

Library portal of National Academy of Sciences of Ukraine | LibNAS

Схожі ресурси

Thermal hydraulic calculations of the WWR-SM research reactor
за авторством: S. A. Baytelesov, та інші
Опубліковано: (2020)

Identification of parameters of the model of thermal and hydraulic processes in the crossflow heat exchanger, based on the analogy between thermal and hydraulic resistances
за авторством: S. D. Vinnichuk, та інші
Опубліковано: (2018)

Problems of abnormal dynamics of thermal hydraulic processes in prospective reactors with supercritical parameters of light water coolant
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2021)

Problems of the emergency thermal load calculation in the channels of the water-cooled nuclear reactors
за авторством: G. I. Sharaevskij
Опубліковано: (2018)

Dimensioness method of assessing the conditions of thermal shock to the reactor vessel
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)

Influencing of thin protective coatings on natural frequencies of radial oscillations of claddings of fuel rods of nuclear reactors
за авторством: Mazurenko, Yu.E., та інші
Опубліковано: (2020)

Features of diagnostics of unsupposed thermal, vibroacoustic and neutron processes in the first contour of nuclear reactors
за авторством: I. G. Sharaevskij, та інші
Опубліковано: (2018)

Problems of the thermal-hydraulic computer codes perfection
за авторством: I. G. Sharaevskij, та інші
Опубліковано: (2015)

The method for optimizing the iron content in the structural material Zr1%Nb for fuel element cladding of NPP nuclear reactors
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2023)

Analysis of thermodynamic cycle of gas turbine plant of nuclear modular power installation with helium reactor
за авторством: A. A. Khalatov, та інші
Опубліковано: (2015)

State and Prospects of Containment Tightness Tests for VVER-1000 Reactor Installations
за авторством: V. P. Kravchenko, та інші
Опубліковано: (2023)

A new criterion of thermal-hydraulic efficiency for heat intensifiers
за авторством: A. A. Khalatov, та інші
Опубліковано: (2014)

Methodology for Determining the Thermal and Thermal-Stress States of a Concrete Storage Container for Spent Nuclear Fuel for Assessment of Its Service Life
за авторством: S. Alyokhina, та інші
Опубліковано: (2021)

Thermal Analysis of Vertical Dry Storage Cask for Nuclear Spent Fuel in Off-Normal Conditions
за авторством: M. Makarenko, та інші
Опубліковано: (2022)

Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2019)

Thermal aspects of some accident conditions at the dry spent nuclear fuel storage in the ventilated containers
за авторством: S. V. Alokhina
Опубліковано: (2018)

Experimental installation for the study of heat transfer in helium environment during dry storage of spent nuclear fuel
за авторством: Yatsenko, M.V., та інші
Опубліковано: (2022)

Subcriticality determination of nuclear reactor
за авторством: V. I. Borisenko, та інші
Опубліковано: (2014)

Thermal-Hydraulic Safety Analysis of Mixed Core Loads for Ukrainian NPPs with VVER-1000
за авторством: Yu. Yu. Vorobiov, та інші
Опубліковано: (2016)

Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
за авторством: Alyokhina, Svitlana V.
Опубліковано: (2018)

Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
за авторством: Alyokhina, Svitlana V.
Опубліковано: (2018)

Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
за авторством: S. V. Alyokhina
Опубліковано: (2018)

Problems of creating scientific and methodological bases of spent nuclear fuel dry cask storage thermal safety in Ukraine
за авторством: Alyokhina, S.V.
Опубліковано: (2018)

Assessment of impacting the thin protective coatings on the stress–strain state of the cladding of fuel rods of nuclear reactors
за авторством: Povolotskii, E.V., та інші
Опубліковано: (2020)

Accelerators simulation of structure-phase evolution and radiation resistance of materials for nuclear reactors
за авторством: Neklyudov, I., та інші
Опубліковано: (2009)

The Installation for Thermal Utilization of Municipal Solid Wastes, Industrial and Build Wastes
за авторством: I. S. Lysenko, та інші
Опубліковано: (2012)

Thermal hydraulics verification safety studies to support the licensing of neutron source Accelerator Driven System
за авторством: O. V. Kukhotskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

A MATHEMATICAL MODEL OF THE ELECTRICAL ENGINEERING COMPLEX FOR DRIVE OF MAIN CIRCULATION PUMPS OF NUCLEAR REACTOR VVER-1000 OF NUCLEAR POWER PLANTS
за авторством: Vasyliv, K. M., та інші
Опубліковано: (2019)

Physical and technical-economic aspects of modern methods of water treatment for thermal and nuclear power engineering
за авторством: N. A. Shydlovska, та інші
Опубліковано: (2022)

Method for assessment of residual heat generation within preparation of spent nuclear fuel shipment from research reactors
за авторством: S. H. Kadalev
Опубліковано: (2018)

Development of Technology and Trial Production of Extremely High Resistant Nanoporous Graphite Sealers for Nuclear Reactors
за авторством: B. I. Bondarenko, та інші
Опубліковано: (2018)

Fractal structures and percolation in nuclear reactor
за авторством: V. V. Rjazanov
Опубліковано: (2014)

Potential of spent nuclear fuel
за авторством: A. V. Korolev, та інші
Опубліковано: (2015)

Analysis of the influence of nuclear fuel burnup on the 16N formation rate in the primary coolant circuit of WWER-1000 reactor
за авторством: Yu. V. Fylonych, та інші
Опубліковано: (2021)

Thermal power engineering. Fuel and ecological issues, and development prospects
за авторством: P. M. Kanilo, та інші
Опубліковано: (2017)

Production of nuclear reactors fuel tubes from Zr1 Nb alloy cast billets of electron-beam melting
за авторством: V. S. Vakhrusheva, та інші
Опубліковано: (2018)

Analysis of Reliability¬Critical Hydraulic Impact Conditions at WWER¬1000 NPP Active Safety Systems
за авторством: V. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2019)

Zooperiphyton and fouling in cooling ponds of nuclear and thermal power plants
за авторством: I. A. Morozovskaja, та інші
Опубліковано: (2013)

Method for calculating thermal physical properties of alternative motor fuels
за авторством: A. M. Levterov, та інші
Опубліковано: (2010)

Computer simulation of thermal and hydraulic processes in NPP steam generator channels on the basis of interval-iterative method
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2022)