Зображення обкладинки

Problems of abnormal dynamics of thermal hydraulic processes in prospective reactors with supercritical parameters of light water coolant

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2021
Автори:	I. H. Sharaievskyi, N. M. Fialko, A. V. Nosovskyi, L. B. Zimin, T. S. Vlasenko, H. I. Sharaievskyi
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2021
Назва видання:	Nuclear power and the environment
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001403458
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

Main directions of Russian development of prospective structures of water-cooled supercritical pressure reactors
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

World trends of construction development of water-cooled supercritical pressure reactors
за авторством: I. H. Sharaevskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

Current physical problems of the dynamic damage in elements of the first circuit of VVER reactors
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

Study of WWER reactors neutronic noise spectral images in irregular thermohydraulic regimes of core zones
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

Evolution of thermophysical problems in constructions of VVVR reactors main circulation pumps
за авторством: H. I. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2019)

Prospective directions of increasing operating reliability and providing operational management of the npp main equipment resources
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2021)

Specifics of the flow of supercritical water under conditions of mixed convection
за авторством: N. M. Fialko, та інші
Опубліковано: (2018)

Mathematical model of automatic recognition of latent pre-emergency conditions of shaft mechanical sealing systems of NPP main circulation pumps
за авторством: A. V. Nosovskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

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

Thermal hydraulic method of optimizing the thermal resistance of nuclear fuel of reactor installations
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2024)

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

Improvement of Reliability and Ecological Safety of NPP Reactor Coolant Pump Seals
за авторством: S. Shevchenko, та інші
Опубліковано: (2020)

Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition
за авторством: Bakai, O.S., та інші
Опубліковано: (2020)

Electron irradiation of the material samples of new generation nuclear reactors in the supercritical water convection loop
за авторством: Bakai, A.S., та інші
Опубліковано: (2013)

Study of Heat Transfer Processes in Modelled Core of Nuclear Reactor with Helium Coolant
за авторством: A. A. Avramenko, та інші
Опубліковано: (2017)

Effect of permeability of peble bed on heat transfer in the core of nuclear reactor with helium coolant
за авторством: A. A. Avramenko, та інші
Опубліковано: (2017)

Comparison of statistical properties of coolant temperature and neutron flux in a reactor PWR-1000
за авторством: A. D. Skorbun, та інші
Опубліковано: (2017)

Comparison of statistical properties of coolant temperature and neutron flux in a reactor PWR-1000
за авторством: Skorbun, A.D., та інші
Опубліковано: (2017)

Computational dosimetry and post-irradiation studies of the electron beam irradiation-assisted corrosion and stress corrosion cracking of statically strained steel samples in a supercritical water coolant
за авторством: Bakai, O.S., та інші
Опубліковано: (2022)

Physical substantiation of the mechanical sealing systems automatic diagnostics problem of NPP coolant reactor pumps
за авторством: A. V. Nosovskij, та інші
Опубліковано: (2019)

Problems of calculation of heat transfer crisis in fuel assembles of water cooled reactors
за авторством: G. I. Sharaevskij, та інші
Опубліковано: (2018)

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)

CFD modeling of heat transfer under flow of supercritical parameters water in vertical bare tubes
за авторством: N. M. Fialko, та інші
Опубліковано: (2018)

Problems of diagnostical ensuring of water-water energetic reactors&#039; vibroacoustic safety (Rart 2)
за авторством: N. M. Fialko, та інші
Опубліковано: (2016)

Problems of diagnostical ensuring of water-water energetic reactors&#039; vibroacoustic safety (Part I)
за авторством: N. M. Fialko, та інші
Опубліковано: (2015)

Self-sustained regime of nuclear burning wave in U–Pu fast reactor with Pb–Bi coolant
за авторством: Fomin, S.P., та інші
Опубліковано: (2007)

Energy efficiency of cooling systems of thermal stresses the most powerful turbo units with supercritical and supercritical steam parameters of the initial
за авторством: Переверзев, Д. А., та інші
Опубліковано: (2016)

Energy efficiency of cooling systems of thermal stresses the most powerful turbo units with supercritical and supercritical steam parameters of the initial
за авторством: Переверзев, Д. А., та інші
Опубліковано: (2016)

Energy efficiency of cooling systems of thermal stresses the most powerful turbo units with supercritical and supercritical steam parameters of the initial
за авторством: D. A. Pereverzev, та інші
Опубліковано: (2011)

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)

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

Supercritical water convection loop control system
за авторством: Boriskin, V.N., та інші
Опубліковано: (2014)

Study of materials for reactors employing molten fluoride salts or PB-BI coolant using an electron irradiation test facility
за авторством: Azhazha, V.M., та інші
Опубліковано: (2005)

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

Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors
за авторством: Kovetskiy V.M., та інші
Опубліковано: (2006)

Monitoring the flow rate of water in the supercritical convection loop
за авторством: Bakai, A.S., та інші
Опубліковано: (2016)

Dispenser for water sampling from supercritical convection loop
за авторством: Boriskin, V.N., та інші
Опубліковано: (2014)

Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
за авторством: Zuyok, V., та інші
Опубліковано: (2022)