Сортировать по:
| Выпуск | Название | |
| № 4(100) (2019) | Создание экспериментальной установки со свинцовым теплоносителем | Аннотация похожие документы |
| Н. В. Александров, Е. Д. Бланк, А. Д. Каштанов, В. В. Степанов, В. В. Лемехов, Ю. В. Лемехов, А. Н. Мельников | ||
| "... cooled reactors are among the most promising. The advantages of using liquid lead coolants in nuclear ..." | ||
| № 2(114) (2023) | О выборе конструкционного материала для парогенератора реакторной установки с натриевым теплоносителем | Аннотация похожие документы |
| А. С. Кудрявцев | ||
| "... -cooled reactor plant steam generator. After the analysis, it was found that the optimal structural ..." | ||
| № 2(98) (2019) | Исследование коррозионных свойств керамических материалов для пар трения насоса в среде свинец – висмут | Аннотация похожие документы |
| В. В. Степанов, А. Д. Каштанов, С. Ю. Щуцкий, А. Н. Агринский, Н. И. Симонов | ||
| "... of the pump, designed to circulate the coolant lead – bismuth. The circulation of the liquid coolant ..." | ||
| № 4(100) (2019) | Разработка технологии изготовления корпусных конструкций главного циркуляционного насоса РУ БРЕСТ | Аннотация похожие документы |
| Е. Д. Бланк, В. А. Герасимов, М. Г. Шарапов, А. Н. Водовозов, А. Д. Каштанов, С. Ю. Щуцкий, А. Н. Плакидин | ||
| "... One of the important joints of a liquid metal fast reactor is the main circulation pump ..." | ||
| № 2(102) (2020) | Исследование механизмов коррозионного растрескивания под напряжением облученных аустенитных хромоникелевых сталей, используемых для внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР и PWR | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Н. Е. Пирогова, А. А. Сорокин, В. И. Кохонов | ||
| "... in the water environment simulating a coolant of the first circuit of WWER reactors at temperatures of 290–315 ..." | ||
| № 4(96) (2018) | Основные принципы расчета прочности и ресурса оборудования реакторов на быстрых нейтронах типа БН с учетом деградации свойств материалов | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, А. Г. Гуленко, А. А. Бучатский, А. А. Сорокин, О. Ю. Виленский, Б. А. Васильев | ||
| "... for justification of lifetime prolongation of BN-600 fast reactor (FR) and for justification of design lifetime ..." | ||
| № 4(116) (2023) | Исследование сопротивления коррозионному растрескиванию под напряжением облученной ферритно-мартенситной нержавеющей стали 07Х12НМФБ в сверхкритической водной среде. Часть 2. Разработка методики идентификации коррозионных трещин и анализ результатов автоклавных испытаний | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Н. Е. Пирогова, А. А. Сорокин, В. И. Кохонов, А. В. Дуб, И. А. Сафонов | ||
| "... was chosen as a candidate material for the internals of supercritical water-cooled reactors (SWCR ..." | ||
| № 3(95) (2018) | Деградация материалов оболочек твэлов на основе циркония в условиях эксплуатации реакторов типа ВВЭР | Аннотация похожие документы |
| Б. А. Гурович, А. С. Фролов, Е. А. Кулешова, Д. А. Мальцев, Д. В. Сафонов, В. Н. Кочкин, Е. В. Алексеева, Н. В. Степанов | ||
| "... claddings of fuels in water cooled reactors // J. Nucl. Sci. Technol. – 2006. – V. 43, N 9. – P. 991–997 ..." | ||
| № 3(103) (2020) | Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 3. Микроструктура и фазовый состав | Аннотация похожие документы |
| Е. А. Кулешова, С. В. Федотова, Б. А. Гурович, А. С. Фролов, Д. А. Мальцев, Б. З. Марголин, А. И. Минкин, А. А. Сорокин | ||
| "... находилась в непосредственном контакте с теплоносителем перво- го контура с температурой от 270°С на входе в ..." | ||
| № 1(93) (2018) | Математическая модель радиационного формоизменения сборок активной зоны реакторов типа БН и ее реализация в ПК ANSYS | Аннотация похожие документы |
| А. В. Рябцов, О. Ю. Виленский | ||
| "... One of main operability criteria for fuel subassemblies (FSAs) in fast sodium reactor cores, i ..." | ||
| № 3(103) (2020) | Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 1. Программа исследований и вырезка трепанов из ВКУ | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, А. Я. Варовин, А. И. Минкин, Д. А. Гурин, В. А. Глухов | ||
| "... of the WWER-440 reactor of the Novovoronezh NPP Unit 3 decommissioned after 45 years of operation ..." | ||
| № 2(98) (2019) | Методические особенности исследования кинетики роста коротких и длинных усталостных трещин в облученных реакторных материалах на малоразмерных образцах. Часть 1. Постановка задачи. Исследование влияния остроты исходного надреза на кинетические диаграммы роста усталостных трещин в образцах | Аннотация похожие документы |
| В. И. Смирнов, А. И. Минкин, Б. З. Марголин, В. И. Кохонов | ||
| "... натриевым теплоносителем. – М.-СПб., 2011. – 121 с. 9. K e l e g e mu r M. H., C h a k i T. K. The ..." | ||
| № 3(87) (2016) | Расчетный анализ и оценка последствий падения контейнера с теплообменником на надреакторное перекрытие РУ БН-1200 | Аннотация похожие документы |
| О. Ю. Виленский, Д. А. Лапшин, М. Г. Малыгин | ||
| "... with a steam generator onto a platform of the rotating reactor roof have been presented. The results ..." | ||
| № 2(114) (2023) | Оценка влияния гомогенизационного отжига на критическую температуру хрупкости кованых заготовок из стали марки 15Х2МФА-А | Аннотация похожие документы |
| М. И. Оленин, О. Н. Романов, С. В. Бушуев, А. Д. Каштанов, С. Ю. Афанасьев, Б. И. Бережко, С. А. Шахкян, Ж. Э. Апинов | ||
| "... MFA-A vessel reactor steel has been studied. The criterion for calculating the duration ..." | ||
| № 4(104) (2020) | Исследование металла патрубков корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации | Аннотация похожие документы |
| Д. Ю. Ерак, К. И. Медведев, А. А. Чернобаева, Д. A. Журко, А. Д. Ерак, С. А. Бубякин, А. П. Бандура | ||
| "... samples cut out from the nozzles and the cylindrical shell at the nozzles zone of the VVER-440 reactor ..." | ||
| № 4(112) (2022) | Эксплуатационный контроль состояния металла корпусов растворных реакторов в НИЦ «Курчатовский институт» | Аннотация похожие документы |
| Т. В. Бойкова, Ю. О. Кочнов, С. В. Мясников, Н. В. Петрунин, С. С. Терашкевич | ||
| "... of the Argus reactor pressure vessel with fuel in the form of an aqueous solution of uranyl sulfate ..." | ||
| № 2(98) (2019) | Model of corrosion cracking of irradiated austenitic steels. Part 1. Analysis of damage mechanisms and formulation of the defining equations | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, А. А. Сорокин, Н. Е. Пирогова, В. А. Потапова, Aki Toivonen, Faiza Sefta, Cédric Pokor | ||
| "... напряжением (КРН) облученных аустенитных сталей в среде теплоносителя I контура легководных реакторов типа PWR ..." | ||
| № 2(102) (2020) | Оценка сопротивления коррозионному растрескиванию облученных аустенитных хромоникелевых сталей по результатам испытаний миниатюрных образцов на ударный изгиб | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Н. Е. Пирогова, А. А. Сорокин, А. М. Морозов | ||
| "... and WWER reactors, and the other is typical for the active zone of fast core reactors. The relationship ..." | ||
| № 4(100) (2019) | Сравнительный анализ и верификация инженерных методов учета эффекта коротких трещин при прогнозировании вязкости разрушения материалов корпусов атомных реакторов | Аннотация похожие документы |
| В. И. Костылев, Б. З. Марголин | ||
| "... of these two engineering methods were carried out on the materials of the VVER and PWR nuclear reactor vessels ..." | ||
| № 2(110) (2022) | Влияние макроструктуры и фазового состава на эксплуатационные характеристики сварных швов корпусов реакторов типа ВВЭР | Аннотация похожие документы |
| Д. А. Мальцев, Е. А. Кулешова, С. В. Федотова, В. В. Василенко, С. А. Бубякин | ||
| "... The influence of the grain structure and phase composition of welded seams of WWER-type reactors ..." | ||
| № 4(112) (2022) | Влияние сенсибилизации на служебные свойства металла сварных соединений аустенитных трубопроводов в условиях эксплуатации РУ РБМК 1000 | Аннотация похожие документы |
| Н. В. Васильев, Ю. В. Степанов, М. И. Зуева, П. И. Боркин, Е. А. Иваненко, В. А. Петров | ||
| № 4(112) (2022) | Радиационно-индуцированная структура аустенитных сталей с различным содержанием никеля под действием нейтронного облучения в реакторах СМ-3 и БОР-60 | Аннотация похожие документы |
| Е. А. Кулешова, С. В. Федотова, Д. А. Мальцев, А. С. Фролов, Д. В. Сафонов, Н. В. Степанов, Г. М. Жучков, Б. З. Марголин, А. А. Сорокин | ||
| "... of 10, 20 and 25 wt.%, irradiated sequentially in the SM-3 and BOR-60 reactors, as well as to higher ..." | ||
| № 4(108) (2021) | Исследование металла необлучаемого сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 после эксплуатации в течение 45 лет | Аннотация похожие документы |
| Д. Ю. Ерак, А. А. Чернобаева, К. И. Медведев, Д. А. Журко, В. Н. Кочкин, М. А. Скундин, С. А. Бубякин, Н. В. Паль, А. А. Решетников | ||
| "... composition of metal samples cut from a non-irradiated weld seam of a WWER-440 reactor vessel after 45 years ..." | ||
| № 2(110) (2022) | Исследование структуры и свойств металла сварного соединения корпуса атомного реактора из Cr–Mo–V стали в процессе изготовления и эксплуатации | Аннотация похожие документы |
| М. Н. Тимофеев, С. Н. Галяткин | ||
| "... of the welded joints of steel 15Cr2МoVА-А mod. A during post weld heat treatment (PWHT) at the reactor pressure ..." | ||
| № 4(116) (2023) | Прогнозирование радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при продлении ресурса до 60 лет и более | Аннотация похожие документы |
| Д. Ю. Ерак, В. Б. Папина, Д. А. Журко | ||
| "... accelerated irradiation in the IR-8 research reactor from states characterized by different starting level ..." | ||
| № 1(105) (2021) | Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 4. Характеристики прочности и пластичности и механизмы разрушения | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, В. А. Швецова, А. А. Сорокин, А. И. Минкин, Н. Е. Пирогова | ||
| "... reactor. On the basis of the tests of standard cylindrical specimens the strengthand the plasticity ..." | ||
| № 2(114) (2023) | Дозовые зависимости для материалов корпусов реакторов ВВЭР и их опорных конструкций | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Ю. В. Юрченко | ||
| № 3(103) (2020) | Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 2. Расчетно-экспериментальное определение флюенса быстрых нейтронов и повреждающей дозы | Аннотация похожие документы |
| Н. Е. Пирогова, А. Д. Джаландинов, Б. З. Марголин, Р. В. Деркач, А. И. Минкин | ||
| "... D Code KATRIN For Fast Neutron Fluence Calculation of VVER-1000 Reactor Pressure Vessel by Ex ..." | ||
| № 1(105) (2021) | Оценка прочности и прогноз ресурса захватов штанг СУЗ реактора ВВЭР-440. Часть 1. Исследование охрупчивания стали 14Х17Н2 в условиях нейтронного облучения | Аннотация похожие документы |
| А. И. Минкин, Б. З. Марголин, В. Н. Фоменко, Л. А. Беляева, Н. Е. Пирогова | ||
| "... . The investiga- tion is carried on the metal of control rods couplings of WWER-440 reactor of Unit 3 ..." | ||
| № 1(105) (2021) | Оценка прочности и прогноз ресурса захватов штанг СУЗ реактора ВВЭР-440. Часть 2. Оценка прочности и обоснование сроков проведения мониторинга деградации металла захвата | Аннотация похожие документы |
| А. И. Минкин, Б. З. Марголин, В. Г. Федосов | ||
| "... The structural integrity of the control rods couplings of the WWER-440 reactor is analyzed ..." | ||
| № 1(105) (2021) | Оценка прочности и прогноз ресурса захватов штанг СУЗ реактора ВВЭР-440. Часть 3. Оптимизация восстановительного режима послерадиационного отжига захватов штанг СУЗ | Аннотация похожие документы |
| А. И. Минкин, Б. З. Марголин, Л. А. Беляева, Н. Е. Пирогова, А. М. Шумко, С. Н. Петров | ||
| "... mechanisms and neutron flux effect as applied to reactor pres- sure vessel materials of WWER / E. V. Y u r c ..." | ||
| № 4(100) (2019) | Методические особенности исследования кинетики роста коротких и длинных усталостных трещин в облученных реакторных материалах на малоразмерных образцах. Часть 2. Разработка и апробация методики построения полных кинетических диаграмм роста усталостных трещин | Аннотация похожие документы |
| В. И. Смирнов, А. И. Минкин, Б. З. Марголин, С. М. Балакин | ||
| "... OF SHORT AND LONG FATIGUE CRACKS GROWTH FOR IRRADIATED REACTOR MATERIALS. Part 2. Сonstruction of ..." | ||
| № 2(122) (2025) | Прогнозирование параметров трещиностойкости металла разнородных сварных соединений трубопроводов Ду800 ГЦТ и ГЦН РУ ВВЭР-1000 для обоснования применимости концепции «течь перед разрушением» | Аннотация похожие документы |
| Н. В. Васильев, М. Н. Тимофеев, А. С. Шалыгин, И. А. Хомич, В. А. Петров, Д. В. Гуцев, В. В. Шитов | ||
| "... ” concept application at lifetime extension of the main circulation pipelines of VVER-1000 reactor to 60 ..." | ||
| № 1(105) (2021) | Исследование коррозионно-стойких наплавок оборудования АЭУ, выполненных ленточным электродом дуговым и электрошлаковым способами | Аннотация похожие документы |
| М. Н. Тимофеев, И. А. Морозовская, С. Н. Галяткин, Н. И. Затоковенко, Е. И. Куценко, Н. А. Лозовицкий | ||
| "... энергетических установок с водным теплоносителем // Вопросы материаловедения. – 2007. – № 2 (42). – С. 129–143 ..." | ||
| № 4(108) (2021) | Исследование микроструктуры основного металла и металла сварного шва стали 08Х18Н10Т после низкотемпературного облучения в реакторе БОР-60 в интервале повреждающих доз от 40 до 100 смещений на атом | Аннотация похожие документы |
| В. С. Неустроев, Д. Е. Маркелов, А. В. Обухов, Б. З. Марголин, Н. Е. Пирогова | ||
| "... irradiated in the BOR-60 reactor at temperatures from 330 to 350°C to doses of 43 dpa (BM) and 40 dpa (WM ..." | ||
| № 2(94) (2018) | Особенности радиационного охрупчивания материалов опорных конструкций корпусов реакторов типа ВВЭР. Часть 2. Анализ выполненных исследований | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Е. В. Юрченко, В. И. Костылев, А. М. Морозов, А. Я. Варовин, С. В. Рогожкин, А. А. Никитин | ||
| "... e l L. E., H a w t ho r n e J. R. Neutrone-induced changes in notch ductility of reactor pressure ..." | ||
| № 2(98) (2019) | Модель коррозионного растрескивания облученных аустенитных сталей. Часть 2. Определение параметров модели и ее верификация | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, А. А. Сорокин, Н. Е. Пирогова, В. А. Потапова, Aki Toivonen, Faiza Sefta, Cédric Pokor | ||
| "... сталей в среде теплоносителя перво- го контура реакторов типа ВВЭР и PWR. Было показано, что КРН ..." | ||
| № 2(94) (2018) | Циркониевые сплавы с пониженной температурой плавления | Аннотация похожие документы |
| А. М. Савченко, Ю. В. Коновалов, А. В. Лаушкин, Г. В. Кулаков | ||
| "... ). As applied to PWR and BWR reactors, they have some advantages compared to conventional uranium dioxide fuel ..." | ||
| № 3(99) (2019) | Взаимосвязь коррозионных повреждений с неметаллическими включениями в элементах трубных металлоконструкций АЭС | Аннотация похожие документы |
| А. С. Митрофанов, Е. А. Крайнюк, С. В. Гоженко, В. Н. Воеводин, Р. Л. Василенко | ||
| "... . Поваров В. П., Бакиров М. Б. Анализ причин повреждения узла приварки горячего кол- лектора теплоносителя ..." | ||
| № 2(102) (2020) | Методика оценки прочности границ зерен аустенитных сталей по результатам испытаний миниатюрных образцов на ударный изгиб | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, А. М. Морозов, Н. Е. Пирогова, М. Н. Григорьев | ||
| "... теплоносителя первого контура реакторов PWR и ВВЭР, является ослабление границ зерен гелием [11–13 ..." | ||
| № 3(99) (2019) | Эволюция структурно-фазового состояния оболочек твэлов из сплава Э110 под действием повышенных температур и напряжений | Аннотация похожие документы |
| Б. А. Гурович, А. С. Фролов, Е. А. Кулешова, Д. А. Мальцев, Д. В. Сафонов, В. Н. Кочкин, А. А. Решетников | ||
| "... corrosion behavior of e110 and e635 claddings of fuels in water cooled reactors // J. Nucl. Sci. Technol ..." | ||
| № 2(94) (2018) | Особенности радиационного охрупчивания материалов опорных конструкций корпусов реакторов типа ВВЭР. Часть 1. Экспериментальные исследования | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Е. В. Юрченко, В. И. Костылев, А. М. Морозов, А. Я. Варовин, С. В. Рогожкин, А. А. Никитин | ||
| "... с водным теплоносителем с использованием проточных ампул, что гарантировало постоянную температуру ..." | ||
| № 3(95) (2018) | Модифицированные циркониевые сплавы как материал оболочки дисперсионных тепловыделяющих элементов | Аннотация похожие документы |
| Г. В. Кулаков, Ю. В. Коновалов, А. А. Косауров, М. М. Перегуд, В. Ю. Шишин, А. А. Шельдяков | ||
| "... Institute and were irradiated at MIR reactor (SC RIAR, Dimitrovgrad). The results from the PIE performed ..." | ||
| № 4(100) (2019) | Расчет температурных режимов плазменной распылительной ячейки для дезактивации конструкционных элементов ядерных энергетических установок | Аннотация похожие документы |
| А. С. Петровская, С. В. Суров, А. Ю. Кладков, А. Б. Цыганов | ||
| "... and scheduled repairs of nuclear reactors, so it is possible to extract the necessary isotope concentrate ..." | ||
| № 3(87) (2016) | К вопросу о моделировании теплового старения посредством нейтронного облучения и отжига | Аннотация похожие документы |
| Б. З. Марголин, Е. В. Юрченко, В. А. Потапова | ||
| "... of thermal ageing on the embrittlement of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. – 2014 ..." | ||
| № 3(87) (2016) | Рефераты публикуемых статей | Аннотация похожие документы |
| статья Редакционная | ||
| "... the rotating reactor roof in the BN-1200. V i l en sk y O. Yu., L a p s h i n D. A., M a l yg u i n ..." | ||
| № 4(104) (2020) | Влияние состава титановых α-сплавов на теплопроводность | Аннотация похожие документы |
| И. А. Счастливая, В. П. Леонов, И. В. Третьяков, А. Ю. Аскинази | ||
| "... of Reactor Materials and effect of Radiation Damage, Berkeley, Glos., Butterworths Publications ..." | ||
| № 3(95) (2018) | Специфические особенности стекол, применяемых для высокоскоростного микрометаллургического процесса литья микропроводов | Аннотация похожие документы |
| О. В. Васильева, Т. С. Виноградова, А. В. Парчуков, Б. В. Фармаковский | ||
| "... (например, на основе свинца, галлия, теллура, олова, индия и др.) в со- став стекла вводится PbO ..." | ||
| № 4(100) (2019) | Перечень статей, опубликованных в научно-техническом журнале «Вопросы материаловедения» в 2019 году | Аннотация похожие документы |
| Статья Редакционная | ||
| "... . В., Мель- ников А. Н. Создание экспериментальной установки со свинцовым теплоносителем ..." | ||
| № 2(98) (2019) | Композиционный сплав на основе системы Сo–Cr–Si–Zr–TiB2–BN для получения композитных порошков и функциональных покрытий на их основе | Аннотация похожие документы |
| А. Н. Скворцова, Т. И. Бобкова, Б. В. Фармаковский, В. Н. Климов, А. И. Дмитрюк | ||
| "... properties of fast-cooled aluminum-based powder alloys”, Moscow, 2007. 11. G u tk in M . Yu , O v idk o ..." | ||
| 1 - 50 из 62 результатов | 1 2 > >> | |
Советы по поиску:
- Поиск ведется с учетом регистра (строчные и прописные буквы различаются)
- Служебные слова (предлоги, союзы и т.п.) игнорируются
- По умолчанию отображаются статьи, содержащие хотя бы одно слово из запроса (то есть предполагается условие OR)
- Чтобы гарантировать, что слово содержится в статье, предварите его знаком +; например, +журнал +мембрана органелла рибосома
- Для поиска статей, содержащих все слова из запроса, объединяйте их с помощью AND; например, клетка AND органелла
- Исключайте слово при помощи знака - (дефис) или NOT; например. клетка -стволовая или клетка NOT стволовая
- Для поиска точной фразы используйте кавычки; например, "бесплатные издания". Совет: используйте кавычки для поиска последовательности иероглифов; например, "中国"
- Используйте круглые скобки для создания сложных запросов; например, архив ((журнал AND конференция) NOT диссертация)
