Перегляд за автором "Борисенко, В.И."

Результати 1-16 з 16

Алгоритм, устанавливающий эквивалентность детерминированных многоленточных автоматов

Борисенко, В.И. (Кибернетика и системный анализ, 2015)

Предложен алгоритм определения эквивалентности многоленточных автоматов, представленных в виде графов, основанный на доказанной автором теореме о достаточных условиях эквивалентности. Алгоритм состоит в построении специальной ...
Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5

Борисенко, В.И.; Крушинский, А.Г.; Мукоид, В.П.; Грудев П.; Павлова, М. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2011)

Изложены основные результаты валидации расчетного кода RELAP5 в рамках международного сотрудничества специалистов Украины и Болгарии при реализации стандартной проблемы для ВВЭР-1000 энергоблока № 6 АЭС «Козлодуй». Приведен ...
Выбор консервативных допущений при обосновании ядерной безопасности систем хранения отработанного ядерного топлива

Борисенко, В.И.; Горанчук, В.В.; Пионтковский, Ю.Ф.; Сапон, Н.Н. (Ядерна та радіаційна безпека, 2016)

Представлены описание расчетной модели системы хранения отработанных тепловыделяющих сборок в кодах SCALE и MCNP, а также процедура и результаты выбора консервативных допущений, принятых для обоснования ядерной безопасности ...
Исследование моделей родиевого эмиттера детектора прямого заряда

Борисенко, В.И.; Пионтковский, Ю.Ф.; Горанчук, В.В. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2017)

Представлены результаты численного моделирования в коде MCNP процесса формирования сигнала детектора прямого заряда (ДПЗ), который образуется в результате активации ядер эмиттера детектора под действием нейтронов, генерируемых ...
Исследование режима работы ВВЭР-1000 при отключении последнего питательного турбонасоса с уровня мощности менее 25 % номинальной

Борисенко, В.И.; Горанчук, В.В.; Крушинский, А.Г. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2013)

Рассмотрена работа системы управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000 при отказах в системе питательной воды парогенераторов. В качестве исходного события принят отказ последнего работающего питательного турбонасоса ...
Комментарии к статье В. А. Тарасова, С. А. Чернеженко, А. А. Какаева, С. И. Косенко, О. И. Пантак "Высокотемпературные различия плотностей теплового источника MOX-топлива и диоксидного топлива и обусловленные этим особенности аварии на третьем блоке АЭС "Фукусима-1"

Борисенко, В.И. (Ядерна та радіаційна безпека, 2016)
Обоснование надежности систем отвода остаточного тепловыделения ядерного реактора с позиций безопасности АЭС

Борисенко, В.И.; Ключников, А.А.; Пампуро, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2014)

Рассмотрена методология определения показателей надежности систем отвода тепла (СОТ) ВВЭР- 1000. Анализ надежности СОТ проведен для случая обеспечения непрерывной работы по отводу остаточных тепловыделений в течение ~ 100 ...
Обоснование показателей безопасности АЭС

Борисенко, В.И.; Ключников, А.А.; Пампуро, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2011)

Рассмотрены вопросы количественного определения показателей безопасности реакторных установок (РУ). Таким показателем безопасности в нормативных документах является оцененная частота повреждения активной зоны (ЧПАЗ), ...
Об особенностях формирования сигнала аварийной защиты при реактивностных авариях на ввэр-1000

Борисенко, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2012)

Проведено сравнение результатов моделирования режима ускоренной предупредительной защиты на ВВЭР-1000, полученных за последние годы в ряде научных центров, с результатами экспериментальных измерений. Рассмотрено влияние ...
О некоторых закономерностях последствий аварий на АЭС

Борисенко, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2012)

Рассмотрены основные причины отличий в наблюдаемых и расчетных частотах аварийных событий в сложных технологических системах, в том числе АЭС. Проанализированы упрощения, заложенные в вероятностную модель работы реакторной ...
Определение консервативных параметров модели реактора для исследования переходных режимов работы ВВЭР-1000

Борисенко, В.И.; Горанчук, В.В. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2013)

Рассмотрена расчетная модель реакторной установки ВВЭР-1000 на основе точечной нейтронной кинетики с учетом обратных связей по эффектам реактивности, а также с учетом изменения основных параметров модели от температур и ...
О ядерной безопасности уран-графитовых реакторов

Борисенко, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2016)

Рассматривается история развития в Советском Союзе уран-графитового направления в ядерном реакторостроении, а также изменение параметров ядерной безопасности таких реакторов. Акцент в рассмотрении делается на оценке важных ...
Применение реактиметров для определения нейтронно-физических характеристик активной зоны

Борисенко, В.И.; Сидорук, Н.М.; Сиренко, С.П. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2006)

Приведены результаты экспериментального определения нейтронно-физических характеристик (НФХ) активной зоны реактора ВВЭР-1000, полученные в ходе проведения физических экспериментов после перегрузки топлива в планово-пред ...
Современная методология управления безопасностью АЭС

Пампуро, В.И.; Борисенко, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2010)

В основе современной методологии управления безопасностью АЭС лежит концепция максимальной безопасности при минимуме возможных затрат (МБМЗ) [1, 2]. Реализация этой концепции базируется на основных положениях, изложенных в работе.
Стандартная проблема валидации кода RELAP5 для энергоблока с реактором ВВЭР-440

Борисенко, В.И.; Крушинский, А.Г.; Мукоид, В.П. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2006)

Изложены результаты реализации стандартной проблемы для валидации расчетного кода RELAP5 на базе документальных данных аварии с течью из первого контура во второй на энергоблоке с реактором типа ВВЭР-440. Описаны ...
Что необходимо определять: период или реактивность реактора?

Борисенко, В.И. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2010)

Внедрение современных систем нейтронного контроля на АЭС обеспечивает более надежный контроль параметров безопасности реактора. Несмотря на то, что в соответствии с требованиями нормативных документов современные средства ...

Результати 1-16 з 16

Пошук

Розширений пошук

Перегляд

Вся бібліотека

Перегляд за автором "Борисенко, В.И."

Репозиторій DSpace/Manakin

Перегляд за автором "Борисенко, В.И."

Пошук

Перегляд

Вся бібліотека

Мій обліковий запис