ЗМІСТ

Титульные страницы и содержание

Воробьев Ю.Ю., Перепелица М.Л., Свердлов В.В.
Анализ тяжелой аварии в бассейне выдержки отработавшего топлива для энергоблока ВВЭР-1000 при помощи расчетного кода MELCOR 1.8.5

Демехин В.Л., Илькович В.В., Буканов В.Н.
Методика определения сроков выгрузки контейнерных сборок дополнительной программы образцов-свидетелей металла корпуса ВВЭР?1000

Скалозубов В.И., Барбашев С.В.
Метод идентификации перечней исходных событий тяжелых аварий основанный на анализе причин аварии на АЭС «Фукусима-1»

Ромашов Ю.В.
Оценка показателей долговечности теплообменных труб парогенераторов АЭС с ВВЭР на основе континуальной модели коррозионного растрескивания

Джамшид Гараханлу, Казачков И.В.
Математическое моделирование потенциально опасных ядерных объектов со сдвиговыми аргументами

Али Калван, Казачков И.В.
Моделирование процесса охлаждения расплава кориума погруженными в него легкоплавкими блоками

Дудка Е.А., Ковбасенко Ю.П., Белодед Е.И.
Использование аксиального профиля распределения выгорания при анализе ядерной безопасности систем хранения отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР в Украине

Миколайчук О.А., Кондратьєв С.М.
Методичні аспекти системного аналізу захоронення радіоактивних відходів на майданчику «Вектор» у Чорнобильській зоні відчуження

Токаревский В.В.
Стратегия извлечения топливосодержащих материалов из объекта «Укрытие»

Турбаевский В.В.
Использование веб-интерфейсов в дозиметрии на АЭС

Калько Е.В., Дыбач А.М., Севбо А.Е., Кудла Е.П.
Концепция оперативного вероятностного анализа безопасности

Малиновская Ю.Г., Есипенко Ю.В., Ведь О.А.
Проблемы терминологии в контексте технического перевода в сфере использования атомной энергии

Чернов А.П., Токаревський В.В.
Коментар до статті С. В. Бєгуна та С. В. Широкова «Реактори що базуються на технології CANDU»

Бєгун С.В., Широков С.В.
Відповідь на коментар А.П. Чернова та В.В. Токаревського щодо статті «Реактори що базуються на технології CANDU»