Простийпошук |
Розширенийпошук |
Покажчики
|
Професійний пошук |
Рубрикатор НБУВ |
Розподілений пошук |
Бази даних
Наукова періодика України - результати пошуку
Книжкові видання та компакт-дискиЖурнали та продовжувані виданняАвтореферати дисертаційРеферативна база данихНаукова періодика УкраїниТематичний навігаторАвторитетний файл імен осіб
 |
Для швидкої роботи та реалізації всіх функціональних можливостей пошукової системи використовуйте браузер "Mozilla Firefox" |
|
|
Повнотекстовий пошук
| Знайдено в інших БД: | Реферативна база даних (14) |
Список видань за алфавітом назв: Авторський покажчик Покажчик назв публікацій  |
Пошуковий запит: (<.>A=Skalozubov V$<.>) | |||
|
Загальна кількість знайдених документів : 16 Представлено документи з 1 до 16 |
|||
| 1. | 
Klyuchnykov О. О. On the necessity to enhance general safety requirements for nuclear power plants [Електронний ресурс] / О. О. Klyuchnykov, V. I. Skalozubov, Т. V. Gablaya, V. N. Vascshenko, I. L. Kozlov, Т. V. Gerasimenko, A. A. Hudyma, K. V. Skalozubov // Ядерна енергетика та довкілля. - 2014. - № 2. - С. 19-21. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/jaed_2014_2_5 | ||
| 2. | 
Skalozubov V. Water hammers in transonic modes of steamliquid flows in NPP equipment [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, N. Bilous, D. Pirkovskiy, I. Kozlov, Yu. Komarov, O. Chulkin // Ядерна та радіаційна безпека. - 2019. - Вип. 2. - С. 43-46. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/ydpb_2019_2_11 | ||
| 3. |
Skalozubov V. Analysis of ReliabilityCritical Hydraulic Impact Conditions at WWER1000 NPP Active Safety Systems [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, I. Kozlov, O. Chulkin, Yu. Komarov, O. Piontkovskyi // Ядерна та радіаційна безпека. - 2019. - Вип. 1. - С. 42-45. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/ydpb_2019_1_9 | ||
| 4. | 
Alali M. Сonditions for the appearance of hydraulic shock in solar installation systems [Електронний ресурс] / M. Alali, V. Skalozubov, O. Chulkin, T. Gablaiya // Праці Одеського політехнічного університету. - 2018. - Вип. 3. - С. 48-53. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2018_3_7 Гідроудари в системах сонячних установок можуть суттєво впливати на їх надійність. Наведено метод визначення умов виникнення і наслідків гідроударів в системах сонячних установок, викликаних аперіодичною гідродинамічною нестійкістю внаслідок інерційності напірно-витратної характеристики насосів. Визначено критерії умов виникнення гідроударів у типових схемах систем сонячних установок під час запуску насосів залежно від часу "запізнювання" реакції напірно-витратної характеристики і часу досягнення встановленої стану теплоносія. Одержано рішення для максимальної амплітуди тиску за гідроударів, яке на відміну від відомої формули Н. Є. Жуковського враховує конструкційно-технічні характеристики гідравлічної схеми систем сонячних установок, інерційність напірно-витратної характеристики насосів, перехід кінетичної енергії гальмування теплоносія у енергію імпульсу тиску гідроудару. Виникнення гідродинамічних ударів є наслідком аперіодичної і коливальної гідродинамічної нестійкості в системах сонячних установок. Аперіодична гідродинамічна нестійкість може виникнути в перехідних режимах (наприклад, пуску насоса). Коливальна гідродинамічна нестійкість може виникнути в робочих режимах. В обох випадках виникнення гідродинамічної нестійкості викликано інерційністю напірно-витратної характеристики насосів. Під інерційністю напірно-витратної характеристики насосів мається на увазі запізнення в часі реакції напірно-витратної характеристики насосів на зміну гідродинамічних параметрів потоку. Одержані результати можуть бути використані під час проектування насосів систем сонячних батарей для усунення причин і наслідків гідроударів на працездатність і надійність. | ||
| 5. |
Skalozubov V. Water hammers into pipeline systems because of oscillatory instability [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, M. Alali, N. Bilous, T. Gablaya, V. Kochneva, D. Pirkovsky, O. Chulkin // Праці Одеського політехнічного університету. - 2019. - Вип. 1. - С. 84-89. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2019_1_12 Наведено аналіз відомих досліджень в області визначення причин та умов виникнення гідроударів у трубопровідних системах (ТПС) різних енергоустановок. Виникнення гідродинамічних ударів (ГДУ) супроводжується імпульсним високоамплітудним динамічним впливом на енергетичне обладнання та елементи ТПС. За ГДУ відбувається перехід кінетичної енергії гальмування потоку в енергію імпульсу тиску ГДУ. ГДУ можуть істотно впливати на надійність і працездатність енергетичного обладнання і елементів трубопровідних систем. Встановлено, що найменш вивченими причинами та умовами виникнення гідроударів у ТПС енергоустановок є ефекти коливальної гідродинамічної нестійкості. Розглянуто метод визначення умов виникнення гідроударів у замкнених контурах примусової циркуляції енергетичних систем. Метод заснований на умовах виникнення коливальної гідродинамічної нестійкості внаслідок інерційності напірно-витратної характеристики насосів. Інерційність визначається "запізненням" у часі реакції напірно-витратної характеристики насосу на зміну гідродинамічних параметрів потоку. Наведено верифікацію розглянутого методу визначення умов виникнення ГДУ на прикладі відомих результатів експериментальних досліджень. Для верифікації розглянутого методу використано експериментальні дані професора О. В. Королева, отримані на замкненому циркуляційному експериментальному стенді з поршневими насосами. Узгодження розрахунків та експериментів є цілком задовільним. Із узгодження розрахункових обгрунтувань і експериментальних даних виняток становить тільки один режим, який також не корелює з іншими експериментальними даними. | ||
| 6. | 
Skalozubov V. I. Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000 [Електронний ресурс] / V. I. Skalozubov, I. L. Kozlov, Yu. A. Komarov, O. A. Chulkin, O. I. Piontkovskyi // Ядерна фізика та енергетика. - 2019. - Т. 20, № 2. - С. 159-163. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/yadf_2019_20_2_8 Надано аналіз відомих результатів моделювання максимальної проектної аварії (МПА) кодом RELAP5/V3.2 при диверсифікації паливних збірок Westinghouse (WFA) в реакторах типу ВВЕР-1000. Відповідно до відомих результатів розрахункового моделювання МПА кодом RELAP5/V3.2 за максимально допустимої температури води в теплообміннику системи аварійного охолодження ВВЕР (90 <^>o | ||
| 7. | 
Skalozubov V. Analysis of experience, safety and prospects of diversification of nuclear fuel at nuclear power plants [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, S. Melnik, O. Pantak, V. Gryb, V. Spinov, Yu. Komarov // Технологический аудит и резервы производства. - 2019. - № 4(1). - С. 26–33. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Tatrv_2019_4(1)__6 | ||
| 8. |
Skalozubov V. Qualification of the afterheat removal passive system from the reactor to manage blackout accidents [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, V. Spinov, D. Spinov, T. Gablaya, V. Kochnyeva, K. Skalozubov // Праці Одеського політехнічного університету. - 2019. - Вип. 3. - С. 19-24. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2019_3_5 Критеріями та умовами кваліфікації працездатності та надійності запропонованої системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням (ПТЗ) є критерії умови ядерної безпеки по максимально допустимим температурам ядерного палива та оболонок тепловиділяючих елементів; за напорам тиску та витратою теплоносія аварійним насосом із пароприводом і габаритними обмеженнями пасивної системи відводу тепла природною циркуляцією. Розроблено консервативну теплогідродинамічну модель кваліфікації системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями з ПТЗ. У результаті розрахункового моделювання, за запропонованою консервативною моделлю встановлено, що проектна стратегія управління аварією з ПТЗ не забезпечує умови ядерної безпеки. Модернізована стратегія управління аварією системою пасивного відведення тепла від реактора забезпечує умови ядерної безпеки за досить консервативних припущень. Відповідно до експериментальних даних О. В. Корольова, працездатність аварійного насоса з пароприводом забезпечена за тиску в реакторі більше 0,3 МПа. За менших тисків, функції безпеки по охолодженню активної зони та підтримки рівня теплоносія в реакторі, забезпечуються кваліфікованою підсистемою пасивного відведення тепла природною циркуляцією. Отримані результати можна використовувати для модернізації ядерних енергетичних установок із метою підвищення ефективності управління аваріями з ПТЗ, а також для вдосконалення симптомно-орієнтованих аварійних інструкцій і керівництв з управління важкими аваріями з пошкодженням ядерного палива. Заропоновану систему управління аваріями з ПТЗ можна доповнити пасивними системами безпеки з відводом пари через парогенератори ядерних енергоустановок із ректорами типа ВВЕР. Запропонована пасивна система є ефективною лише для аварій із ПТЗ і великими течами реакторного контуру (в том числі і для максимальної проектної аварії з розривом реакторного контуру). Наведені результати використовуються в учбовому процесі для підготовки, перепідготовки та підвищення кваліфікації фахівців ядерної енергетики України. | ||
| 9. |
Skalozubov V. Substantiation of strategies for the management of blackout accident at Nuclear Power Plants with WWER-type reactors [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, V. Spinov, D. Spinov, Т. Gablaya, V. Kochnyeva, Yu. Komarov // Праці Одеського політехнічного університету. - 2019. - Вип. 3. - С. 44-51. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2019_3_8 Розроблено консервативну теплогідродинамічну модель аварії на ядерній енергоустановці з реакторами типа ВВЕР для проектної та модернізованої стратегії управління аваріями (СУА) з повним тривалим знеструмленням (ПТЗ). Проектна СУА з ПТЗ заснована на пасивних системах безпеки (які не потребують енергопостачання): система компенсації тиску та рівня теплоносія в реакторі, а також система пароскидальних пристроїв другого контуру. Модернізована СУА з ПТЗ заснована на додатковому застосуванні перспективних пасивних систем безпеки: система аварійного живильного насоса з пароприводом від парогенератора та система пасивного відводу тепла природною циркуляцією через парогенератор. Проведено розрахункове моделювання для двох СУА з ПТЗ: проектної, що здійснюється пасивними системами безпеки компенсатора тиску та пароскидальних пристроїв другого контуру, та модернізованої, що здійснюється пасивними системами безпеки компенсатора тиску, пароскидальних пристроїв, аварійного живильного насоса з пароприводом від парогенератора та пасивного відводу тепла від активної зони реактора через парогенератор. У результаті розрахункового аналізу на базі розробленої консервативної теплогідродинамічної моделі встановлено, що проектна СУА з ПТЗ не забезпечує успішного виконання функцій безпеки щодо відведення залишкових тепловиділень від активної зони реактора та підтримки необхідного рівня живильної води в парогенераторах. Умови безпеки щодо максимальної температури оболонок тепловиділяючих елементів і максимально припустимого рівня живильної води в парогенераторі порушені за проектної СУА з ПТЗ. Модернізована СУА з ПТЗ забезпечує успішне виконання функцій та умов безпеки. Результати моделювання аварії з ПТЗ можуть бути використані для вдосконалення СУА в експлуатаційній документації з управлінню аваріями та симптомно-орієнтованих аварійних інструкціях для ядерних енергоустановок із реакторами типу ВВЕР. | ||
| 10. | 
Denysova A. E. Analysis of modern approaches to improve the efficiency of blackout accident management at nuclear power plants [Електронний ресурс] / A. E. Denysova, V. I. Skalozubov, V. M. Spinov, D. V. Spinov, D. S. Pirkovskiy, T. V. Gablaya // Холодильна техніка та технологія. - 2019. - Т. 55, вип. 4. - С. 227-234. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/htit_2019_55_4_7 | ||
| 11. |
Skalozubov V. Qualification of the pressure compensator system for the management of accidents with complete loss of long power supply from VVER power plant [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, V. Spinov, D. Pirkovskiy, T. Gablaya, R. Rafalskyi // Праці Одеського політехнічного університету. - 2019. - Вип. 2. - С. 60-68. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2019_2_9 Для розробки ефективних стратегій управління аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на ядерних енергоустановках необхідна кваліфікація діючих і перспективних пасивних систем безпеки, які не потребують електропостачання. Одним із підходів вирішення цієї проблеми є кваліфікація системи компенсатора тиску (СКТ) на умови аварій із повною втратою тривалого електропостачання. Наведено оригінальний метод кваліфікації СКТ на умови аварій з повною тривалою втратою електропостачання з урахуванням суттєвої динаміки теплогідравлічних процесів у реакторі. В результаті розрахункового моделювання за розробленим методом кваліфікації СКТ для умов аварії з повною тривалою втратою електропостачання встановлено, що ефективна дія СКТ із підтримки необхідного рівня теплоносія в реакторі здійснюється до 900 с із початку аварійного процесу. На 2000 секунді з моменту початку аварійного процесу тиск у компенсаторі тиску (КТ) збільшується до максимально припустимих значень і відбувається автоматичне відкриття запобіжних клапанів імпульсно-запобіжного пристрою КТ. В межах розробленого методу визначено критерії, умови та наслідки виникнення гідродинамічних ударів (ГДУ) внаслідок переповнення теплоносієм КТ, трансзвукових режимів плинності двофазного потоку в проточній частині запобіжних клапанів КТ і неприпустимо прискореного закриття запобіжних клапанів у разі зниження тиску в паровому обсязі КТ менше максимально допустимих значень. Отримані критерії, умови та наслідки ГДУ в СКТ добре узгоджуються з відомими експериментальними даними. В результаті проведеного розрахункового аналізу встановлено, що в процесі аварії з повною втратою тривалого електропостачання можливе виникнення ГДУ внаслідок переповнення теплоносієм обсягу КТ у разі відкриття запобіжних клапанів і трансзвукових режимів плинності двофазного потоку в проточній частині відкритих запобіжних клапанів. Ефективним заходом запобігання ГДУ у системі компенсатора тиску є збільшення гідродинамічного опору у верхній частині КТ шляхом установки дистанційних решіток. Необхідна кваліфікація альтернативних пасивних систем безпеки, що забезпечують ефективне управління аваріями з повною втратою тривалого електропостачання з 900 с початку аварійного процесу. | ||
| 12. |
Skalozubov V. Modernized Loss of Coolant & Blackout Accident Management Strategy at Nuclear Power Plants with WWER [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, V. Spinov, D. Spinov, Т. Gablaya, V. Kochnyeva, Yu. Komarov // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 1. - С. 53-60. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_1_8 | ||
| 13. |
Skalozubov V. Alternative Method of Strength Analysis for Heat Power Equipment under Cyclic Loads [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, D. Pirkovsky, M. Alali, R. Algerby // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 1. - С. 96-102. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_1_12 Проведений аналіз виявив надлишковий консерватизм вимог Технологічних регламентів безпечної експлуатації ВВЕР щодо максимально допустимої кількості циклів навантаження на теплоенергетичне обладнання класу безпеки В і С. Необхідність перегляду вимог до максимально допустимої кількості циклів навантаження визначається в основному тим, що різне обладнання може мати різні конструкційно-міцнісні характеристики, а в ідентичних перехідних та аварійних режимах може нести різні циклічні навантаження. Наведено альтернативний консервативний метод аналізу умов міцності за циклічних навантажень, який враховує в загальному випадку різницю конструкційно-міцнісних характеристик теплоенергетичного обладнання систем, важливих для безпеки, а також різницю циклічних навантажень на різне обладнання/елементи обладнання в ідентичних перехідних та аварійних режимах. На базі наведеного метода проведено аналіз умов міцності на циклічні навантаження в перехідних та аварійних режимах зварних з'єднань колекторів (критичні для міцності елементи) на корпусах парогенераторів 1-го енергоблоку Південно-Української АЕС, 1-го і 2-го енергоблоків Рівненської АЕС. У результаті встановлено, що для всіх розглянутих прикладів умови міцності по циклічним навантаженням на зварні з'єднання колекторів парогенераторів виконуються. Розходження в отриманих розрахункових оцінках визначаються в основному різницею кількості циклів навантаження в аварійних режимах і режимах порушення нормальних умов експлуатації. Розроблений альтернативний метод аналізу умов міцності за циклічних навантажень є обгрунтованим і для інших видів теплоенергетичного обладнання - насосів, арматури та теплообмінників. Наведений метод може бути використано для вдосконалення вимог нормативних документів, які регламентують допустиму кількість циклів термічного навантаження на теплоенергетичне обладнання. Результати роботи визначають обмеженість підходу роботи ядерних енергоустановок зі змінною потужністю реактора в робочих режимах експлуатації. | ||
| 14. |
Skalozubov V. Prediction of operation life extension of heat power equipment [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, D. Pirkovsky, M. Alali, R. Algerby // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 2. - С. 51-60. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_2_8 На основі аналізу відомих досліджень установлено, що визначальними факторами прогнозування строків продовження експлуатації теплоенергетичного обладнання (ТЕО) (теплообмінники, насоси, арматура) є кількість і швидкість накопичення циклічних термічних і динамічних навантажень у перехідних режимах нормальних умов експлуатації, при порушенні нормальних умов експлуатації та в аварійних режимах (за винятком корпуса ядерного реактора). Наведено метод визначення прогнозних оцінок строків продовження експлуатації ТЕО залежно від амплітуд напруги в перехідних та аварійних режимах, кількості та швидкості накопичення циклічних навантажень, міцнісних параметрів метала корпусів ТЕО (за винятком корпуса реактора). Метод реалізовано на прикладі парогенераторів реакторних установок із ВВЕР із використанням експлуатаційних даних 1-го блока Південно-Української АЕС (на 2010 р.). У результаті встановлено припустиму швидкість накопичення циклічних навантажень при продовженні строків експлуатації на 30, 40 і 50 років. Отримані результати визначають недостатню обгрунтованість роботи атомних станцій у "маневрених" режимах із змінною потужністю реактора. У цьому випадку кількість циклічних навантажень на обладнання різко зростає, та обмежуються строки безпеки експлуатації. Розроблений метод і отримані результати розрахункового прогнозування строків продовження експлуатації ТЕО можуть бути використані для галузевих програм по продовженню експлуатації українських атомних електростанцій, а також для вдосконалення нормативних документів, які регламентують умови та вимоги до допустимого безпечного продовження експлуатації ТЕО підприємств атомної та теплової енергетики. Подальше вдосконалення запропонованого метода прогнозування строків продовження експлуатації ТЕО може бути засновано на розвитку методів аналізу надійності ТЕО та баз даних по порушенням у процесі експлуатації. Матеріали роботи використовуються в навчальному процесі для підготовки, перепідготовки та підвищення кваліфікації спеціалістів енергетичної галузі. | ||
| 15. |
Skalozubov V. Substantiation of Substantiation of Modernized Blackout & Loss-of-Coolant Accident Management Strategy at Nuclear Power Plants with WWER [Електронний ресурс] / V. Skalozubov, V. Spinov, D. Spinov, Т. Gablaya, V. Kochnyeva, Yu. Komarov // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 2. - С. 70-77. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_2_10 | ||
| 16. | 
Skalozubov V. I. Conditions for prevention of water hammers at start-up of emergency feed pumps with a steam driver of nuclear power plants [Електронний ресурс] / V. I. Skalozubov, V. M. Spinov, D. V. Spinov, D. S. Pirkovskiy, T. V. Gablaya // Вісник Національного технічного університету "ХПІ". Серія : Інноваційні дослідження у наукових роботах студентів. - 2019. - № 21. - С. 15-18. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/vcpiind_2019_21_5 | ||
Попередній перегляд: 
Реферативна БД
 |
| Відділ наукової організації електронних інформаційних ресурсів |
 Пам`ятка користувача |