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 (13) |
Список видань за алфавітом назв: Авторський покажчик Покажчик назв публікацій  |
Пошуковий запит: (<.>A=Kozlov I$<.>) | |||
|
Загальна кількість знайдених документів : 11 Представлено документи з 1 до 11 |
|||
| 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. | 
Kovalchuk V. Assessment of the reliability of a concrete cask shell of the dry storage of the spent nuclear fuel [Електронний ресурс] / V. Kovalchuk, I. Kozlov, O. Dorozh, K. Sova // Праці Одеського політехнічного університету. - 2018. - Вип. 3. - С. 30-38. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2018_3_5 Експлуатація АЕС супроводжується накопиченням відпрацьованого ядерного палива, яке класифікується як високоактивні ядерні відходи. Застосування сучасних технологій сухого довготривалого зберігання палива за умовах АЕС вимагає оцінки надійності обладнання, зокрема, обичайок гермокошиків з точки зору їх деградації з часом. Мета дослідження - розглянути можливість ймовірнісної оцінки надійності бетонної оболонки контейнеру сухого сховища відпрацьованого ядерного палива. Зберігання ядерного палива, що відпрацювало, передбачає створення сховищ довготривалого зберігання. Сховище з ядерним паливом розглядається як ядерна установка і потребує, відповідно до Закону України "Про використання ядерної енергії і радіаційної безпеки", оцінки його надійності на весь термін експлуатації, тривалість якого має бути не менш 50 років. Виконання такої оцінки можливо на основі побудови структурної схеми елементів технологічної схеми і їх ймовірнісних розрахунків. Дослідження побудовано на аналізі конструктивних особливостей елементів обладнання, ймовірнісних розрахунках надійності конструкції в цілому і порівнянні їх з станом обладнання, що відпрацювало певний термін. На підставі виконаної розрахункової оцінки терміну служби вентильованого контейнеру, з урахуванням умов його експлуатації, доведено, що він не перевищує 33 років. Візуальна та розрахункова оцінка стану поверхні бетону оболонки контейнеру для різної тривалості зберігання показала, що за термінк зберігання 7 - 9 років спостерігається значне тріщиноутворення, що перевищує аналогічний показник природних порід в 3 - 5 разів. Доведено залежність оцінки надійності захисної оболонки від повноти побудови функціональної структурної схеми, можливість розрахункової оцінки терміну надійної експлуатації оболонок контейнерів, виявлено деградацію поверхні оболонок контейнерів за термін менший за розрахунковий. Обчислено орієнтовне значення надійності бетонної оболонки вентильованого контейнеру зберігання. Оцінено порушення поверхневої монолітності бетонної оболонки залежно від тривалості зберігання контейнеру відпрацьованого ядерного палива. Доведено доцільність систематичних оглядів та відновлювальних робіт з поверхнями оболонок.Викладено розрахунок показників надійності системи концентрування рідких радіоактивних відходів АЕС. Як базову схему прийнято спецводоочистку трапних вод (СВО-3) блоків із реакторами ВВЕР. Мета роботи - розрахункова оцінка надійності СВО-3 як технологічної системи. Мета досягається шляхом перетворення технологічної схеми системи в структурну та визначення кількісних значень параметра потоку відмов, тривалості та ймовірності безвідмовної роботи. Побудовано структурну модель системи з урахуванням резервування та навішених елементів. Розглянуто характерні способи з'єднання елементів в системі: послідовне, одно- та дворазове постійне резервування, за однакових умов навантаження основного та резервного елементів і виконання тих самих функцій. Дані про параметри потоку відмов обладнання, що становить технологічну схему, запозичені з довідкових джерел. Присутні в схемі засоби комунікації (вентилі, фланці, трубопроводи тощо) враховані як приєднані послідовні елементи основного обладнання. Обчислено ймовірності безвідмовної роботи обладнання та виділено найбільш проблемні: насоси, випарники та теплообмінники. Визначено ймовірності безвідмовної роботи системи в цілому для ряду заданих проміжків експлуатації як відповідні добутки ймовірності безвідмовної роботи елементів, що складають систему. Показано, що за незмінності параметра потоку відмов, ймовірність безвідмовної роботи системи, що забезпечує її ефективне функціонування, збережеться в межах одного року експлуатації. Отримані результати надають можливість прогнозувати інтервали експлуатаційних і відновлювальних заходів, виділяючи найбільш проблемні елементи системи. | ||
| 5. | 
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 | ||
| 6. |
Kovalchuk V. Special features of operating the high temperature filter of the NWT-1 [Електронний ресурс] / V. Kovalchuk, I. Kozlov, O. Dorozh, T. Usova // Праці Одеського політехнічного університету. - 2019. - Вип. 2. - С. 45-50. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2019_2_7 | ||
| 7. |
Kovalchuk V. Water resistance of solidified radioactive waste [Електронний ресурс] / V. Kovalchuk, I. Kozlov, O. Dorozh, N. Bogdanov, N. Meletenko // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 2. - С. 61-69. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_2_9 Розглянуто результати експериментальних досліджень вилуговування, які характерні для рідких радіоактивних відходів радіонуклідів, із цементних матриць (ЦМ) для тривалого зберігання. Показано, що вилуговування є характеристикою хімічної стійкості матриць, що свідчить про здатність матеріалу матриць перешкоджати поширенню локалізованих у них радіонуклідів у навколишнє середовище. Відзначено, що швидкості вилуговування радіонуклідів із ЦМ змінюються з плином часу їх контакту з водомісткими середовищами. Наведено та проаналізовано хронометричні залежності швидкостей вилуговування. Показано, що вони складаються з двох ділянок різної тривалості. Початкова ділянка, тривалістю до 250 год, відрізняється більш високою крутизною зі зменшенням абсолютного значення швидкості до 2 порядків. Наступна ділянка, тривалістю до 2500 і більше годин, відрізняється асимптотичним зниженням швидкості до постійного мінімального значення. Отримано апроксимуючі функції експериментальних хронометричних залежностей вилуговування радіонуклідів у вигляді логарифмостепеневих виразів, справедливих в інтервалах тривалості експериментів, із достовірністю не менше 0,9. Показано, що найбільш інтенсивно піддаються вилуговуванню одновалентні іони натрію та цезію. Абсолютні значення швидкостей вилуговування одновалентних нуклідів на два-три порядки більші, ніж двовалентних, за інших рівних умов. Значний вплив на швидкість вилуговування надає зміст нукліду в складі матеріалу компаунда. Підвищення температури матриці сприяє збільшенню швидкостей вилуговування, що швидше за все обумовлено позитивним температурним коефіцієнтом дифузійної характеристики. Опромінення матриць зменшує швидкість вилуговування в результаті зниження пористості тіла матриці та утворення малорозчинних гідратів. Окислювально-відновні показники розчинів, пов'язаних матрицями, істотно не впливають на швидкість вилуговування. | ||
| 8. |
Kovalchuk V. Assessment of the reliability of the NPP liquid radioactive waste concentration system [Електронний ресурс] / V. Kovalchuk, I. Kozlov, O. Dorozh, O. Siedova // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 3. - С. 48-55. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_3_8 Експлуатація АЕС супроводжується накопиченням відпрацьованого ядерного палива, яке класифікується як високоактивні ядерні відходи. Застосування сучасних технологій сухого довготривалого зберігання палива за умовах АЕС вимагає оцінки надійності обладнання, зокрема, обичайок гермокошиків з точки зору їх деградації з часом. Мета дослідження - розглянути можливість ймовірнісної оцінки надійності бетонної оболонки контейнеру сухого сховища відпрацьованого ядерного палива. Зберігання ядерного палива, що відпрацювало, передбачає створення сховищ довготривалого зберігання. Сховище з ядерним паливом розглядається як ядерна установка і потребує, відповідно до Закону України "Про використання ядерної енергії і радіаційної безпеки", оцінки його надійності на весь термін експлуатації, тривалість якого має бути не менш 50 років. Виконання такої оцінки можливо на основі побудови структурної схеми елементів технологічної схеми і їх ймовірнісних розрахунків. Дослідження побудовано на аналізі конструктивних особливостей елементів обладнання, ймовірнісних розрахунках надійності конструкції в цілому і порівнянні їх з станом обладнання, що відпрацювало певний термін. На підставі виконаної розрахункової оцінки терміну служби вентильованого контейнеру, з урахуванням умов його експлуатації, доведено, що він не перевищує 33 років. Візуальна та розрахункова оцінка стану поверхні бетону оболонки контейнеру для різної тривалості зберігання показала, що за термінк зберігання 7 - 9 років спостерігається значне тріщиноутворення, що перевищує аналогічний показник природних порід в 3 - 5 разів. Доведено залежність оцінки надійності захисної оболонки від повноти побудови функціональної структурної схеми, можливість розрахункової оцінки терміну надійної експлуатації оболонок контейнерів, виявлено деградацію поверхні оболонок контейнерів за термін менший за розрахунковий. Обчислено орієнтовне значення надійності бетонної оболонки вентильованого контейнеру зберігання. Оцінено порушення поверхневої монолітності бетонної оболонки залежно від тривалості зберігання контейнеру відпрацьованого ядерного палива. Доведено доцільність систематичних оглядів та відновлювальних робіт з поверхнями оболонок.Викладено розрахунок показників надійності системи концентрування рідких радіоактивних відходів АЕС. Як базову схему прийнято спецводоочистку трапних вод (СВО-3) блоків із реакторами ВВЕР. Мета роботи - розрахункова оцінка надійності СВО-3 як технологічної системи. Мета досягається шляхом перетворення технологічної схеми системи в структурну та визначення кількісних значень параметра потоку відмов, тривалості та ймовірності безвідмовної роботи. Побудовано структурну модель системи з урахуванням резервування та навішених елементів. Розглянуто характерні способи з'єднання елементів в системі: послідовне, одно- та дворазове постійне резервування, за однакових умов навантаження основного та резервного елементів і виконання тих самих функцій. Дані про параметри потоку відмов обладнання, що становить технологічну схему, запозичені з довідкових джерел. Присутні в схемі засоби комунікації (вентилі, фланці, трубопроводи тощо) враховані як приєднані послідовні елементи основного обладнання. Обчислено ймовірності безвідмовної роботи обладнання та виділено найбільш проблемні: насоси, випарники та теплообмінники. Визначено ймовірності безвідмовної роботи системи в цілому для ряду заданих проміжків експлуатації як відповідні добутки ймовірності безвідмовної роботи елементів, що складають систему. Показано, що за незмінності параметра потоку відмов, ймовірність безвідмовної роботи системи, що забезпечує її ефективне функціонування, збережеться в межах одного року експлуатації. Отримані результати надають можливість прогнозувати інтервали експлуатаційних і відновлювальних заходів, виділяючи найбільш проблемні елементи системи. | ||
| 9. | 
Kozlov I. Improvement of methods of comprehensive assessment of the operation efficiency of centralized heat supply systems in municipal heat power engineering [Електронний ресурс] / I. Kozlov, V. Kovalchuk, O. Klymchyk, K. Sova, I. Aksyonova, K. Borysenko // Восточно-Европейский журнал передовых технологий. - 2021. - № 2(8). - С. 16-22. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Vejpte_2021_2(8)__3 The possibility of a comprehensive assessment of the efficiency of the operation of a district heating system based on the indicator of the overall efficiency of the equipment OEE (overall equipment efficiency) and its extension to the system as a whole is considered. The disunity of the direction of existing approaches in assessing the efficiency of operation of district heating systems does not allow a comprehensive assessment of the overall efficiency of the functioning of the technological sequence of the entire system. It is proposed to consider efficiency as the probability of full functioning of all elements of the heat supply system. It is shown that the heat output of the boiler house is proportional to the power consumption of the boiler house and is approximated by a periodic function. It is shown that the main element of the heat supply system, which determines its efficiency, is the heat-generating source. As a result of the study, it is determined that the efficiency of the heat-generating source functioning increases as the maximum value of its efficiency is reached. Numerical modeling has shown that the flexible use of the installed heat generator capacity contributes to an increase in the efficiency factor from 0,53 to 0,70 and the overall efficiency of the heat supply system can be increased by more than 30 %. When designing a boiler house, it was recommended to provide for the installation of capacities with gradation 1; 0,5; 0,25. It is shown that the OEE indicator allows one to characterize the efficiency of both the heat supply system as a whole and its individual components, and can be used in the design and analysis of the operation of systems. | ||
| 10. |
Kozlov I. Assessing the region’s energy provision [Електронний ресурс] / I. Kozlov, V. Kovalchuk, O. Klymchuk, O. Dorozh, A. Sigal, I. Aksyonova, Y. Elkin // Eastern-European journal of enterprise technologies. - 2022. - № 2(8). - С. 13-20. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Vejpte_2022_2(8)__4 | ||
| 11. | 
Opyatyuk V. V. Simulation of point defects formation in the fuel element of a nuclear power plant’s wave reactor [Електронний ресурс] / V. V. Opyatyuk, I. L. Kozlov, K. D. Karchev, S. V. Vistiak, O. I. Kozlov, R. Turmanidze // Journal of Engineering Sciences. - 2023. - Vol. 10, Iss. 1. - С. F7-F10. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/jes_2023_10_1_17 This paper considers the point defects that influence the operation of a wav nuclear power reactor with a uranium fuel medium. The formed individual point defects or such defect groups can produce a perturbing effect on the stability of the nuclear reactor operating mode and involve its transition to an unstable state. Studies have been carried out on the effect on the characteristics of the nuclear burnup wave in a medium with neutron multiplication for 2D geometry. For the calculation, the uranium-thorium fissile medium has been considered. The parametric calculations were carried out with <^>235 | ||
Попередній перегляд: 
Реферативна БД
 |
| Відділ наукової організації електронних інформаційних ресурсів |
 Пам`ятка користувача |