Гибридный термоядерный реактор
термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящиеся нуклиды.
исследовательский реактор, предназначенный для изучения свойств материалов в полях нейтронного и гамма-излучения, в том числе для проведения испытаний тепловыделяющих элементов и сборок.
В работе предложен материаловедческо-прогнозный подход к выбору корпуса водо-водяного ядерного реактора. Разработана информационная технология прогнозирования с оценкой риска временных рядов, обеспечивающая реализацию предложенного материаловедческо-прогнозного подхода. Выполнена программная реализация и апробация разработанной информационной технологии на примере решения задачи обоснования выбора корпуса водо-водяного ядерного реактора
При проведении экспериментов по физическому моделированию процессов протекающих при тяжелых авариях на АЭС, востребованной является информация по свойствам формирующихся материалов. При изучении вопроса внутрикорпусного удержания расплава материалов активной зоны реактора (кориума), важно установить характер его воздействия на материал корпуса. В данной работе представлены результаты материаловедческих исследований зоны взаимодействия прототипа кориума с материалом днища силового корпуса реактора. Результаты получены методами оптической металлографии и методом рентгеновской дифрактометрии поликристаллов.
термоядерный реактор, бланкет которого содержит делящиеся нуклиды.
потенциальная и кинетическая энергия воды.
первичный чувствительный элемент системы управления гтд, который непосредственно реагирует на изменение температуры и выходной сигнал которого воздействует через соответствующие усилители или преобразователи на систему защиты от предельного превышения температуры.
Наведи камеру телефона на QR-код — бот Автор24 откроется на вашем телефоне