📄Работа №102723

Тема: РАЗРАБОТКА РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНЫХ КОМПОЗИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ, ТЕОРИИ И МЕТОДОВ МАРШРУТНОЙ ОПТИМИЗАЦИИ ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК В СИСТЕМЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОБЪЕКТАМИ (ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РАЗНЫМ ЭТАПАМ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА АС)

📝
Тип работы Диссертации (РГБ)
📚
Предмет электроэнергетика
📄
Объем: 342 листов
📅
Год: 2022
👁️
Просмотров: 430
4395 руб.
🛒 Купить работу
Не подходит эта работа?
Закажите новую по вашим требованиям
Узнать цену на написание
ℹ️ Настоящий учебно-методический информационный материал размещён в ознакомительных и исследовательских целях и представляет собой пример учебного исследования. Не является готовым научным трудом и требует самостоятельной переработки.
📋 Содержание 📖 Введение ✅ Заключение 📕 Литература 🔍 Похожие 🛒 Купить

📋 Содержание

ВВЕДЕНИЕ 6
Глава 1 Анализ дозовых затрат на этапах жизненного цикла энергоблоков
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем 21
1.1. Общие сведения об этапах жизненного цикла энергоблока АЭС 21
1.1. Проектирование 25
1.2. Строительство энергоблока АЭС 33
1.2.1. Монтажные и предпусковые наладочные работы 33
1.2.2. Физический пуск энергоблока с реактором БН-800 36
1.2.3. Энергетический пуск и освоение мощности 36
1.3. Эксплуатация 37
1.3.1. Обзор данных по облучаемости персонала быстрых натриевых
реакторов в мире 37
1.3.2. Дозовые затраты персонала при эксплуатации РУ БН-600 39
1.3.3. Оценка дозовых затрат персонала при эксплуатации энергоблоков
с РУ БН-800 и БН-1200 44
1.4. Продление срока эксплуатации 48
1.5. Вывод из эксплуатации 55
1.5.1. Общие сведения 55
1.5.2. Оценка потенциальной возможности применения использованных для
РУ БН-350 технологий обращения с натрием к РУ БН-600 57
1.6. Выводы к главе 1 59
Глава 2. Дозовая стоимость электроэнергии, производимой атомными станциями 61
2.1. Коллективная доза и ее связь с мощностью и типом РУ 61
2.2. Методика оценки дозовой стоимости выработанной электроэнергии 68
2.3. Оценка дозовой стоимости электроэнергии АЭС 69
2.3.1. Мировая статистика по типам реакторов 69
2.3.2. Тяжеловодные реакторы (CANDU) 70
2.3.3. Газоохлаждаемые реакторы 76
2.3.4. Кипящие водо-водяные реакторы BWR 80
2.3.5. Реакторы на быстрых нейтронах БН (FBR) 86
2.3.6. Водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением 91
2.4. Анализ зависимости дозовой стоимости электроэнергии от мощности
энергоблока, типа реактора, компоновки, количества контуров АЭС 104
2.5. Выводы к главе 2 109
Глава 3. Обзор исследований радиационно-защитных свойств некоторых композитных материалов 110
3.1. Композитные радиационно-защитные материалы 110
3.1.1. Общие сведения 110
3.1.2. Методология проведения исследований 114
3.2. Расчетно-экспериментальные исследования композитных РЗМ с
использованием природных минералов 117
3.2.1. Исследования радиационно-защитных свойств природных минералов
Египта 117
3.2.2. Моделирование радиационно-защитных свойств природных
минералов 121
3.2.3. Исследование образцов бетонов с добавками базальта, халькоцита,
гематита и барита 125
3.2.4. Исследование зависимости экранирующей способности бетонов от
размеров зерен наполнителя и давления прессования бетонной смеси 130
3.3. Обзор расчетно-экспериментальных исследований радиационно-защитных свойств некоторых стеклянных систем 135
3.3.1. Общие сведения 135
3.3.2. Исследование радиационно-защитных характеристик литий-боратных
стекол, легированных окисью кадмия 139
3.3.3. Влияние оксидов кадмия на радиационно-защитные характеристики
щелочно-боратных стекол 142
3.3.4. Исследование радиационно-защитных свойств тройных стекол ЗЮ2-
8ПО-8ИЕ2 143
3.3.5. Исследования радиационно-защитных свойств фосфатных стекол,
легированных ионами Тт3+ 146
3.3.6. Влияние добавки 8Ь2О3 на повышение экранирующей способности
натриево-известковых стекол 150
3.3.7. Экспериментальное и имитационное исследование влияния оксидов
иттрия на радиационную экранирующую способность системы натрий-силикатного стекла 153
3.3.8. Исследование влияния добавок В12О3 на повышение радиационно-защитных свойств стеклянной системы ВаО-В12О3-В2О3 157
3.4. Выводы к главе 3 160
Глава 4. Расчетно-экспериментальное исследование полимерных композитных радиационно-защитных материалов 162
4.1. Общие сведения 162
4.2. Исследование равномерности распределения наполнителей в матрице
радиационно-защитного материала с помощью радиографии 164
4.2.1. Методы исследований 164
4.2.2. Исследование сплошности образцов защитных материалов с
помощью гамма-излучения 166
4.2.3. Исследование сплошности образцов защитных материалов с
помощью рентгеновского излучения 171
4.2.4. Исследование сплошности образцов РЗМ с помощью комплекса
цифровой радиографии «Градиент» на основе сканера НО - СЯ 35 N01 .... 174
4.3. Расчетное исследование поглощающих свойств гомогенных РЗМ 177
4.4. Получение источников у-излучения 179
4.4.1. Описание и характеристики реактора ИВВ-2М 179
4.4.2. Условия получения и характеристики источников у-излучения 181
4.5. Экспериментальное определение кратности ослабления РЗМ 185
4.5.1. Приспособление и приборы для проведения измерений 185
4.5.2. Измерение кратности ослабления мощности дозы у-излучения
защитными материалами 187
4.5.3. Результаты эксперимента 190
4.5.4. Сравнение расчетных и экспериментальных результатов 201
4.5.5. Алгоритм оптимизации радиационной защиты для условий
планируемого облучения 203
4.6. Спектрометрические исследования РЗМ, облучаемых нейтронами .... 204
4.6.1. Общие сведения 204
4.6.2. Материалы и методы 205
4.7. Экспериментальные исследования ослабляющей способности РЗМ
Абрис по отношению к смешанному нейтронному и гамма-излучению 210
4.8. Выводы к главе 4 215
Глава 5. Разработка теории и методов маршрутной оптимизация работ в неоднородных радиационных поля 217
5.1. Общие сведения об этапах исследований 217
5.2. Задача коммивояжера (простейший вариант) 221
5.3. Экстремальные задачи маршрутизации с ограничениями и явной
зависимостью функций стоимости от списка заданий 225
5.4. Задача о демонтаже радиационно-опасного оборудования 228
5.5. Задача дозиметриста 238
5.6. Определение параметров радиационных полей с использованием
интерполяции на основе радиальных базисных функций 240
5.7. Маршрутная оптимизация для задач с неаддитивным критерием 250
5.8. Выводы к главе 5 253
Глава 6. Инженерные решения по снижению радиационных нагрузок для
разных типов АЭС 255
6.1. Оптимизация сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с
ВВЭР-1000 с использованием аппарата нелинейного математического программирования 255
6.2. Разработка технологии замораживания натрия в трубопроводах
при ремонте и аварийных ситуациях 263
6.3. Разработка блочной быстросъемной комбинированной
радиационной и тепловой защиты 270
6.4. Разработка мобильной сборной биологической защиты 274
6.5. Расчетно-экспериментальные исследования по повышению емкости
контейнеров по сорбированной активности цезия-137 и кобальта-60 276
6.6. Разработка ЗЭ-моделей радиационно-опасных помещений и
оборудования 282
6.7. Выводы к главе 6 288
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 290
Список сокращений и условных обозначений 293
Список литературы 296
Приложение 1 324
Приложение 2 336

📖 Введение

Актуальность темы исследования и степень ее разработанности. На протяжении всей истории гражданской атомной энергетики, начиная с Первой в мире АЭС (Обнинск, 1954), радиационная защита от профессионального облучения всегда была проблемной областью. Решению этой проблемы по различным направлениям посвящены работы многих российских (советских) и зарубежных ученых.
По мере увеличения срока эксплуатации АЭС выявилась тенденция возрастания облучения персонала. Общая коллективная доза (КД), накопленная в странах ОЭСР с 1969 г. по 1995 г., достигла примерно 15 255 челЭв (рис. 1) [1]. Годовая общая КД для всех регионов в странах ОЭСР росла до 1983 года, достигнув значения 928 челВв (рис. 2). При этом 70-80% КД было обусловлено техническим обслуживанием и ремонтом (ТОиР) и перегрузкой.
В России прослеживается аналогичная тенденция с возрастанием дозовых затрат (ДЗ), особенно на первых энергоблоках АЭС, в частности АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС [2].
Предел дозы за год, установленный для персонала в 1956 г. (50 мЗв) [3], не изменялся до 1990 г., затем в соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) (Публикация 60) [4], был снижен до 20 мЗв в год (с возможностью усреднения) на основании пересмотра оценок риска стохастических эффектов, полученных по данным долгосрочных исследований радиационных эффектов у лиц, выживших после атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки. Признание отсутствия безопасного уровня радиации привело к мысли об уменьшении облучения насколько это возможно. Однако радиационная защита, как и другие практические задачи, подчиняется «закону убывающей эффективности». Поэтому, необходима оптимизация радиационной защиты. Отсутствие наблюдаемой пороговой дозы и ограниченность доступных ресурсов явились мотивом для разработки принципа ALARA (As Low As Reasonably Achievable - «настолько низко насколько разумно достижимо»), учитывая экономические и социальные факторы. Финляндия, первая в мире, приняла в законодательство (с 01.01.1992 г.) рекомендации Публикации 60.
В России введение Нормами радиационной безопасности (НРБ-96/99) [5], [6] более низких (в 2,5 раза) пределов облучения персонала в соответствии с рекомендациями МКРЗ потребовало комплекса мероприятий. Концерн «Росэнергоатом» заранее начал проводить политику снижения получаемых доз. Эффективной мерой стало установление контрольного уровня (КУ) облучения персонала и командированных лиц (40, 30 и 20 мЗв в 1992, 1994 и 1997 гг.) [7].
Определяющий вклад в КД ремонтного персонала (50% на реакторных установках (РУ) РБМК, 80-90 % на ВВЭР и БН) определил первоочередность задачи снижения ДЗ именно для ремонтного персонала. Департамент ТОиР Концерна Росэнергоатом инициировал привлечение кафедры «Атомные станции и ВИЭ» (до 2012 г. - «Атомная энергетика») УрФУ для участия в ее решении. В рамках решения этой задачи автором диссертации были проведены исследование и анализ пооперационных дозовых затрат при проведении более 50 ремонтных кампаний на АЭС России, зарубежного опыта, предложены научно-технические решения по снижению КД на отечественных АЭС, представленные в серии публикаций, докладов на научно-технических конференциях, диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук «Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании» (2006) [8]. В ходе диссертационного исследования были выявлены факторы, формируемые на начальных этапах жизненного цикла АЭС, приводящие к повышенным ДЗ при эксплуатации, продлении срока эксплуатации (ПСЭ) и выводе из эксплуатации. Это явилось побуждающим фактором к комплексному исследованию потенциала оптимизации радиационной защиты персонала, поиску научно-технических решений, позволяющих повысить эффективность мер по снижению ДЗ персонала на всех этапах жизнедеятельности радиационно-опасного объекта.
В результате организационных и технических мероприятий годовые КД персонала АЭС России с 1990-х годов по настоящее время снизились в 3-4 раза, достигли некоторого стационарного уровня, незначительно меняются год от года в зависимости от продолжительности ремонтов (рис.В.2) [9]. Дальнейшая оптимизация радиационной защиты персонала должна определяться мероприятиями, направленными на управление индивидуальными дозами [10], [11] путем совершенствования организации выполнения работ, улучшения радиационной обстановки на оборудовании и в помещении АЭС, сокращения времени пребывания персонала в полях ионизирующего излучения [12]-[14].
Значительный вклад в снижение облучения в мировой атомной энергетике с 1990-х внесло развитие международного сотрудничества с помощью научных семинаров по оптимизации радиационной защиты, организованных Комиссией Европейских Сообществ и специальных программ, например, ИСПО (ISOE) [1], которые были созданы для совершенствования мер по защите от профессионального облучения на АЭС путем сбора и анализа данных и тенденций облучаемости, обмена опытом между эксплуатирующими организациями и экспертами национальных регулирующих органов и распространения идеологии ALARA, разработанной в рекомендациях МКРЗ.
Решительный поворот в российской системе радиационной защиты на рекомендации МКРЗ (Публикация 60) [4] потребовал изучения международного опыта при внедрении принципа оптимизации в практическую деятельность. В 1997 г. при поддержке МАГАТЭ был переведен документ ОЭСР «Управление работами в атомной энергетике» [15], содержащий основные положения принципа оптимизации как философии, направленной на снижение радиационного облучения персонала АЭС (в 2009 г. вышло обновленное и дополненное издание). Следующим шагом явилось издание при поддержке Концерна Росэнергоатом учебного пособия «Практическая реализация методологии ALARA на АЭС» [16], в основу которого лег перевод доклада [17].
Принцип оптимизации имеет важное практическое значение для обеспечения радиационной безопасности персонала на всех этапах жизненного цикла действующих и, особенно, вновь проектируемых АЭС.
Актуальность темы диссертации определяется нерешенностью ряда вопросов, стоящих перед специалистами по радиационной защите, принимая во внимание продолжающееся старение АЭС, масштабные работы по модернизации, потребность в которых возрастает в связи с ПСЭ энергоблоков АЭС сверх проектного и последующим выводом их из эксплуатации (ВЭ), экономическое и социальное давление, а также возрастающий потенциал строительства новых АЭС, учитывая при этом требование минимизации профессионального облучения.
Актуальность данного направления исследований подчеркивается в Публикации 103 МКРЗ [18], рекомендациях OECD «Организация работы в целях оптимизации радиационной защиты от профессионального облучения на атомных электростанциях» (2009) [19], МУ 2.6.5.054-2017 Оптимизация радиационной защиты персонала предприятий ГК «Росатом» [12] и т.д.
Инновационное развитие атомной энергетики в XXI веке предполагает реализацию технологии быстрых натриевых реакторов, которая позволит перейти к замкнутому ядерному топливному циклу. Уникальность российских технологий в области быстрых натриевых реакторов (РБН) актуализирует важность исследования всех этапов жизненного цикла (сооружение БН-800, эксплуатация и ПСЭ БН-600), выработку обоснованных предложений по оптимизации радиационной защиты персонала для использования при проектировании серийных РУ типа БН-1200, которые потенциально могут быть отнесены к четвертому поколению безопасности [20]. Для заблаговременной подготовки к разработке программы ВЭ мощных энергоблоков с РБН интегральной компоновки, в частности БН-600, актуально исследование опыта единичных примеров работ при ВЭ РБН (например, переход к длительной выдержке под наблюдением РУ БН-350 [21]). Принципиальные различия в компоновке РУ БН-600 (интегральная) и БН-350 (петлевая) вносят свои коррективы и требуют отдельного рассмотрения данного вопроса применительно к РУ БН-600 [22].
Постоянное расширение использования ядерной энергии и радиационных технологий инициирует внимание промышленности и научных организаций к разработке новых радиационно-защитных материалов (РЗМ) с хорошими защитными свойствами и низкой токсичностью, в том числе композитных, позволяющих разрабатывать их состав применительно к планируемым условиям облучения. Несмотря на большое количество разработок, остается актуальным поиск РЗМ, высокотехнологичных в изготовлении и удобных в использовании. К таким РЗМ относятся материалы серии Абрис (производства ООО «Завод герметизирующих материалов») [23], на базе которых проводились диссертационные исследования по проектированию их состава применительно к конкретному составу радиоактивных загрязнений с одновременным соблюдением принципа оптимизации [24].
Еще одним актуальным направлением исследований, имеющим значительный потенциал в минимизации дозовых затрат персонала, является оптимизация маршрута перемещения в неоднородных радиационных полях или последовательности проведения демонтажа элементов радиоактивных систем и оборудования. Сложность решения задач маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях потребовала фундаментальных исследований в области математики. Тесное плодотворное сотрудничество автора диссертации на протяжении 20 лет с учеными-математиками кафедры прикладной математики УралЭНИН УрФУ и Института математики и механики УрО РАН (член. кор. РАН Ченцовым А.Г., д.ф.м.-н., проф. Сесекиным А.Н., к. ф.-м.н. Ченцовым А.А., к. ф.- м.н. Григорьевым А.М. и др.), совместная реализация шести грантов РФФИ позволили получить новые научные результаты мирового уровня в области маршрутной оптимизации работ, направленные на решение прикладных задач атомной энергетики [25].
Целью диссертационной работы является разработка новых материалов и комплекса технических и логистических мероприятий для снижения радиационной нагрузки на персонал АЭС, окружающую среду и население на всех этапах жизненного цикла АЭС.
Для достижения указанной цели были поставлены и решены следующие задачи:
1. Исследование и анализ ДЗ персонала на этапах жизненного цикла АЭС и выявление потенциала для их минимизации.
2. Анализ удельных ДЗ на выработку электроэнергии, исследование их зависимости от типа реактора, компоновки и т.д.
3. Расчетно-экспериментальные исследования защитных свойств композитных РЗМ на органической и неорганической основах с различным составом наполнителей и добавок по отношению к у-излучению.
4. Проведение пилотного исследования экранирующих свойств композитных РЗМ на органической основе для разработки программы комплексных испытаний их защитных свойств по отношению к смешанному у- и нейтронному излучению на ИВВ-2М.
5. Моделирование дополнительного внутреннего экранирования контейнеров при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) на опытной установке ионоселективной сорбции СогеЬпск (НИИ «ЭКСОРБ») в Актау (РУ БН-350) для повышения емкости по активности 137Сз и 60Со.
6. Разработка конструкции фильтра-контейнера с комбинированной защитой и увеличенной емкостью по активности. Получение патента на полезную модель.
7. Разработка устройства заморозки и охлаждения натрия в трубопроводах для минимизации ДЗ персонала при работах на I контуре РБН. Получение патента на полезную модель.
8. Разработка конструкции быстросъемной комбинированной тепловой и радиационной защиты трубопроводов с радиоактивными средами. Получение патента на изобретение.
9. Разработка теории и методов маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях при эксплуатации, ВЭ АЭС, ликвидации последствий радиационной аварии.
10. Расчетно-экспериментальные исследования природных минералов для оптимизации состава РЗ при хранении РАО.
11. Разработка демонстрационных версий 3Б-моделей радиационно¬
опасных помещений для подготовки персонала.
12. Разработка и внедрение в процесс профессиональной переподготовки специалистов результатов исследований по оптимизации РЗ персонала.
Научная новизна работы заключается в следующем:
1. Проведено исследование ДЗ и потенциала минимизации ДЗ персонала на этапах жизненного цикла АЭС с РБН.
2. Впервые проведены исследование и анализ работ по ПСЭ РУ БН-600, предложены научно-технические решения по оптимизации и минимизации ДЗ персонала.
3. Сформулированы концептуальные подходы к ВЭ РУ БН-600 с учетом особенностей интегральной компоновки первого контура.
4. Разработан алгоритм оптимизации состава композитных РЗМ
применительно к планируемым условиям облучения
5. Проведена оптимизация параметров и разработаны конструкции быстросъемных устройств тепловой и РЗ трубопроводов с радиоактивными средами, охлаждения натрия в трубопроводах для минимизации ДЗ персонала.
6. Разработаны теория и алгоритмы маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях при обслуживании и демонтаже АЭС.
7. Получены новые теоретические результаты мирового уровня, по точным и приближенным методам решения маршрутных задач с усложненным критерием, включающим внутренние работы.
Теоретическая и практическая значимость работы
1. Исследованы закономерности облучаемости персонала на этапах
жизненного цикла АЭС с РБН.
2. Проведено комплексное исследование работ по ПСЭ РУ с БН-600, выявлены наиболее дозозатратные операции, сформулированы предложения по оптимизации РЗ в проектах перспективных РБН.
3. Концептуальные подходы к ВЭ РУ интегральной компоновки могут быть использованы при разработке программы ВЭ РУ БН-600.
4. Разработана методология оптимизации состава композитных РЗМ для использования при подготовке к планируемым условиям облучения (Акт внедрения, ООО «ЗГМ»).
5. Материалы диссертационного исследования использованы при разработке дополнительной защиты контейнеров для увеличения их емкости по суммарной активности сорбента, насыщенного 137Сз и 60Со при переработке ЖРО на РУ БН-350 (Акт внедрения, Н1111 «Эксорб»). Получен патент на полезную модель.
6. Получены новые теоретические результаты по точным и приближенным методам решения маршрутных задач с усложненным критерием, включающим внутренние работы.
7. Разработан алгоритм решения «задачи дозиметриста». Проведено промышленное испытание демонстрационной программы в условиях Белоярской АЭС, на основании которых планируется ее внедрение (Акт о промышленных испытаниях на Белоярской АЭС).
8. Разработаны конструкции комбинированной тепловой и радиационной защиты трубопроводов с высокотемпературными радиоактивными средами; устройства заморозки натрия, снижающие трудо- и дозовые затраты. Получены два патента на полезные модели и один на изобретение. Подана заявка на изобретение.
9. Разработана и реализована методология подготовки специалистов для атомной энергетики с использованием виртуальных методов, сокращающая время выполнения работ в радиационных полях.
10. Материалы диссертационного исследования вошли: в учебники УрФУ: «Обеспечение безопасности в области использования атомной энергии» (2017), «Ремонт оборудования атомных станций» (2018), «АЭС: Продление ресурса и снятие с эксплуатации» (2020), «Основы изобретательской деятельности (в области использования атомной энергии)» (2021); в учебные пособия: «Методы оценки и снижения дозовых нагрузок при ремонте АЭС» (2009), «Безопасное использование ядерной энергии: правовые аспекты и методы управления, регулирования и обеспечения ядерной и радиационной безопасности» (2011.), «Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем»: учебное пособие. В 2 ч. (2013) и внедрены в учебный процесс подготовки и профессиональной переподготовки специалистов для атомной энергетики по вопросам оптимизации радиационной защиты персонала в УрФУ, а также в НГТУ, ТПУ (справки о внедрении в УрФУ, НГТУ, ТПУ).
Методология и методы диссертационного исследования
Численное моделирование процессов теплообмена выполнено с помощью программы SolidWorks Educational Edition; 3Б-моделирования - учебных версий программ BIM- и 3D программы AutoDesk Revit и AutoDesk 3DS Max, расчет радиационно-защитных характеристик - с помощью программ Phy-X, XCOM.
В диссертационной работе использовались методы Монте-Карло, динамического программирования, нелинейного математического программирования, математического моделирования с привлечением современных компьютерных программных продуктов.
В работе использованы экспериментальные и теоретические методы исследований, установка NETZSCH HFM 436 Lambda, рентгено- и гамма-графия, аппаратно-программный комплекс для компьютерной радиографии на основе сканера HD CR-35 NDT, активационные детекторы из аттестованных наборов (АКН-Т-10 №014, СН-60/10, СН-65/11), высокочувствительные методы сцинтилляционной дозиметрии, поверенные измерительные приборы (дозиметр рентгеновского и у-излучения ДКС-АТ1123, дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М с блоком детектирования БДКН-01), облучение образцов с заданной плотностью потока тепловых нейтронов (E<0,625 эВ) в реакторе ИВВ-2М, для гамма- спектрометрических измерений использовался поверенный радиометрический эталонный комплекс КРЭНА-ИВВ, включающий германиевый детектор GC 1019, многоканальный анализатор импульсов GammaFast и программное обеспечение Genie-2000 (Canberra).
Положения, выносимые на защиту:
• Результаты исследований ДЗ при сооружении, эксплуатации, ТОиР и ПСЭ АЭС с реакторами типа БН и влияние на них проектных решений.
• Зависимость дозовой стоимости электроэнергии АЭС от типа и компоновки РУ, мощности энергоблока, количества контуров.
• Алгоритм проектирования композитных полимерных РЗМ для планируемых условий облучения.
• Алгоритмы маршрутной оптимизации в неоднородных радиационных полях при эксплуатации, ВЭ ликвидации радиационной аварии.
• Требования к природным матричным и РЗМ для различных источников радиационных загрязнений при подготовке к хранению и захоронению.
• Результаты расчетно-экспериментальных исследований радиационно-защитных свойств природных и модифицированных материалов для оценки их использования при сооружении объектов хранения и захоронения РАО.
• Конструкции быстросъемной комбинированной тепловой и РЗ трубопроводов с высокотемпературными радиоактивными средами; заморозки натрия в трубопроводах.
• Методология подготовки персонала АЭС для сокращения времени пребывания в радиационных полях с использованием виртуальных методов.
Степень достоверности полученных результатов базируется на всестороннем анализе выполненных ранее работ по предмету исследования, использовании поверенной и аттестованной контрольно-измерительной аппаратуры, проверенного программного обеспечения, современных средств и методов проведения исследований (математическое моделирование и планирование эксперимента); сравнении результатов моделирования радиационно-защитных свойств материалов с компьютерной программой ХСОМ; подтверждается представительным объемом исходного материала, хорошей сходимостью результатов теоретических расчетов, моделирования с экспериментальными данными; обеспечивается воспроизводимостью прогнозируемых результатов при вычислительных экспериментах с использованием многопроцессорной вычислительной системы (МВС); подтверждается лабораторной и опытной апробацией разработанной технологии, актами промышленных испытаний и внедрений.
Личный вклад автора заключается в выборе и обосновании направлений исследований; разработке методик экспериментов; в непосредственном участии в выполнении научных экспериментов, разработке установок, математической обработке экспериментальных данных, подготовке основных публикаций, докладов на конференциях, научно-технических семинарах и обсуждении результатов работы с организациями, вовлеченными в работу по созданию/внедрению разработанных технологий. Все представленные материалы получены автором лично или в соавторстве.
Автор диссертации осуществлял научное руководство соискателями, аспирантами и исследовательскими группами по отдельным направлениям исследования. Ряд расчетно-экспериментальных исследований радиационно-защитных свойств природных минералов, выполнен в коллаборации с учеными университетов Египта, Иордании, Саудовской Аравии, Турции и др.
Разработка теории и алгоритмов маршрутной оптимизации работ осуществлялась автором диссертации в составе научных групп в рамках реализации шести грантов Российского фонда фундаментальных исследований (РФФИ) в течение 2010-2021 годов: РФФИ № 10-08-00484 «Методы и алгоритмы маршрутной оптимизации в задачах атомной энергетики», РФФИ Урал № 10-01-96020 «Проблемы маршрутизации в условиях ограничений и их применение в задачах атомной энергетики», РФФИ № 13-08-00643 «Маршрутная оптимизация на объектах использования атомной энергии», РФФИ (РГНФ) 13-01-96022 р_урал_а «Методы маршрутизации в некоторых задачах атомной энергетики: проблема снижения облучаемости персонала», РФФИ 17-08-01385 «Оптимизация маршрутов в условиях ограничений для типичных инженерных задач управления инструментом при листовой резке на машинах с ЧПУ и снижения дозовой нагрузки персонала на радиационно опасных объектах», РФФИ20-08-00873«Разработка математических моделей и алгоритмов решения прикладных оптимизационных маршрутных задач со сложными целевыми функциями и параметрами».
Реализация результатов работы
Результаты диссертационного исследования внедрены в образовательный процесс ФГАОУ ВО «УрФУ имени первого президента России Б.Н. Ельцина», Института ядерной энергетики и технической физики им. академика Ф.М. Митенкова ФГБОУ ВО «Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева», Научно-образовательного центра И.Н. Бутакова Инженерной школы энергетики Национального исследовательского Томского политехнического университета (Акты внедрения в УрФУ, НГТУ, ТПУ).
На основании результатов исследований получены патенты РФ на изобретения: Блочная быстросъемная защита трубопроводов АЭС (№ 2686428), Сборная биологическая защита от ионизирующего излучения (RU 2745074C1), Способ переработки отходов реакторного графита. (№ 2758058C1); полезные модели: Устройство для ускоренного замораживания и последующего размораживания жидкого щелочного металла в трубах реакторов АЭС (№171057), Устройство для регулируемого охлаждения жидкого металла в трубах реакторов на быстрых нейтронах (№180121); Контейнер для радионуклидных источников (№201230), Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов (207057 U1).
Результаты исследований органометаллических РЗМ использованы при разработке и изготовлении новой линейки материалов серии «Абрис-РЗ» на предприятии ООО «Завод герметизирующих материалов» (г. Дзержинск) при проектировании состава РЗМ для планируемых условий облучения (Акт внедрения в ООО «ЗГМ»).
Результаты работы использованы при опытно-промышленном внедрении технологии COREBRICK™ (НИИ «ЭКСОРБ») по переработке ЖРО РУ БН-350 (г. Актау, Казахстан) для оптимизации РЗ контейнеров (Акт внедрения в НИИ «Эксорб»).
Материалы диссертации используются автором при реализации программы профессиональной переподготовки работников Белоярской АЭС, АО «Атомэнергоремонт», АО «Институт реакторных материалов» (2011-2022).
Апробация результатов работы
Основные результаты диссертационной работы были обсуждены и получили одобрение на 41-й международных научно-технических конференциях: «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2006-2018), «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2011-2018), 1st International Conference on Energy Production and Management in the 21st Century: The Quest for Sustainable Energy (Екатеринбург, 2014); «Involvement of maintenance organizations in emergency response taking into account the lessons learned from the Fukushima events» («Участие ремонтных организаций в противоаварийном реагировании с учетом опыта событий на АЭС Фукусима») (Plzen, Czech Republic, 2014), «Белоярской АЭС 40, 50 лет» (Заречный, 2004, 2014), «Информационные технологии и системы» (Банное, 2017), «Физика. Технологии. Инновации ФТИ- 2017-2021» (Екатеринбург, 2017-2021), «Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетка» (Екатеринбург, 2017-2021); 9th IFAC Conference «Manufacturing Modelling, Management and Control» (Deutschland, Berlin, 2019); Международная научно-техническая школа-семинар по ядерным технологиям (Екатеринбург, 2019); III, IV Международная научная конференция
«Техногенные системы и экологический риск» (Обнинск, 2020, 2021); International Conference «Energy, Ecology, Climate 2020 - WCAEE-ICEEC-2020» (Sarov, Russia, 2020); MOSM-2020 (Екатеринбург, 2020); XX International Symposium on Solid State Dosimetry conference (Mexica, 2020); 3rd International Forum on Advances in Radiation Physics (Malaysia, Kuala Lumpur, 2021); XVII международная конференция «Будущее атомной энергетики» (Обнинск, 2021), The 15th International Symposium on Radiation Physics (Kuala Lumpur, Malaysia, 2021); 24-х всероссийских: «Новые технологии в ремонте АЭС» (Москва, 2008), «Безопасность критичных инфраструктур и территорий» (Екатеринбург, 2008¬2014), «Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. НИВИЭ» (Екатеринбург, 2008-2016), «Mathematical Modeling and Information Technologies» (Yekaterinburg, 2016), «Научно-техническая школа-семинар по ядерным технологиям» Екатеринбург, АО «ИРМ», 2016-2017), «Научно-техническая конференция молодых ученых Уральского энергетического института УрФУ» (Екатеринбург, 2016-2019).
В 2021 г. на Белоярской АЭС проведена апробация демонстрационной программы оптимизации маршрута дозиметриста с посещением заданных точек помещения с учетом обхода препятствий. (Акт промышленных испытаний, Белоярская АЭС).
Публикации. По теме диссертации опубликовано 292 научных работ, из них 66 работ в журналах, определенных ВАК и Аттестационным советом УрФУ общим объемом 47,51 п.л. (авторских 26,42 п.л.), в том числе 45 работ в изданиях, входящих в международные реферативные базы данных (Scopus, Web of Science), 2 монографии объемом 12,5+14,62=27,12 п.л. (авторских 12,5+5,49=17,99 п.л.), а также в 226 статьях, тезисах докладов и выступлений, получено 7 патентов Российской Федерации (3 - на изобретения и 4 - на полезные модели. Основные положения диссертационного исследования вошли в 5 учебников и 9 учебных пособий.
Структура и объем работы. Структура диссертационного исследования подчинена замыслу исследования и состоит из введения, шести глав, заключения, приложений, списка использованных источников, включающего 258 наименования. Общий объем диссертации 342 страницы. Работа содержит 175 рисунков и 74 таблицы.

Возникли сложности?

Нужна качественная помощь преподавателя?

👨‍🎓 Помощь в написании
🎓 Дипломные 📘 Магистерские 📙 Диссертации 📗 Курсовые 📝 Статьи 📄 ВКР

✅ Заключение

Итогом диссертационной работы являются научно-обоснованные технические решения, повышающие эффективность реализации принципа оптимизации РЗ персонала на этапах жизненного цикла АЭС, имеющие важное социально-экономическое значение - обеспечение приемлемости ядерной энергетики, как основного низкоуглеродного энергоисточника, обладающего гарантированной безопасностью, экономической устойчивостью и конкурентоспособностью, отсутствием ограничений по сырьевой базе, экологической устойчивостью (малоотходностью). Разработанные научно-технические решения будут использованы для оптимизации состава композитных РЗМ; сокращения времени пребывания в радиационных полях за счет использования специальных приспособлений, подготовки персонала с использованием виртуальных технологий; маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях при эксплуатации, включая ремонт, ПСЭ, и демонтаже радиоактивных систем при ВЭ АЭС.
В результате выполненной работы получены следующие результаты:
1. Проведено исследование ДЗ и потенциала оптимизации РЗ персонала на этапах жизненного цикла АЭС.
2. Проведено комплексное исследование и анализ организации работ по ПСЭ РУ БН-600, сформулированы рекомендации по их оптимизации и минимизации радиационных нагрузок на персонал.
3. Сформулированы подходы к ВЭ РУ БН-600, исходя из особенностей интегральной компоновки I контура.
4. Проведены расчетно-экспериментальные исследования композитных РЗМ на органической и неорганической основе с различным составом наполнителей по отношению к у-излучению. Разработан алгоритм проектирования и оптимизации состава композитных РЗМ применительно к планируемым условиям облучения.
5. Проведены расчетно-экспериментальные исследования природных
неорганических минералов для оптимизации состава РЗ для хранения и захоронения РАО.
6. Проведено пилотное исследование ослабляющих свойств гомогенных РЗМ на органической основе для формирования программы комплексных испытаний по отношению к смешанному у- и нейтронному излучению на ИЯУ ИВВ-2М
7. Проведено моделирование дополнительного внутреннего экранирования контейнеров при переработке ЖРО на опытной установке ионоселективной сорбции СогеЬпск (НИИ «ЭКСОРБ») в Актау (РУ БН-350) для повышения емкости по сорбированной активности 137Сз и 60Со.
8. Разработаны конструкции быстросъемных устройств тепловой и радиационной защиты трубопроводов с радиоактивными средами, заморозки натрия в трубопроводах для повышения безопасности и минимизации дозовых затрат персонала (получены 1 патент на изобретение и 2 на полезные модели).
9. Разработаны алгоритмы маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях. Проведены вычислительные эксперименты на суперкомпьютере «Уран».
10. Получены новые теоретические результаты, по точным и приближенным методам решения маршрутных задач с усложненным критерием, включающим внутренние работы.
11. Разработана мобильная сборная биологическая защита персонала от ионизирующего излучения при ремонте и при ликвидации последствий радиационных аварий (получен патент на изобретение).
12. Проведено пилотное внедрение результатов исследований на Шевченковской и Кольской АЭС, в АО «ИРМ».
13. Разработаны демонстрационные версии 3В-моделей помещений АЭС для подготовки персонала для сокращения времени пребывания в радиационных полях.
14. Разработаны учебно-методические материалы по оптимизации радиационной защиты и внедрены в процесс подготовки и профессиональной переподготовки специалистов.
15. Материалы диссертационного исследования вошли в 2 монографии, 5 учебников, 10 учебных пособий, 290 публикаций и внедрены в учебный процесс подготовки специалистов в области использования атомной энергии в УрФУ, НГТУ, ТПУ (Акты о внедрении в УрФУ, ТПУ, НГТУ).
Перспективы дальнейшей разработки темы исследования заключаются в развитии следующих направлений:
• комплексные исследования органо-металлических РЗМ по отношению к смешанному гамма- и нейтронному излучению;
• повышение емкости защитных контейнеров по активности размещаемых в них РАО с использованием металлических низкоактивных РАО и отходов производства;
• интеграция методов маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях с ЗИ-моделированием;
• разработка новых композитных РЗМ на основе бетонов, стеклянных систем, полимеров и др.;
• расчетно-экспериментальные исследования радиационно-защитных свойств местных природных минералов (Египет, Иордания и др.).

Нужна своя уникальная работа?
Срочная разработка под ваши требования
Рассчитать стоимость
ИЛИ
Поиск аналога

📕 Список литературы

1. www.isoe-network.net
2. Колтик И.И. Атомные электростанции и радиационная безопасность. - Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2001. 368 с.
3. ICRP, 1959. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 1. Pergamon Press, Oxford, UK.
4. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994. 207 с
5. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96).- М.: Минздрав России, 1996.
6. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).- М.: Минздрав России, 1999.
7. Ташлыков О.Л. Дозовые затраты персонала в атомной энергетике. Анализ. Пути снижения. Оптимизация: монография. Saarbrüсken, Germany: LAP LAMBERT Academic Publishing GmbH & Co. RG. 2011. 232 c.
8. Ташлыков О.Л. Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании: дис. канд. техн. наук: 05.04.11 / Ташлыков Олег Леонидович. - Екатеринбург, 2006. - 145 с.
9. Михайлова А.Ф., Ташлыков О.Л. Совершенствование системы автоматизированного сбора, хранения и обработки данных индивидуального дозиметрического контроля персонала АО «ИРМ» // Вопросы атомной науки и техники. Материаловедение и новые материалы. - 2019. - № 5. - С. 64-73.
10. Михайлова А. Ф., Ташлыков О. Л. Использование принципа оптимизации для
управления индивидуальными радиационными рисками персонала // Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: материалы Международной научно-практической
конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, - Екатеринбург : УрФУ, 2017. С. 869-873
11. Михайлова А.Ф., Ташлыков О.Л. Моделирование процесса управления индивидуальными радиационными рисками персонала / Физика. Технологии. Инновации. ФТИ - 2019: тезисы докладов VI Международной молодежной научной конференции. - Екатеринбург: УрФУ, 2019. С. 895-896.
12. МУ 2.6.5.054-2017. Оптимизация радиационной защиты персонала
предприятий Госкорпорации «Росатом». Методические указания. - М.,
Федеральное медико-биологическое агентство, 2017 г. -52 с.
13. Программа оптимизации радиационной защиты персонала на АЭС (2016-2019 гг.). М.: АО «Концерн Росэнергоатом» 2016. 44 с.
14. Программа оптимизации радиационной защиты персонала на АЭС (2019-2024 гг.). М.: АО «Концерн Росэнергоатом» 2019. 32 с.
15. Управление работами в атомной энергетике. Документы ОЭСР. Агентство по ядерной энергии. Воспроизведено МАГАТЭ. Вена, Австрия, 1998. 169 с.
16. Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. - М.: «Росэнергоатом», 1999. - 186 с.
17. Stokell P.J., Croft J.R., Lochard J., Lombard J. Radiation Protection. Alara from theory towards practice. Final report. Commission of the European Communities. EUR 13796 EN, Brussels, Luxembourg, 1991.
18. Публикация 103 Международной Комиссии по радиационной защите (МКРЗ). Пер с англ. / Под общей ред. М.Ф. Киселёва и Н.К.Шандалы. М.: Изд. ООО ПКФ «Алана», 2009.
19. Организация работы в целях оптимизации радиационной защиты от профессионального облучения на атомных электростанциях. Публикация ОЭСР. 2009. Париж. Paris. -114 с.
20. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Шарифянов Е.В. Инновационное направление развития ядерной энергетики в России и мире (Экологическая приемлемость ядерной энергетики XXI века) // Международный научный журнал Альтернативная энергетика и экология. 2020. № 28-30. С. 47-56.
21. Таджибаева И., Пустобаев С., Ровнейко А. и др. Обращение с натриевым теплоносителем реактора на быстрых нейтронах. Алматы, НТЦ БЯТ, 2010, 320 с.
22. Nosov, Y.V. Rovneiko, A.V. ,Tashlykov, O.L. , Shcheklein, S.E. Decommissioning Features of BN-350, -600 Fast Reactors //Atomic Energy. Vol. 125, Iss. 4, Pp. 219-223
23. Савченкова Г.А., Артамонова Т.А., Савченков В.П., Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Русских И.М., Селезнев Е.Н. Перспективы использования материалов серии Абрис для радиационной защиты персонала АЭС / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики // Сборник докладов восьмой международной научно-технической конференции - Москва: ОАО «Концерн Росэнергоатом», 2012. С.504-508
24. Ташлыков О.Л. Реализация принципа оптимизации в радиационной защите персонала на этапах жизненного цикла объекта использования атомной энергии / Международная научно-техническая школа-семинар по ядерным технологиям для молодых ученых, специалистов, студентов и аспирантов, 26-27 сентября 2019 г., Екатеринбург: тезисы докладов. - Екатеринбург, 2019. С.12-14.
25. Коробкин В.В., Сесекин А.Н., Ташлыков О.Л., Ченцов А.Г. Методы маршрутизации и их приложения в задачах повышения эффективности и безопасности эксплуатации атомных станций / под общ. ред. член-корр. РАН И.А.Каляева: монография. - М.: Новые технологии, 2012. -234 с.
26. Вывод из эксплуатации установок. Общие требования безопасности, часть 6 (№ GSR Part 6). Вена. МАГАТЭ. 2015. 52 с.
27. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. (НП-001-15).Утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522
28. ГОСТ 25866-83 Эксплуатация техники. Термины и определения (с Изменением N 1) М.: Издательство стандартов, 1983 год, 9 с.
29. Ташлыков О.Л. Ремонт оборудования атомных станций: учебник / О.Л. Ташлыков. - Екатеринбург: Изд-во Урал. Ун-та, 2018. - 352 с.
30. Ташлыков О.Л. Методы оценки и снижения дозовых нагрузок при ремонте АЭС. Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2009.
31. Наумов А.А., Ташлыков О.Л. Минимизация дозовых затрат при ремонтном обслуживании систем и оборудования АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2010. №1. С.80-88.
32. Наумов А.А., Ташлыков О.Л. О проблеме снижения дозозатрат персонала при подготовке к продлению срока эксплуатации АЭС / Энерго- и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: сборник материалов научно-практической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых. - Екатеринбург, 2009. С.405-407.
33. Ташлыков О. Л. АЭС: Продление ресурса и снятие с эксплуатации: учебник / О. Л. Ташлыков. - Екатеринбург: Изд-во Урал. ун-та, 2020. - 216 с.
34. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции (НП-017-18), -М.: Ростехнадзор, 19 с.
35. Обеспечение качества при эксплуатации АЭС Ю.Н. Черных, Ю.Б.
Мартыненко, А.А. Козенюк М.: ВНИИАЭС, 2001. 100 с.
36. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле / под ред. Н.Н. Пономарева- Степного. - М.: Техносфера, 2016. - 160 с.
37. Алексеев С.В. Технико-экономические аспекты инновационного развития ядерной энергетики России в XXI веке / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики // Доклады XI международной конференции - Москва: АО «Концерн Росэнергоатом», 2018, с. 460-462
38. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Экологическое прогнозирование в ядерной энергетике XXI века //Международный научный журнал Альтернативнаяэнергетика и экология. 2015.№ 8-9 (172-173). С. 50-58
39. СанПин 2.6.1.24-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03). -М.: Минздрав РФ, 2003, 36 с.
40. Деннет М. Дозиметрический контроль на АЭС Центрального энергоуправления Великобритании. Докл. на советско-английском симпозиуме «Эксплуатация атомных электростанций». М.: изд. ВТИ, 1977.
41. Егоров Ю.А. Основы радиационной безопасности атомных электростанций. - М.: Энергоатомиздат, 1982. - 272 с.
42. https://www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/50f/50f16f3fc82f4126e3877c698fd107
43. pdf
43. https://www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/80c/80cda3fe590b20a1aa689fc303511e3a.pdf
44. Ташлыков О.Л.Основы ядерной энергетики/ О.Л. Ташлыков; под общ. ред. С.Е. Щеклеина. - Екатеринбург: Изд-во Урал. Ун-та, 2016. - 225 с.
45. https://www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/c75/c75ea59c91644ad0fc5806e8f6018f66.pdf
46. Bunch W.L. A Decade of Radiological and Shielding Experience at the Fast Flux Test Facility // To Be Presented at American Nuclear Society Winter Meeting Washington, D.C. November 11-15, 1990.12 c.
47. Meenakshisundaram V. and Jose M. T. Radiation protection aspects gained from the operation of FBTR - basis for approach & criteria for future LMFBRs // Radiological Safety Division; Indira Gandhi Centre for Atomic Research Kalpakkam - 603 102. 9 с.
48. Suriyamurthy, N., et al., Radiological aspects on sodium clean-up and disposal of radioactive sodium in FBTR, J Rad. Prot. and Envi. Vol. 28, No. 1-4 (2005).
49. Guidez J. and Saturnin A. Evolution of the collective radiation dose of nuclear reactors from the 2nd through to the 3rd generation and 4th generation sodium-cooled fast reactors // EPJ Nuclear Sci. Technol. 3, 32 (2017).
50. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Булатов В.И., Шастин А.Г. О проблеме снижения дозовых затрат персонала АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика.
2011. №1. С.55-60.
51. Ташлыков О.Л., Бельтюков А.И. Парогенераторы АЭС : учебник / О.Л. Ташлыков, А.И. Бельтюков. - Екатеринбург: Изд-во Урал. ун-та, 2019. - 304 с. (Учебник УрФУ)
52. Ташлыков О.Л. Технологии ремонта парогенерирующей установки: учебное пособие / О.Л.Ташлыков. Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2009. 118 с.
53. Носов Ю.В., Смышляева О.Ю., Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Обеспечение экологической безопасности при длительной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах на примере Белоярской АЭС // Альтернативная энергетика и экология.
2012. №4. С.64-68.
54. O. Tashlykov, S. Shcheklein, Y. NOSOV & O. Smyshlaeva Ecological foresight in the nuclear power of XXI century // International journal of energy production and management. 2016. Vol. 1. No. 2. Pp. 133-140.
55. Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов С.А., Ташлыков О.Л., Титов Г.П., Тучков А.М., Щеклеин С.Е. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1; под общ. ред. С.Е. Щеклеина, О.Л. Ташлыкова. - Екатеринбург: УрФУ, 2013. - 548 с.
56. Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов С.А., Ташлыков О.Л., Титов Г.П., Тучков А.М., Щеклеин С.Е. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 2; под общ. ред. С.Е. Щеклеина, О.Л. Ташлыкова. - Екатеринбург: УрФУ, 2013. - 420 с.
57. Шарифянов Е.В., Ташлыков О.Л. Оценка профессионального облучения при эксплуатации АЭС с быстрыми натриевыми реакторами / Техногенные системы и экологический риск: Тезисы докладов III Международной научной конференции. - Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2020. С. 161-163.
58. Ашурко Ю.М. Инновационные реакторные технологии 4-го поколения и текущее состояние их развития в рамках международного форума «ПОКОЛЕНИЕ- IV» / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики // Доклады XI международной конференции - Москва: АО «Концерн Росэнергоатом», 2018. с.462-468
59. Васильев Б.А., Виленский О.Ю., Каманин Ю.Л. Основные результаты работ по продлению срока эксплуатации оборудования реакторной установки БН-600 / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: сборник докладов восьмой международной научно-технической конференции 23-25 мая 2012 г. - М.: АО «Концерн Росэнергоатом», 2012. с.313-318
60. Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций. НП-031-01. Утверждены постановлением Госатомнадзор России от 19 октября 2001 г. № 9. Введены в действие с 1 января 2001 г.
61. O. Tashlykov, S. Shcheklein, A. Sesekin A. Chentsov, Y. Nosov & O. Smyshlaeva Ecological features of fast reactor nuclear power plants (NPPs) at all stages of their life cycle //WIT Transactions on Ecology and the Environment. - 2014, - V.190(2). - Рр. 907-918
62. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / Л.А. Белянин, В.И. Лебедев и др. - М.: Энергоатомиздат, 1997. 256 с.
63. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Кадников А.А. Оптимизация дозовых затрат в процессе глубокой модернизации блоков АЭС с целью продления срока эксплуатации (на примере замены парогенераторов ПГВ-1000) // Безопасность АЭС и подготовка кадров. XII Международная конференция: Тезисы докладов. - Том 2. - Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2011. С.100-102.
64. PRIS - Home (iaea.org)
65. Былкин Б.К., Енговатов И.А. Вывод из эксплуатации реакторных установок: монография. М.: МГСУ, 2014. 228 с.
66. Лукьяненко В.Ю., Шабельников Е.В., Ташлыков О.Л. К проблеме вывода из эксплуатации экспериментальных стендов исследовательских ядерных установок // Вопросы атомной науки и техники. Материаловедение и новые материалы. - 2019. - № 5. - С. 83-95.
67. Носов Ю.В., Ровнейко А.В., Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Особенностивывода из эксплуатации быстрых реакторов БН-350, -600 //Атомная энергия. 2018. Т. 125.№ 4. С. 195-199
68. Лучшие зарубежные практики вывода из эксплуатации ядерных установок и реабилитации загрязненных территорий. — Под общей редакцией И. И. Линге и А. А. Абрамова. — 2017 г. — 187 с.
69. Romanenko O.G., Tazhibaeva I.L., Rovneyko A.V., et al., Immobilization of cesium traps from the BN-350 fast reactor (Aktau, Kazakhstan) - 11062 / In: Conf. WM2011, 27 February - 3 March, 2011, Phoenix, AZ
70. Проблемы ядерного наследия и пути их решения. Вывод из эксплуатации. - Под общей редакцией Л.А. Большова, Н.П. Лаверова, И.И. Линге. - Т.3. - М.: 2015. -316 с.
71. Долгих В.П., Забродская С.В., Лебедева О.М., Попов Э.П., Смыков В.Б. Оценка стоимости окончательного захоронения радиоактивных отходов кондиционированного разными способами натрия первого контура быстрых реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Ядерно-реакторные константы. -2020.-№2. С. 96-103.
72. SUPERPHENIX Dismantling - Status and lessons learned IAEA-CN245-560. Конференция МАГАТЭ по быстрым реакторам. Екатеринбург, 2017.- 14 р.
73. Васильев И.И., Плещенкова Л.К., Пугачев Г.Г., Ровнейко А.В. Установака переработки натриевого теплоносителя реакторной установки БН-350 // Труды 1-й международной конференции «Атомная энергетика и Промышленность» KazAtomExpo. Астана. Казахстан. 2010. С. 37-42.
74. БР-10 - полигон для отработки технологий вывода | Атомная энергия 2.0(atomic-energy.ru)
75. Смыков В.Б., Крючков Е.А., Багдасаров Ю.Е., Кононюк М.Х. Проблемы кондиционирования радиоактивных отходов щелочных теплоносителей при выводе из эксплуатации исследовательского реактора БР-10 // Труды юбилейной конференции «От исследований на БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических реакторов». Обнинск. 2009. С.45-51.
76. Mikhailova A. F., Tashlykov O. L. The Ways of Implementation of the Optimization Principle in the Personnel Radiological Protection // Physics of Atomic Nuclei, 2020, Vol. 83, No. 12, pp. 1718-1726.
77. Морган К. Выход радиоактивных веществ из реактора // Безопасность ядерной энергетики: Пер. с англ. Под ред. Дж.Раста и Л.Уивера. М.: Атомиздат, 1980. С. 39-59.
78. Даттон Л. Контроль за дозовыми нагрузками в процессе технического обслуживания АЭС // Атомная техника за рубежом. 1994. №4. С.29-31
79. Методы уменьшения радиационной опасности при эксплуатации АЭС // Атомная техника за рубежом. 1980. №10. С. 17-22.
80. Базыкин О.С. Специфика ремонта атомных электростанций. - М.:
Энергоатомиздат, 1983. - 160 с.
81. Adams Steven R. Theory, Design, and Operating of Liquid Metal Fast Breeder Reactors Adams Steven R. Theory, Design, and Operating of Liquid Metal Fast Breeder Reactors, Including Operational Health Physics // Idaho National Engineering laboratory: U.S. Nuclear Regulatory Commission. October 1985. 262 с.
82. ISOE. Occupational exposures at nuclear power plants 1969-1995. Fifth Annual Report. OECD NEA. Paris, 1997. 158 p.
83. Новиков Г.А., Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Обеспечение безопасности вобласти использования атомной энергии: учебник / Г.А. Новиков, О.Л. Ташлыков,
С.Е. Щеклеин ; под общ. ед. проф., д-ра техн. наук Г.А. Новикова. - Екатеринбург : Изд-во Урал. Ун-та, 2017. - 552 с.
84. Справочник по ядерной энерготехнологии: пер. с англ./ Ф.Ран,
А.Адамантиадес, Дж.Кентон, Ч.Браун; под ред. В.А.Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. 752 с.
85. Стив Т. Экономика ядерной энергетики. Публикация, посвященная ядерным проблемам: Heinrich Boll Stiftung. 2005. №. 5. 47 с.
86. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций: - М.: Энергоатомиздат, 1987.- 387 с.
87. Кесслер Г. Ядерная энергетика: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 264 с.
88. Ташлыков О.Л. Технологии ремонта реакторной установки: учебное пособие. -Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2009. 114 с.
89. Ташлыков О.Л. Технологии ремонта и технического обслуживания атомных электростанций с реакторами на быстрых нейтронах: учебное пособие. - Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2009. 201 с.
90. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002, 480 с.
91. Ташлыков О.Л., Махмуд К.А.Г. Расчетно-экспериментальное исследование местных минералов и композиций на их основе для создания радиационных защит хранилищ радиоактивных отходов АЭС // Международный научный журнал Альтернативная энергетика и экология. - 2020. - № 28-30. - С. 57-66.
92. Mahmoud Karem A., Tashlykov Oleg L., Mhareb M.H.A., Almuqrin Aljawhara H., Alajerami Y.S. M., Sayyed M.I. A new heavy-mineral doped clay brick for gamma-ray protection purposes // Applied Radiation and Isotopes. - 2021. - V. 173: 109720
93. Mahmoud, K.A., Lacomme, E., Sayyed, M.I., Ozpolat, O.F., Tashlykov, O.L. Investigation of the gamma ray shielding properties for polyvinyl chloride reinforced with chalcocite and hematite minerals // Heliyon. - 2020. - 6(3): e03560
94. Mahmoud K.A., Tashlykov O.L. Application of the Monte Carlo Method to simulate the radiation shielding capacity of Lithium tungstate composites AIP. Conference Proceedings. - 2020. - V.2313: 030060;
95. Rammah Y.S., Mahmoud K.A., Mohammed Faras Q., Sayyed M.I., Tashlykov O.L., El-Mallawany R. Gamma ray exposure buildup factor and shielding features for somebinary alloys using MCNP-5 simulation code // Nuclear Engineering and Technology. - 2021. - V.53(8). - Рр.2661-2668.
96. Бормотов А.Н., Прошин А.П., Баженов Ю.М., Данилов Ю.М., Соколова Ю.А. Полимерные композиционные материалы для защиты от радиации: монография. - М.: Издательство «Палеолит», 2006. - 272 с.
97. Худяков В.А. Разработка и исследование свойств модифицированных эпоксидных композитов для защиты от радиации: Автореф. дис. канд. техн. наук. - Пенза: ПГАСИ, 1994. - 24 с.
98. Королев Е.В. Структура и свойства особо тяжелых серных композиционных материалов: Дис. канд. техн. наук. - Пенза: ПГ АСА, 2000. - 198 с.
99. Егорев С.И. Разработка и исследование свойств стеклокристаллических материалов для защиты от радиации: дис. канд. техн. наук.: 05.23.05 / Егорев Сергей Иванович - Пенза: ПГ АСА, 2003 190 с.
100. Калабурдин А.В., Ташлыков О.Л. Обзор полимерных радиационно-защитных материалов с урановым наполнителем / Труды третьей научно-технической конференции молодых ученых Уральского энергетического института. Екатеринбург: ФГАОУ ВО «УрФУ имени первого Президента России Б.Н.Ельцина», 2018. С. 325-328
101. Modern Approaches to Polymer Materials Protecting from Ionizing Radiation, A. I. Wozniak et al., Kurchatov Institute, 2017
102. The impact of high level gamma radiation on immobilized waste forms in polymeric matrices, R. Soundararajan et al., Remediation, 1997],
103. DUPoly: Depleted Uranium Polyethylene Encapsulation Bench-Scale Processibility and Preliminary Characterization, Paul D. Kalb et al., Brookhaven National Laboratory, 1996
104. Стефенсон Р. Введение в ядерную технику. - М.: Государственное
издательство технико-теоретической литературы, 1956. - 536 с.
105. Арбузов В.И. Основы радиационного оптического материаловедения. СПб: СПбГУИТМО. 2008. - 284 с.
106. Бреховских С.М., Викторова Ю.Н., Гринштейн Ю.Л., Ланда Л. М., Фурмер И. Э., Мухленов И. П., Долидович А. Ф., Забродский С. С., Рахлина З. В., Гольдберг М. М. Основы радиационного материаловедения стекла и керамики. - М.: Стройиздат, 1971. - 256 с.
107. El-Agawanya F.I., Tashlykov O.L., Mahmoud K.A., Rammah Y.S. The radiation-shielding properties of ternary SiO2-SnO-SnF2 glasses: Simulation and theoretical study // Ceramics International. - 2020. - V.46. - №. 15. - Pp. 23369-23378.
108. Mahmoud K.A., El-Agwany F.I., Rammah Y.S., Tashlykov O.L. Gamma ray shielding capacity and buildup factors of CdO doped Lithium borate glasses: theoretical and simulation study // Journal of Non-crystalline solids. - 2020. - V.541: 120110.
109. Mahmoud, K. A.,Tashlykov O.L., Sayyed, M. I.,Kavaze E.The role of cadmiumoxides in the enhancement of radiation shielding capacities for alkali borate glasses // Ceramics International. - 2020. - V.46. - №15. - Pp.23337-23346.
110. Tashlykov O.L., Sayyed M.I., Mahmoud K.A., Khandaker Mayeen Uddin, Bradley
D. A., Vlasova S.G. Tailor made barium borate doped Bi2O3 glass system for radiological protection // Radiation Physics and Chemistry. - 2021. - V.187: 109558
111. Kurtulus Recep, Sayyed M.I., Kavas Taner, Mahmoud K.A., Tashlykov O.L., Khandaker Mayeen Uddin, Bradley D.A. A lanthanum-barium-borovanadate glass containing Bi2O3 for radiation shielding applications // Radiation Physics and Chemistry. - 2021. - V.186: 109557
112. Rammah Y. S., Mahmoud K. A., El-Agawany F. I., Tashlykov O. L., Yousef E. Tm3+ ions-doped phosphate glasses: nuclear shielding competence and elastic moduli // Applied Physics A. - 2020. - V.126. - № 12: 927
113. Sayyed, M.I., Mahmoud, K.A., Tashlykov, O.L., Khandaker, M.U., Faruque, M. Enhancement of the Shielding Capability of Soda-Lime Glasses with Sb2O3 Dopant: A Potential Material for Radiation Safety in Nuclear Installations // Applied Sciences -
2021. - V.11: 326.
114. Tashlykov O. L., Vlasova S. G., Kovyazina I. S., Mahmoud K. A. Repercussions of yttrium oxides on radiation shielding capacity of sodium-silicate glass system: experimental and Monte Carlo simulation study // The European Physical Journal Plus. - 2021. - V. 136:428
115. Aladailah M.W., Tashlykov O.L., Shirmanov I.A., Strugov E.D., Marashdeh Mohammad W., Abdelmunem E.M., Eke Canel. Photon absorption capabilities of SiO2- Na2O-P2O5-CaO-MgO glasses // Radiation Physics and Chemistry. - 2022. -V.190: 109814
116. Mahmoud K.A., Tashlykov O.L., Almuqrin Aljawhara H., Sayyed M.I., Vlasova S.G. Assessment of mechanical and radiation shielding capacity for a ternary CdO-BaO- B2O3 glass system: A comprehensive experimental, Monte Carlo simulation, and theoretical studies. Progress in Nuclear Energy 146 (2022) 104169
117. Koubisy M.S.I., Afifi M., Mahmoud K.A., Tashlykov O.L., Zatsepin A.F., Almuqrin Aljawhara H., Sayyed M.I. Synthesis, FTIR, and mechanical as well as radiation shielding characteristics in Nd2O3-doped bismuth lithium borate glasses. Ceramics International xxx (xxxx) xxx
118. Mahmoud K.A., El-Agawany F.I., Tashlykov O.L., Ahmed Emad M., Rammah Y.S.
The influence of BaO on the mechanical and gamma / fast neutron shielding properties of lead phosphate glasses // Nuclear Engineering and Technology. - 2021 - V.53:
3816e3823
119. Машкович В. П. Защита от ионизирующих излучений /
В. П. Машкович, А. В. Кудрявцева // М.: Энергоатомиздат, 1995. 495 с.
120. Mahmoud, K.A., Sayyed, M.I.,Tashlykov, O.L. Gamma ray shieldingcharacteristics and exposure buildup factor for some natural rocks using MCNP-5 code// Nuclear Engineering and Technology. 51 (2019) 1835-1841.
121. Perrin M. Cenozoic and Mesozoic basalts from Egypt: a preliminary survey with a view to paleointensity / M. Perrin, A. Saleh, L. Alva-Valdivia // Earth Planets Space. 2009. 61. Рр. 51-60
122. Mahmoud K.A., Tashlykov O. L., El Wakil A. F., Hesham MH Zakaly, El Aassy I.
E. Investigation of radiation shielding properties for some building materials reinforced by basalt powder // AIP Conference Proceedings. - 2019. - V.2174(1): 020036.
123. Nuclear Energy Agency (NEA) - OECD: Exposure to radiation from natural radioactivity in building materials OECD. Paris. 1979.].
124. K.O.M.J. Berger, J.H. Hubbell, S.M. Seltzer, J. Chang, J.S. Coursey, R. Sukumar,
D.S. Zucker, XCOM: Photon Cross Sections Database, 2010.
https://dx.doi.org/10.18434/T48G6X.
125. Mahmoud, K.A., Sayyed, M.I., Tashlykov, O.L. Comparative studies between the shielding parameters of concretes with different additive aggregates using MCNP-5 simulation code //Radiation Physics and Chemistry. - 2019. - V.165:108426
126. Agar, O., Tekin, H.O., Sayyed, M.I., Korkmaz, M.E., Culfa, O., Ertugay, C., 2019. Experimental investigation of photon attenuation behaviors for concretes including natural perlite mineral. Results Phys 12, 237-243.
127. Shams, T., Eftekhar, M., Shirani, A., 2018. Investigation of gamma radiation attenuation in heavy concrete shields containing hematite and barite aggregates in multi-layered and mixed forms. Constr. Build. Mater. 182, 35-42.
128. Патент СССР №51538 Авторы: М.Н. Рейхштадт, А.Д. Овакимян «Способ изготовления материала для защиты от рентгеновских и тому подобных лучей». Заявка 1936 - опубликован 1937.
129. Mahmoud, K.A.,Tashlykov, O.L.,El Wakil, A.F.,El Aassy, I.E.Aggregates grain size and press rate dependence of the shielding parameters for some concretes //Progressin Nuclear Energy. - 2020. - V.118: 103092.
130. Sayyed, M.I., Mahmoud, K.A., Islam, S., Tashlykov, O.L., Lacomme, E., Kaky, K.M. Application of the MCNP 5 code to simulate the shielding features of concrete samples with different aggregates // Radiation Physics and Chemistry. - 2020. - V.174,108925

🛒 Оформить заказ

⚡ Работу высылаем в течении 5 минут после оплаты.

🔍 ПОХОЖИЕ РАБОТЫ ПО ТЕМЕ

РАЗРАБОТКА РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНЫХ КОМПОЗИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ, ТЕОРИИ И МЕТОДОВ МАРШРУТНОЙ ОПТИМИЗАЦИИ ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК В СИСТЕМЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОБЪЕКТАМИ (ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РАЗНЫМ ЭТАПАМ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА АС) Авторефераты (РГБ) электроэнергетика 2022 г. 250 руб. АКУСТИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ КОМПОЗИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ МАЛОРАКУРСНЫМ ТЕНЕВЫМ МЕТОДОМ Диссертация материаловедение 2015 г. 700 руб. МАЛОРАКУРСНАЯ АКУСТИЧЕСКАЯ ТОМОГРАФИЯ КОМПОЗИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ Диссертация физика 2021 г. 700 руб. Методика радиационного контроля композиционных материалов Магистерская диссертация техническая механика 2016 г. 5900 руб. МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ДЕФОРМИРОВАНИЯ КОМПОЗИТНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИИ Магистерская диссертация механика 2019 г. 5700 руб. Разработка программной системы для автоматической генерации сетки конечных элементов композитных материалов на войлочной основе Дипломные работы, ВКР программирование 2019 г. 4420 руб. Разработка технологического процесса изготовления детали «Ковер пола передний» автомобиля «ГАЗель» с годовым выпуском 10 000 штук Магистерская диссертация материаловедение 2017 г. 5730 руб. РАЗРАБОТКА ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ДЛЯ СИНТЕЗА ДАННЫХ ТЕПЛОВОГО И УЛЬТРАЗВУКОВОГО ВИБРОМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ КОМПОЗИЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ Диссертация физика 2021 г. 700 руб. ОПТИЧЕСКИЕ, ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ, МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА И РАДИАЦИОННАЯ СТОЙКОСТЬ ПОЛИПРОПИЛЕНА, МОДИФИЦИРОВАННОГО НАНОЧАСТИЦАМИ ОКСИДНЫХ СОЕДИНЕНИЙ Диссертация физика 2023 г. 700 руб. РАЗРАБОТКА СОСТАВОВ И ТЕХНОЛОГИИ ПОЛУЧЕНИЯ МОДИФИЦИРОВАННОГО ЖИДКОСТЕКОЛЬНОГО ВЯЖУЩЕГО И КОМПОЗИЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ НА ЕГО ОСНОВЕ Диссертации (РГБ) технология конструкционных материалов 2015 г. 4315 руб.

📎 ДИССЕРТАЦИИ (РГБ) ПО ПРЕДМЕТУ «ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИКА»

Найдено работ: 13

УПРАВЛЕНИЕ МОЩНОСТЬЮ ВЕТРОЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ПРИ ВОЗМУЩЕНИЯХ СЕТИ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2022 г. 4295 руб. КРАТКОСРОЧНОЕ ПРОГНОЗИРОВАНИЕ И ПЛАНИРОВАНИЕ РЕЖИМОВ ФОТОЭЛЕКТРИЧЕСКИХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2020 г. 4300 руб. СОЛНЕЧНО-ГЕОТЕРМАЛЬНОЕ ЭНЕРГОСНАБЖЕНИЕ ЗДАНИЙ С ЭНЕРГОЭФФЕКТИВНЫМИ ФАСАДНЫМИ КОНСТРУКЦИЯМИ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2021 г. 4325 руб. ИДЕНТИФИКАЦИЯ ПАРАМЕТРОВ ЭКВИВАЛЕНТОВ ЭЭС ПО ДАННЫМ СИНХРОНИЗИРОВАННЫХ ВЕКТОРНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2018 г. 4250 руб. РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ ИДЕНТИФИКАЦИИ СТАТИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК КОМПЛЕКСНОГО УЗЛА НАГРУЗКИ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2018 г. 4270 руб. АНАЛИЗ И ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ СТАБИЛИЗАЦИИ УСТРОЙСТВ РЕГУЛИРОВАНИЯ ВОЗБУЖДЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ МЕТОДОВ ИДЕНТИФИКАЦИИ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2018 г. 4330 руб. УПРАВЛЕНИЕ РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНЫМИ СЕТЯМИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПОТОКОВОЙ МОДЕЛИ УСТАНОВИВШЕГОСЯ РЕЖИМА Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2018 г. 4370 руб. МЕТОДЫ АНАЛИЗА НИЗКОЧАСТОТНЫХ КОЛЕБАНИЙ И СИНХРОНИЗИРУЮЩЕГО ДЕЙСТВИЯ ГЕНЕРАТОРА НА БАЗЕ ВЕКТОРНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2016 г. 4375 руб. РАЗРАБОТКА СИСТЕМЫ ОЦЕНКИ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ЭЛЕКТРОСЕТЕВОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА ОСНОВЕ НЕЙРО-НЕЧЕТКОГО ЛОГИЧЕСКОГО ВЫВОДА Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2015 г. 4315 руб. ДОСТОВЕРИЗАЦИЯ ИЗМЕРЕНИЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ МЕТОДАМИ ТЕОРИИ ОЦЕНИВАНИЯ СОСТОЯНИЯ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2015 г. 4310 руб. СИНТЕЗ АЛГОРИТМОВ УПРАВЛЕНИЯ ТЯГОВЫМИ ЭЛЕКТРОПРИВОДАМИ С ДВИГАТЕЛЯМИ НЕТРАДИЦИОННЫХ КОНСТРУКЦИЙ Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2016 г. 4320 руб. ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА В Г. НЯГАНЬ ХАНТЫ-МАНСИЙСКОГО АВТОНОМНОГО ОКРУГА Диссертации (РГБ) электроэнергетика 2017 г. 4375 руб.
📋 Содержание 📖 Введение ✅ Заключение 📕 Литература 🔍 Похожие 🛒 Купить ⬆️

Оценка стоимости

Это краткая форма заказа. После ее заполнения вы перейдете на полную форму заказа работы

Каталог работ (207959)

Поиск работ


©2026 Cервис помощи студентам в выполнении работ
.