81. | Верификация инженерной модели коррозии модификаций сплавов Э110 и Э635. |
82. | Проведение реакторных испытаний тугоплавких конструкционных материалов |
83. | Проведение реакторных испытаний материалов теневой радиационной защиты для реакторной установки ЯЭДУ мегаваттного класса. |
84. | Структура таблеток нитридного ядерного топлива, полученных карботермическим методом. |
85. | Спекание оксидного ядерного топлива: механизм пластического течения. |
86. | Роль пластической деформации в процессах компактизации порошков диоксида урана. (НИЯУ МИФИ) |
87. | Механические свойства и коррозионное поведение сплавов Э110 и Э635 при воздействии высокодозного облучения. |
88. | Измерение средней плотности ядерного топлива в технологии керметного стержня и при анализе результатов реакторных испытаний. |
89. | Методика и результаты определения теплопроводности образцов нитридного топлива в комплексе горячих камер. |
90. | Влияние легирования алюминиевой матрицы на кинетику диффузионного взаимодействия в дисперсионных твэлах с U-Mo топливом. |
91. | Совершенствование технологии изготовления уран-гадолиниевого топлива. |
92. | Влияние скорости радиационной ползучести циркониевых сплавов на протяжения в элементах ТВС при эксплуатации. |
93. | Особенности образования гидридов в оболочках негерметичных твэлов ВВЭР высокого выгорания. |
94. |
|
95. | Испытания экспериментальных ТВС с малым вредным поглощением нейтронов в реакторе СМ. |
96. | Фторид бериллия – исходный материал производства металлического бериллия и компонент солевой композиции ядерных реакторов. |
97. | Формоизменение твэлов ВВЭР-1000 с утоненной оболочкой и таблеткой 7,8×0 при эксплуатации до выгорания 45 МВт*сут/кгU. |
98. | Основные результаты послеракторных исследований конструктивных элементов каркаса ТВС ВВЭР-1000 нового поколения. |
99. | Особенности определения содержания водорода в облучённых циркониевых сплавах на газоанализаторе «ELTRA» ОН 900. |
100. | Исследование параметров окисления оболочек твэлов, изготовленных из штатных и модернизированных сплавов циркония. |
101. | Обзор результатов испытаний и послереакторных исследований модернизированных органов СУЗ реактора БН-600. (Филиал Росэнергоатом» «Белоярская АЭС») |
102. | Модель влияния примесей на коррозию сплавов Zr-1% Nb в водном теплоносителе АЭС. , , |
103. | Коррозия оболочек твэлов и элементов конструкции из сплавов Э635 при длительной эксплуатации в составе ТВС ВВЭР-1000. |
104. |
|
105. | Результаты внереакторных исследований термомеханического взаимодействия в макетах твэлов с диоксидом урана. |
106. | Исследование вопросов термомеханики кассетной ТВС с металлокерамическим топливом для активных зон с повышенным энергоресурсом. |
107. | Испытания твэлов водоохлаждаемых энергетических реакторов в переходных режимах изменения мощности в исследовательском реакторе МИР. |
108. | Исследование облучения на линейном ускорителе для прогнозирования радиационной структуры циркониевых сплавов. |
109. | Экспериментальные исследования и МКЭ-моделирование деформационного поведения ортотропной оболочки твэла ввэр из сплава Э110. |
110. | Разработка методики и исследование структурно-фазового состояния оксидных пленок на изделиях из сплавов Э110 и Э635. |
111. | Влияние водорода на механические свойства и коррозию оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635. |
112. | Влияние структурно-фазового состояния и состава сплава Э635 на его коррозионные характеристики. |
113. | Применение сплава Э125, Э110М, Э635М в качестве материала оболочек твэлов водоохлаждаемых реакторов. |
114. | Предварительные исследования параметров субмикронной пористости топливных таблеток типа ВВЭР. |
115. | Программа и предварительные результаты испытаний в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 с топливом с повышенной ураноемкостью в режиме скачка мощности. , , () |
116. | Задачи исследований поведения топлива ВВЭР современных конструкций в условиях RIA. Программа испытаний твэлов на импульсном реакторе БИГР. |
117. | Исследования в петлевой установке реактора МИР выхода продуктов деления из негерметичных твэлов ВВЭР с высоким выгоранием топлива. |
118. | Поглощение водорода сплавом Zr-1%Nb в условиях, моделирующих проектные аварии типа LOCA. |
119. | Исследование микроструктуры циркониевых сплавов, облученных ионами циркония на линейном ускорителе. |
120. | О технологиях производства, использования и переработки плотных ядерных топлив. |
121. | Исследование газовой пористости в облученном дисперсионном (U-Mo/Al) топливе в области аномального распухания. () |
122. | Особенности изготовления ТВЭЛов и ТВС для ПЭБ. |
123. | Конструкционные и функциональные керамики и композиты, полученные методом «Spark Plasma Sintering», для перспективных приложений в атомном машиностроении и ядерной энергетике. |
124. | Исследование взаимодейсствия топливного сердечника с оболочкой высокотемпературного твэла для газоохлаждаемых ЯЭУ. , , , (») |
125. | Расчетное моделирование поведения ТВС реакторов типа БН с учетом терморадиационных воздействий в активной зоне. |
126. |
НИИАР»3) |
Результаты послереакторных исследований экспериментальных твэлов ТВС с высокоплотным низкообогащенным топливом на основе U-Мо сплавов.
Исследование технологии изготовления таблеточного МОКС-топлива, приготовленного из порошка PuO2 пирохимического происхождения.
Разработка облучательного устройства и методики для исследования радиационной ползучести уранового оксидного топлива с большим размером зерна при температурах 700–1050 °С.СЕКЦИЯ №2 «Конструкционные материалы ЯЭУ»
Учёный секретарь:
127. | Исследование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении. |
128. | Свойства изготовленных по разным технологиям заготовок из сплава Ti-6Al-4V для гибких опор модулей бланкета ИТЭР. |
129. | Методика ударно-волновой обработки реакторных материалов для уменьшения их радиационной повреждаемости. |
130. | Исследование радиационной стойкости реакторного графита ГР-280 при высоких флюенсах нейтронов. |
131. | Изменение свойств сплава Э-125 при низкотемпературном (50-80ºС) облучении. |
132. | Радиационная стойкость нано-структурированной аустенитной нержавеющей стали Х18Н9, полученной методом интенсивной пластической деформации (РКУП). , , Ю. Д Гончаренко, , ( НИИАР»), , (УГАТУ) |
133. | Автоматическая орбитальная ВИГ-сварка в атомной энергетике. |
134. | Влияние иодидного массопереноса на коррозию ДУО-модифицированной стали ЭП-450. |
135. | Ядерная трансмутация в стали Х18Н10Т. |
136 | Материаловедческие исследования штанги исполнительного механизма стержня аварийного регулирования АР2 после эксплуатации в реакторе БОР-60 около 32 лет при высоких температурах. |
137. | Опыт применения сварки плавлением при изготовлении экспериментальных образцов и устройств, для внутриреакторных испытаний конструкционных материалов. |
138. | Изучение изменения свойств материала внутрикорпусных устройств реактора ВК-50 под длительным воздействием теплоносителя и нейтронного облучения. |
139. | Обоснование возможности проведения реакторных испытаний на коррозионное растрескивание под напряжением в ампульном канале с естественной циркуляцией теплоносителя. |
140. | Особенности поведения аустенитной стали Х18Н9 при длительной эксплуатации в реакторе БОР-60 в переходной зоне «натрий-аргон». |
141. | Свойства сталей ферритно-мартенситного класса после облучения в реакторе БОР-60 при испытаниях на удар и малоцикловую усталость. |
142. | Механические свойства сталей и сплавов конструктивных элементов активной зоны реакторной установки БОР-60. |
143. | Перспективы использования субмикрокристаллических металлов в атомном |
144. | Экспериментальная зависимость электронной теплопроводности стали ЧС-68 от радиационного распухания. |
145. | Расчётно-экспериментальные исследования условий облучения в реакторе БОР-60 сборки из аустенитной стали до значений повреждающей дозы 150 С. Н.А. |
146. | Механические свойства и структура стали X18H10T, облученной длительное время в реакторе БОР-60 в качестве элементов экранной сборки. |
147. | Исследование закономерностей радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440. |
148. | Механизм радиационной деградации графита. Прогнозирование изменения свойств графита при больших дозах нейтронного облучения. |
149. | Высокочистый гафний. Получение и применение в материалах органов регулирования ядерных реакторов. |
150. | Наноструктурные материалы с повышенной радиационной стойкостью. (ФГБОУ ВПО «УГАТУ»1, НИИАР»2) |
СЕКЦИЯ №3 «Оборудование и методики для реакторных испытаний
и послереакторных исследований материалов и изделий.
Вопросы моделирования радиационных повреждений»
Учёный секретарь:
151. | Разработка малогабаритных пилотных установок по изготовлению и исследованию образцов для защитных камер в . |
152. | Особенности организации и контроля водно-химического режима петлевых установок исследовательского реактора МИР. |
153. | Нейтронно-дозиметрическое обеспечение на реакторах НИИАР. |
154. | Газоаналитическое обеспечение исследований на петлевой установке ПГ-1 реактора МИР. |
155. |
|
156. | Экспериментальные возможности материаловедческого исследовательского реактора МИР. М1. |
157. | Особенности и новые возможности современных мультиколлекторных приборов. () |
158. | Создание дополнительных облучательных объемов с высокой плотностью нейтронного потока в активной зоне реактора СМ. |
159. | Молекулярно-динамическое моделирование прохождения каскадов атомных смещений через обогащенные хромом преципитаты в сплаве Fe-9%Cr. |
160. | Моделирование развития каскадов атомных смещений в ОЦК металлах и сплавах с двойниковыми межзеренными границами. |
161. | Имитация структуры глубокого выгорания в модельном ядерном топливе. |
162. | Особенности высокотемпературных измерений температуропроводности и теплопроводности. |
163. | Компьютерное моделирование диффузии азота в ядерном топливе из нитрида урана и в оболочку из вольфрама или молибдена. |
164. | Современный рентгеновский анализ в ядерном материаловедении. |
165. | Возможности мессбауэровской спектроскопии в контроле свойств облученного бериллия. , , (НИЯУ МИФИ) |
166. | Комплекс оборудования для проведения промежуточных исследований твэлов в бассейне выдержки реактора МИР. М1. |
167. | Современное методическое оснащение реакторов СМ-3 и РБТ-6 для реакторного |
168. | Расчетно-экспериментальное обоснование возможности обеспечения температурных условий при облучении конструкционных материалов в реакторе БОР-60. |
169. | Расчетные исследования температурных условий в облучательном устройстве с твэлами при перегрузке по воздуху. |
170. | Многоуровневое моделирование радиационных повреждений компонент твэла с нитридным топливом. |
171. | Методика молекулярно-динамического расчёта коэффициента диффузии ксенона в расплаве диоксида урана. |
172. | Расчёт поверхностной энергии и температуры плавления нанокристаллов диоксида урана методом молекулярной динамики. |
173. | Апробация метода спектрометрического определения параметров выхода продуктов деления из негерметичного твэла при импульсном возрастании мощности. , , ( НИИАР») |
174. | Разработка методики получения модельного нитридного топлива с имитаторами плутония и америция для исследования свойств перспективного топлива реакторов на быстрых нейтронах. |
Методики механических испытаний материалов в процессе облучения в реакторах СМ-3 и РБТ-6.
|
Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах:
1 2 3 |
