Zobrazeno 1 - 10
of 73
pro vyhledávání: '"V.D. Ozrin"'
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. 583:154536
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Atomic Energy. 127:356-361
An advanced version of the BERKUT-U/V2.1 code intended for modeling the behavior of fuel rods with oxide or nitride fuel in standard and emergency operating regimes of fast reactors with liquid-metal coolant is being developed at the Nuclear Safety I
Publikováno v:
Journal of Experimental and Theoretical Physics. 129:103-111
Diffusion processes in solids are characterized by complex mechanisms occurring at the atomistic level. The relevant theoretical concepts are sufficiently developed in the case of the diffusion of point defects. At the same time, the diffusion of obj
Publikováno v:
Journal of Experimental and Theoretical Physics. 129:59-65
The formation of defects in a uranium–molybdenum alloy induced by xenon and zirconium ion irradiation with energies typical of fission fragments has been simulated within the two-temperature atomistic model and Monte Carlo method. This has allowed
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. 472:65-75
A new model for hydrogen spatial redistribution and hydride precipitation in Zr alloys during waterside corrosion extends the traditional approach, valid for consideration of a relatively low volume fraction of the precipitated hydride phase, to a mo
Autor:
V.D. Ozrin, V. V. Pisarev, V.I. Tarasov, Vladimir V. Stegailov, Alexey Yanilkin, A.V. Kuznetsov, Sergey Starikov, M.S. Veshchunov, M.S. Seryi, V.E. Shestak, A.V. Boldyrev, D.E. Smirnova, A. Yu. Kuksin, Genri E. Norman
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Design. 295:116-126
The SFPR code designed for mechanistic modeling of single fuel rod behavior under various regimes of LWR reactor operation (normal and off-normal, including severe accidents), is under development at IBRAE during the last two decades and currently, b
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Design. 261:107-115
The model of spatial distribution of fission product (FP) activity and decay heat in core melt of light water reactor under severe accident conditions is proposed. It is based on thermodynamical consideration of “U–Zr–O–Fe–FP” system as a