Алфавитный указатель авторов
- Акбашев И.Ф.
- Алексеенко А.В.
- Антонов С.Н.
- Астахов В.В.
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Результаты моделирования подачи теплоносителя в частично расплавленную активную зону в ходе тяжёлой аварии на АЭС с РУ ВВЭР-1000 с применением РК СОКРАТ
- Аулова О.В.
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Афанасьев А.В.
- Беркович В.Я.
- Макетирование технологии отжига корпуса реактора ВВЭР-1000
- Разработка программ управления ресурсом оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации
- Бирюкова С.Г.
- Блохина А.Н.
- Исследование влияния профиля потока теплоносителя на прочность прямотрубного теплообменного аппарата
- Расчет мощности прямотрубного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем
- Богачев А.В.
- Богинский А.П.
- Букин Н.В.
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Результаты моделирования подачи теплоносителя в частично расплавленную активную зону в ходе тяжёлой аварии на АЭС с РУ ВВЭР-1000 с применением РК СОКРАТ
- Быков М.А.
- Работы АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» по реализации инвестиционного проекта НИОКР «Внедрение CFD методов для поддержки проектирования и обоснования проектов». Задачи, состав и ход выполнения
- Расчет распределений локальных параметров адиабатных двухфазных потоков по коду ANSYS CFX
- Валидация кода ANSYS CFX для условий восходящего двухфазного потока в трубе
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Результаты моделирования подачи теплоносителя в частично расплавленную активную зону в ходе тяжёлой аварии на АЭС с РУ ВВЭР-1000 с применением РК СОКРАТ
- Веселов Д.О.
- Волков В.Ю.
- Галкин И.Ю.
- Расчет распределений локальных параметров адиабатных двухфазных потоков по коду ANSYS CFX
- Валидация кода ANSYS CFX для условий восходящего двухфазного потока в трубе
- Гаспаров Д.Л.
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Результаты моделирования подачи теплоносителя в частично расплавленную активную зону в ходе тяжёлой аварии на АЭС с РУ ВВЭР-1000 с применением РК СОКРАТ
- Гермаш М.М.
- Голибродо Л.А.
- Денисов А.С.
- Дмитриев А.А.
- Егоров П.Е.
- Иванов А.Р.
- Кирсанов А.В.
- Корниенко Ю.Н.
- Разработка метода учёта неоднородных распределений параметров одно- и двух- фазных потоков при выводе интегралов типа Лайона
- Расчет распределений локальных параметров адиабатных двухфазных потоков по коду ANSYS CFX
- Валидация кода ANSYS CFX для условий восходящего двухфазного потока в трубе
- Короткова О.В.
- Расчет мощности прямотрубного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем
- Повышение прочности корпусного оборудования РУ с ВВЭР
- Кочетков Д.А.
- Крутиков А.А.
- Кудрявцев О.В.
- Курносов М.М.
- Левина М.М.
- Литышев А.В.
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Результаты моделирования подачи теплоносителя в частично расплавленную активную зону в ходе тяжёлой аварии на АЭС с РУ ВВЭР-1000 с применением РК СОКРАТ
- Лякишев Л.А.
- Лякишев С.Л.
- Исследование влияния профиля потока теплоносителя на прочность прямотрубного теплообменного аппарата
- Расчет мощности прямотрубного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем
- Опыт продления срока эксплуатации БОР-60 – залог развития «быстрых натриевых» технологий
- Повышение прочности корпусного оборудования РУ с ВВЭР
- Лякишева М.Д.
- Макаров В.В.
- Матвиенко И.В.
- Махин В.М.
- Меркун А.В.
- Муравин Д.Б.
- Никитенко М.П.
- Продление срока эксплуатации корпуса реактора, блока верхнего, внутрикорпусных устройств и незаменяемого оборудования в границах 3-го физического барьера энергоблока №1 Кольской АЭС
- Макетирование технологии отжига корпуса реактора ВВЭР-1000
- Николаев А.Л.
- Николаева А.В.
- Оценка подкритичности внутрикорпусной тяжелой аварии
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Носенко А.П.
- Пантелеев Д.С.
- Пантюшин С.И.
- Оценка подкритичности внутрикорпусной тяжелой аварии
- Опыт выполнения анализов тяжёлых аварий для РУ ВВЭР с использованием РК СОКРАТ
- Основные результаты работ по выполнению расчетно-аналитического обоснования РУТА для ЛАЭС-2
- Результаты моделирования подачи теплоносителя в частично расплавленную активную зону в ходе тяжёлой аварии на АЭС с РУ ВВЭР-1000 с применением РК СОКРАТ
- Петкевич П.Г.
- Пиминов В.А.
- Применение метода PIRT к экспериментальному обоснованию оборудования и систем РУ ВВЭР, важных для безопасности
- Макетирование технологии отжига корпуса реактора ВВЭР-1000
- Подшибякин А.К.
- Подшибякин М.А.
- Верификация прикладного программного обеспечения АРМ энергоблоков № 1, 2 Кольской АЭС
- Анализ работоспособности и участие в отладке САПР GET-R1 с симулятором технических средств ТПТС-СБ
- Пронин А.А.
- Расчет распределений локальных параметров адиабатных двухфазных потоков по коду ANSYS CFX
- Валидация кода ANSYS CFX для условий восходящего двухфазного потока в трубе
- Пучков М.В.
- Ромашков А.М
- Селезнев А.В.
- Семишкин В.П.
- Скибин А.П.
- Соврунова Н.В.
- Сотсков В.В.
- Степанов О.Е.
- Макетирование технологии отжига корпуса реактора ВВЭР-1000
- Расчет распределений локальных параметров адиабатных двухфазных потоков по коду ANSYS CFX
- Валидация кода ANSYS CFX для условий восходящего двухфазного потока в трубе
- Тихомиров А.В.
- Тишин А.Н.
- Увакин М.А.
- Устинов А.Н.
- Фатеев М.В.
- Фризен Е.А.
- Халутин А.А.
- Расчет мощности прямотрубного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем
- Повышение прочности корпусного оборудования РУ с ВВЭР
- Шарый Н.В.
- Шмелев С.В.
- Продление срока эксплуатации корпуса реактора, блока верхнего, внутрикорпусных устройств и незаменяемого оборудования в границах 3-го физического барьера энергоблока №1 Кольской АЭС
- Модернизация трубопроводов системы компенсации давления и системы аварийного охлаждения зоны на блоках №1, 2 Калининской АЭС
- Щекин И.Г.