BelNET logo

Электронный портал ядерных знаний Республики Беларусь

Belarusian Nuclear Education and Training Portal - BelNET

eng

rus

Материал портала ядерных знаний BelNET
статья/документ по запросу ресурса "6311"
Исследовательские проекты по инновационным реакторным технологиям
2025-05-21

Рабочая группа по образованию и подготовке кадров (Education and Training Working Group, ETWG) Международного форума "Поколение IV" (GIF) проводит конкурс для аспирантов, постдокторантов и молодых инженеров с ученой степенью PhD, работающих в области систем ядерной энергетики IV поколения.

В мае проходит финальный этап конкурса, в рамках которого участники, успешно прошедшие отбор, представляют свои научные разработки в формате видеопрезентаций.

Приглашаем профессиональное сообщество, студентов и всех заинтересованных лиц ознакомиться с представленными исследовательскими проектами передовых технологий IV поколения. Для поддержки понравившихся работ предусмотрена номинация "Приз зрительских симпатий", победитель которой определяется по количеству лайков под конкурсными видео.

Трех-четырехминутные презентации доступны для просмотра и голосования на платформах YouTube и Bilibili. Голосование продлится до 31 мая включительно.

В Подробнее представлен полный перечень тематик работ со ссылками на видео.

Загрузить:
Pitch Your Generation IV Research Competition 2025.jpg227773image/jpeg2025-05-21 04:06:45
  1. Impedance spectroscopy for rapid fuel assessment (Импедансная спектроскопия для экспресс-оценки качества топлива)
  2. Framework Development for Component Level Digital Twins for Advanced Reactors (Разработка фрэймворка цифровых двойников компонентов для перспективных реакторов)
  3. Method to Measuring Moisture Concentration in MgCl2 Containing Molten Salts (Метод измерения влажности в расплавленных солях, содержащих MgCl₂)
  4. Fundamental study on coolability of debris bed based on tests on magnetic particles (Фундаментальное исследование охлаждаемости слоя фрагментированного топлива на основе экспериментов с магнитными частицами)
  5. Multiphysics Analysis and Protection Strategy for Spatiotemporal Corrosion of LBE in LFR (Многосторонний анализ и стратегия защиты от пространственно-временной коррозии свинцово-висмутового эвтектического сплава в быстрых реакторах со свинцовым теплоносителем)
  6. Development of TRISO Fuel Performance Code TRIPLE for Generation IV HTGRs (Разработка расчетного кода TRIPLE для моделирования поведения TRISO-топлива в высокотемпературных реакторах HTGR IV поколения)
  7. Novel Diamond Sensor to Investigate High-Valence Actinides in Molten Salts (Разработка алмазного сенсора нового поколения для исследования высоковалентных актинидов в расплавленных солях)
  8. A Concept of on-line refueling TRISO-Fueled and Salt-Cooled Reactor (Концепция онлайн-перезагрузки топлива в реакторе с TRISO-топливом и солевым охлаждением)
  9. Multiscale Thermal-Hydraulic Analysis of Experimental Facilities in Support of LFR (Многоуровневый теплогидравлический анализ экспериментальных установок для обоснования быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем)
  10. On the Physics of a Core Disruptive Accident in a Heavy Liquid Metal Fast Reactor (Физические аспекты аварии с разрушением активной зоны в быстром реакторе с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем)
  11. Study of thermal-hydraulic aspects in passive systems for safety of advanced reactors (Исследование теплогидравлических аспектов пассивных систем безопасности инновационных реакторов)
  12. Development and Demonstration of Scalable Fluoride Salt Pump Bearings for FHRs (Разработка и демонстрация масштабируемых подшипников для насосов фторидных солей в реакторах с высокотемпературным фторидным теплоносителем (FHR))
  13. Breakeven Molten Salt Fast Reactor (BeMFR): A Sustainable Nuclear Energy Solution (Самоокупаемый быстрый реактор на расплавах солей (BeMFR): Устойчивое решение для ядерной энергетики)
  14. Study on Flow Induced Vibration of Narrow Gap Sealing Strip in HTGR Support Structure (Анализ вибраций уплотнительной полосы малого зазора в опорной конструкции HTGR, вызванных потоком теплоносителя)
  15. Multiphysics Coupling Behavior of Helical Annular Fuel in Lead-cooled Nuclear Reactor (Мультифизическое взаимодействие в спиральном кольцевом топливе свинцово-охлаждаемого ядерного реактора)
  16. Advancements in Modelling and Qualification of High Pu Content MOX Fuel for Gen IV LMFRs (Достижения в моделировании и аттестации MOX-топлива с высоким содержанием плутония для реакторов IV поколения с жидкометаллическим теплоносителем (LMFR))
  17. Multicriteria Analysis of Operating Margins for a Molten Salt Reactor (Комплексная оценка эксплуатационных пределов работы реактора на расплавах солей)
  18. High Fidelity Modeling of Double-Heterogeneity in TRISO and Helical-Cruciform Fuel (Высокоточное моделирование двойной гетерогенности в TRISO-топливе и геликоидально-крестообразных твэлах)
  19. Advancing Generation IV Nuclear Materials: Atomistic Modeling of Molten Salt Corrosion (Совершенствование материалов для реакторов IV поколения: компьютерное моделирование коррозионных процессов на атомарном уровне в жидкосолевых средах)
  20. Decay heat calculation validation based on revisited local thermal measurements (Валидация расчетов остаточного тепловыделения на основе уточненных локальных тепловых измерений)
  21. Austenitic steels, a new golden age for ODS steels? (Аустенитные стали: новый золотой век для ОДС-сталей?)
  22. Real-Time Quantification of Contaminants in Molten Salts (Количественный анализ примесей в расплавах солей в режиме реального времени)
  23. Miniaturized Ring Notched Bend specimen assessment of Fracture Toughness of ODS clads (Способ оценки сопротивления разрушению ОДС-покрытий с использованием миниатюризированных образцов кольцевого типа с контролируемым надрезом)
  24. Effect Of Zirconium Tetrachloride To Structural Material Corrosion In MSR (Влияние тетрахлорида циркония на коррозию конструкционных материалов в жидкосолевом реакторе (MSR))
  25. Void Fraction Prediction for Two-Phase Flow in MSRs Using Machine Learning (Прогнозирование газосодержания в двухфазном потоке MSR с применением алгоритмов машинного обучения)
  26. A core hot spot evaluation by statistical method for pool-type sodium fast reactors (Оценка локальных перегревов активной зоны статистическим методом для натриевых реакторов бассейнового типа)
  27. Development Of Facility-Level Modeling For Comparing Nuclear Safeguards Measurements (Развитие методологии моделирования ядерных объектов для верификации измерений в рамках системы гарантий нераспространения).
Вход, регистрация