Руководители: А. В. Дедуль А. А. Николаев Автор доклада: А. Н. Скобелев

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "Руководители: А. В. Дедуль А. А. Николаев Автор доклада: А. Н. Скобелев"

Транскрипт

1 ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОБЛЕМЫ СТАЛЬНОГО ОТРАЖАТЕЛЯ В КРИТСИСТЕМАХ С БЫСТРЫМ СПЕКТРОМ НЕЙТРОНОВ, ОХЛАЖДАЕМЫХ ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ Руководители: А. В. Дедуль А. А. Николаев Автор доклада: А. Н. Скобелев Введение Активная зона практически всегда, за исключением «голых» реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть вылетающих нейтронов обратно в активную зону благодаря рассеянию на ядрах с изменением направления движения нейтронов на обратное. До последнего времени в быстрых реакторах активная зона окружалась зонами воспроизводства, выполняющими, помимо функции отражения, функции воспроизводства и накопления вторичного топлива. Примерами таких действовавших и действующих установок являются БН-350, БН-600, БН-800 и «Суперфеникс». Однако, в связи с проблемой нераспространения ядерных материалов, для снижения оружейной привлекательности во время их производства, использования, транспортировки, хранения и обращения с ними, следует найти альтернативную замену отражателю с урановым бланкетом. Такой заменой может послужить стальной отражатель, удовлетворяющий требованиям по нераспространению ядерных материалов, т.к. в нем не осуществляется наработка оружейного плутония. На деле оказалось, что при замене уранового отражателя на стальной прогнозируются возникновение ряда трудностей при численном моделировании его характеристик. В работе [1] сотрудниками константной лаборатории ГНЦ РФ-ФЭИ была обозначена проблема «стального отражателя», обусловленная значительной погрешностью применения многогруппового подхода для описании критических систем с быстрым спектром (см. таблицу 1). В указанной работе рассмотренный эффект был исследован как для простых систем (бенчмарк-экспериментов), так и для сложных систем, моделирующих активные зоны с быстрым спектром нейтронов со свинцовым и натриевым теплоносителем. Таблица 1 К эфф для быстрых систем с отражателем из стали и природного урана Бенчмарк ICSBEP Усреднение полного Материал Толщина сечения Метод отражателя отражателя, см подгрупп По току По потоку heu-met-fast-014 Обедн. уран 4,55 0,996 0,996 0,996 heu-met-fast-013 Железо 3,65 0,970 0,987 0,997 pu-met-fast-041 Обедн. уран 20,98 1,003 1,003 1,003 pu-met-fast-028 Железо 19,65 0,966 0,997 1,000 В настоящей работе проведено расчетное исследование на предмет адекватности предсказания характеристик модели реактора малой мощности с быстрым спектром, охлаждаемого теплоносителем свинец-висмут, с оптически толстым стальным отражателем. В [2] проводились подобные работы, в том числе с экспериментальным обоснованием, применительно к различному сочетанию материалов теплоносителя и отражателя, приведённому в таблице 2. Таблица 2 Сочетания материалов теплоносителя и отражателя, [2] Бенчмарк Теплоноситель Отражатель БФС-61-0 Свинец Сталь и диоксид обедненного урана БФС-61-1 Свинец Диоксид обедненного урана БФС-77 Свинец Диоксид обедненного урана БФС-85 Свинец-висмут Диоксид обедненного урана БФС-87 Свинец-висмут Диоксид обедненного урана В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполняются проработки проекта реактора малой мощности СВБР-10 с быстрым спектром нейтронов, со свинцово-висмутовым теплоносителем и стальным отражателем. В связи с чем возникает насущная необходимость проведения подобных исследований применительно к новому сочетанию «сталь + свинец-висмут» в активной зоне для определения адекватности моделирования свойств данной критсистемы. Описание конструкции Была разработана модель реактора с быстрым спектром нейтронов в активной зоне, близкого по характеристикам к концептуальному проекту РУ СВБР-10. Модель представляет собой R-Z геометрию реактора малой мощности, охлаждаемого теплоносителем свинец-висмут, со стальным отражателем.

2 Активная зона высотой 900 мм и диаметром 1000 мм состоит из оксидного топлива с обогащением по изотопу U ,95 ат.%. Сверху и снизу активной зоны расположены стальные отражатели. Высота нижнего отражателя 300 мм, верхнего 100 мм. Над верхним стальным отражателем и под нижним стальным отражателем располагаются зоны со сплавом свинца-висмута. Высота верхней зоны теплоносителя 500 мм, нижней 300 мм. Диаметр стальных отражателей и зон со сплавом свинецвисмут равен 1000 мм. Активная зона окружена по радиусу боковым стальным отражателем толщиной 450 мм, проходящим вертикально через всю расчётную область. На периферии сборки расположена зона карбид-борной защиты толщиной 300 мм и высотой 2100 мм. Расчётная модель представлена на рисунке 1. 1 эвтектический сплав свинца-висмута; 2 - аксиальный стальной отражатель; 3 активная зона; 4 боковой стальной отражатель; 5 - карбид-борная защита. Рис. 1 Расчетная модель Области теплоносителя состоят из эвтектического сплава свинца-висмута (Pb 44,5 вес.%; Bi 55,5 вес.%) плотностью, соответствующей температуре 473 K. Области аксиального стального отражателя состоят из чистой стали ЭП-823, в которой содержатся только основные изотопы Fe, Cr, Ni, Si, остальные компоненты отброшены. Состав области активной зоны был получен путём гомогенизации твэла в ячейке, заполненной свинцово-висмутовым теплоносителем. При этом размеры твэла и ячейки были приняты в соответствии с рисунком 2. Объёмная доля топлива (с обогащением 14,95 ат.%) составляет 56,5 об.%, стали 10,8 об.%, теплоносителя 32,7 об.%. Гомогенизация проводилась при помощи программы rebel [3]. Область радиального стального отражателя состоит из смеси эвтектического сплава свинца-висмута (10 об.%) и стали ЭП-823 (90 об.%). Область карбидборной защиты состоит из смеси эвтектического сплава свинца-висмута (20 об.%), стали ЭП-823 (20 об.%) и карбида бора B 4 C плотностью 1,3 г/см 3 (60 об.%).

3 - топливо UO 2 14,95 ат.% обогащения по изотопу U стальная оболочка - свинцово висмутовый теплоноситель Рис. 2 Состав активной зоны В таблице 3 приведены ядерные концентрации для каждой зоны расчётной модели. Таблица 3 Ядерные концентрации физических областей. Элемент/ изотоп Номер зоны SI - 1,8905E-03 2,0518E-04 1,7014E-03 3,7810E-04 CR - 9,7676E-03 1,0601E-03 8,7909E-03 1,9535E-03 NI - 5,1135E-04 5,5478E-05 4,6021E-04 1,0227E-04 FE - 6,9655E-02 7,5603E-03 6,2689E-02 1,3931E-02 O - - 2,6585E U ,1299E U ,9939E PB 1,3528E-02-4,4186E-03 1,3528E-03 2,7057E-03 BI 1,6729E-02-5,4639E-03 1,6729E-03 3,3457E-03 B ,7322E-03 B ,7269E-02 C ,5002E-03 Для расчёта влияния геометрического фактора была разработана дополнительная модель с изменением размеров в «неблагоприятную» сторону, а именно с вдвое меньшей высотой активной части твэла при сохранении прочих размеров. Высота сборки составляет 1650 мм. Для достижения состояния, близкого к критическому, обогащение модели по изотопу U-235 было увеличено до 19,33 ат.%. Состав области с топливом для второй модели приведён в таблице 4.

4 Таблица 4 - Состав области с топливом для второй модели Элемент/ изотоп SI CR NI FE O Номер зоны 3 2,0518E-04 1,0601E-03 5,5478E-05 7,5603E-03 2,6598E-02 U-238 1,0728E-02 U-235 2,5707E-03 PB BI 4,4186E-03 5,4639E-03 Далее по тексту моделью (А) будем называть расчётную модель с высотой активной зоны 900 мм и обогащением по изотопу U ,95 ат.%, а моделью (Б) расчётную модель с высотой активной зоны 450 мм и обогащением по изотопу U ,33 ат.%. Для получения расчётных параметров на границе активной зоны и стального отражателя, а также в центре сборки, расчётная модель была разделена на несколько физических зон, показанных на рисунке 3 (для модели (А)). Размеры указанных зон для модели (Б) такие же, что и для модели (А), за исключением областей 8, 12, 13, 14. Высота каждой из этих зон вдвое меньше и равняется 150 мм. Рис. 3 Расчётные зоны сборки для модели (А).

5 Методика расчётов Для решения поставленных целей, в частности, были проведены исследования зависимости К эфф, получаемому S n методом, от: густоты расчётной сетки в диапазоне от 0,5 до 4 см; порядка приближения, для учёта анизотропии рассеяния, от S 2 P 3 до S 32 P 3 и S 16 P 5. В результате были выработаны рекомендации для получения по S n программам результатов с минимальной методической погрешностью. Все расчеты по S n методу в данной работе были выполнены с использованием R-Z опции программы PMSNSYS. Для обоснования данной опции PMSNSYS были выполнены несколько расчетов по другим программам в R-Z - геометрии, и по PMSNSYS в трехмерной геометрии. Для расчётов по детерминистическим кодам использовались следующие системы подготовки констант и библиотеки констант: программа TRANSX [4] и файлы matxs на основе ENDF/B-VI.8 (30 групп [5]) и на основе ENDF/B-VII.0 (30 и 314 [5,6]); программа CONSYST [7] версии 0601 и библиотека констант БНАБ-93, 28 и 299 нейтронных групп в энергетической разбивке БНАБ-93. В качестве ориентира были выбраны результаты расчётов по методу Монте-Карло с непрерывным ходом сечений. Использовались следующие программы и ядерные данные: программа TDMCC [8], ядерные данные ENDF/B-VI; программа MCNP [9] с ядерными данными ENDF/B-VI.0 (данные для U-235 и U-238 из ENDF/B-VI.6), ENDF/B-VI.6, ENDF/B -VII.0. Результаты расчётов Расчёт влияния ввода поправок в сечение замедления и в расчёт спектра деления проводился по программе TRANSX с использованием библиотек ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0 в S 16 P 3 приближении с шагом сетки 1 см. Результаты расчётов для моделей (А) и (Б) приведены в таблицах 5 и 6. Таблица 5 - Расчёты влияния ввода поправок в сечение замедления и в расчёт спектра деления для модели (А) Номер итерации Библиотека Библиотека B-VI.8, 30 групп 1,0083 1,0016 1,0010 1,0010 Библиотека B- VII.0, 30 групп 1,0073 1,0003 0,9997 0,9996 Библиотека B- VII.0,314 групп 1,0008 0,9994 0, Таблица 6 - Расчёты влияния ввода поправок в сечение замедления и в расчёт спектра деления для модели (Б) Номер итерации Библиотека Библиотека B-VI.8, 30 групп 1,0031 1,0001 0,9997 0,9997 Библиотека B- VII.0, 30 групп 1,0038 1,0005 1,0001 1,0000 Библиотека B- VII.0,314 групп 1,0000 0,9992 0, Из таблиц 5 и 6 видно, что влияние ввода поправок в сечение замедления и в расчёт спектра деления существенно для модели (А) ( 0,8%), и менее существенно для модели (Б) ( 0,4%). Также эти расчёты показали, что при четырёх итерациях коррекции группового спектра нейтронов для расчётов в многогрупповом приближении и трёх - для расчётов в мультигрупповом, значение К эфф выходит на насыщение. Были сделаны соответствующие расчёты по программам PMSNSYS [10], TWODANT [11] и KINRZ [12], использующие аналогичный метод решения уравнения переноса. Результаты расчётов по программам PMSNSYS, TWODANT и KINRZ с шагом расчётной сетки 1 см, приведены в таблицах 7 и 8. Также с помощью программы rebel для моделей (А) и (Б) были подготовлены исходные файлы, с заданием трёхмерной геометрии расчётных моделей (3D), соответствующим рисунку 4. Шаг расчётной сетки варьируется в диапазоне от 2 см до 5 см.

6 Модель (А) Модель (Б) Топливная зона, вид сверху Рис. 4 - Трёхмерное представление моделей (А) и (Б) Таблица 7 Результаты расчётов К эфф для модели (А) Системы подготовки констант PMSNSYS TWODANT KINRZ 3D S 16 P 3, CONSYST 0601/БНАБ-93, 28 групп 1, , ,00835 S 16 P 3, TRANSX B-VII.0, 30 групп 0, , ,99921 Таблица 8 - Результаты расчётов К эфф для модели (Б) Системы подготовки констант PMSNSYS TWODANT KINRZ 3D S 16 P 3, CONSYST 0601/БНАБ-93, 28 групп 1, , ,01581 S 16 P 3, TRANSX B-VII.0, 30 групп 1, , ,99940 Из результатов таблиц 7 и 8 можно сделать вывод, что результаты расчётов К эфф по различным программам полностью согласуются. Также по программе TRANSX + ENDF/B-VII.0 для двух расчётных моделей были проведены расчёты, показывающие зависимость К эфф от угловой сетки. Расчёты проводились с использованием ES n квадратур Карлсона с равными весами и квадратур Гаусса Чебышева (типа произведения) P n T n в 30-ти групповом S n P 3 приближении, где n=2,4,6,8,10,12,14,16,24,32. На рисунках 5 и 6 представлено расположение узлов квадратур ES n и P n T n на октанте. Результаты расчётов для модели (А) приведены в таблице 9 и на рисунке 7, а для модели (Б) в таблице 10 и на рисунке 8. S 8 S 16 S 32 Рис. 5 Расположение узлов квадратуры ES n на октанте S 8 S 16 S 32 Рис. 6 - Расположение узлов квадратуры P n T n на октанте

7 Таблица 9 Влияние угловой сетки ES n и P n T n на К эфф для модели (А) n ES n, 30 групп 1,0449 1,0158 1,0027 1,0008 1,0001 0,9998 0,9997 0,9996 0,9996 0,9995 P n T n, 30 групп 1,0449 1,0131 1,0032 1,0009 1,0001 0,9998 0,9997 0,9996 0,9996 0,9995 К эфф 1,05 1,04 1,03 1,02 1,01 1,00 0,99 0,98 0,97 График зависимости К эфф от угловой сетки n Рис. 7 Зависимость К эфф от угловой сетки для модели (А) Таблица 10 Влияние угловой сетки ESn и PnTn на К эфф для модели (Б) n ESn, 30 групп PnTn, 30 групп ES n, 30 групп 1,0243 1,0169 1,0032 1,0012 1,0005 1,0002 1,0001 1,0000 1,0000 0,9999 P n T n, 30 групп 1,0243 1,0140 1,0037 1,0013 1,0005 1,0002 1,0001 1,0000 1,0000 0,9999 График зависимости К эфф от угловой сетки 1,020 1,015 К эфф 1,010 1,005 1,000 ESn, 30 групп PnTn, 30 групп 0, n Рис. 8 Зависимость К эфф от угловой сетки для модели (Б) Для рассматриваемых задач квадратуры P n T n оказались точнее при расчёте К эфф в случае S 4, для S 6 и S 8 квадратуры ES n дают чуть более точный результат, начиная с S 10, отличия в результате отсутствуют. Квадратурный набор S 4 отличается от S 32 более, чем на 1,5% К эфф, а набор S 8 отличается на 0,1% К эфф. Из таблиц 9 и 10 видно, что, достигнув угловой сетки S 16, значение К эфф практически перестаёт изменяться. Следовательно, для экономии расчётного времени, дальнейшим сгущением угловой сетки можно пренебречь. Исходя из этого, все дальнейшие расчёты проводились с использованием квадратуры ES n и угловой сетки S 16. Далее по программе TRANSX + ENDF/B-VII.0 исследовалась зависимость К эфф от выбора шага пространственной сетки. Шаг сетки расчётных моделей (А) и (Б) задавался примерно равным 4 см, 3 см, 2 см, 1 см и 0,5 см. Расчёты проводились в 30-ти групповом S 16 P 3 приближении. Результаты расчётов для двух моделей приведены в таблице 11, а также на рисунке 9.

8 Таблица 11 - Влияние пространственной сетки на К эфф для моделей (А) и (Б) Шаг сетки 4 см 3 см 2 см 1 см 0,5 см Модель (А) 0, , , , ,99964 Модель (Б) 0, , , , , ,0001 Зависимость К эфф от пространственной сетки К эфф 1 0,9999 0,9998 0,9997 0,9996 Модель (А) Модель (Б) 0, см 3 см 2 см 1 см 0,5 см Шаг расчётной сетки Рис. 9 - Зависимость К эфф от пространственной сетки для моделей (А) и (Б) Из таблицы 11 и рисунка 9 видно, что результат К эфф практически не зависит от выбора пространственной сетки в диапазоне от 0,5 до 4 см. При этом отличие К эфф с сеткой 0,5 см от сетки 4 см составляет для модели (А) 0,003% К эфф, для модели (Б) 0,04% К эфф. Для определения зависимости К эфф от числа моментов индикатрисы рассеяния, были проведены расчёты для двух моделей с шагом расчётной сетки 1 см в 30-ти групповом S 16 P m приближении, где m=1,2,3,4,5. Результаты расчётов приведены в таблице 12, а также на рисунке 10 в виде графика. Таблица 12 Зависимость К эфф от задания числа моментов индикатрисы рассеяния при квадратуре S 16 для моделей (А) и (Б) m Модель (А) 0, , , , ,99983 Модель (Б) 0, , , , ,00028 К эфф Зависимость К эфф от числа моментов индикатрисы рассеяния 1,0005 1,0003 1,0001 0,9999 0,9997 0,9995 0,9993 Модель (А) 0,9991 Модель (Б) 0,9989 0,9987 0, Число моментов индикатрисы рассеяния Рис Зависимость К эфф от задания числа моментов индикатрисы рассеяния при квадратуре S 16 для расчётных моделей (А) и (Б)

9 Отличие P 3 от P 5 для двух сборок примерно равно 0,02% К эфф, отличие P 1 от P 3 0,07% К эфф для модели (А), и 0,13% К эфф для модели (Б). В целом, для корректного расчёта К эфф вполне достаточна аппроксимация анизотропии рассеяния в P 3 приближении. Сравнение результатов К эфф, посчитанных по рассмотренным выше программам, для моделей (А) и (Б) приведено в таблице 13. Анализ представленных ниже результатов приведен в разделе «Анализ результатов». Таблица 13 - Результаты расчётов К эфф для моделей (А) и (Б) Программа Библиотека констант Модель (А) Модель (Б) ENDF/B-VI.0* 1,00678 ± 0, ,00854 ± 0,00006 MCNP ENDF/B-VI.6 1,00603 ± 0, ,00769 ± 0,00006 ENDF/B-VII.0 1,00492 ± 0, ,00843 ± 0,00005 TDMCC ENDF/B-VI 0,99964 ± 0, ,00469 ± 0,00010 ENDF/B-VI.8 (2006), 30 групп 1, ,00030 ENDF/B-VI.8 (2009), 30 групп 1, ,99968 TRANSX ENDF/B-VII.0, 30 групп 0, ,00004 ENDF/B-VII.0, 314 групп 0, ,99921 CONSYST БНАБ-93, 28 групп 1, , БНАБ-93, 299 групп 1, ,01111 * При расчётах К эфф по программе MCNP с ядерными данными ENDF/B-VI.0, данные для изотопов U-235 и U-238 брались из ENDF/B-VI.6. По программам MCNP/B-VII.0, TDMCC/B-VI и PMSNSYS с системами подготовки констант TRANSX/B-VII.0 и CONSYST были посчитаны групповые спектры нейтронов для зон 2 и 4 (см. рисунок 3). Значения нейтронного спектра отнормированы на единицу. Для корректного сравнения результатов расчётов по CONSYST и результатов расчётов по TRANSX, TDMCC и MCNP, значения трёх верхних групп спектра нейтронов, посчитанного по программам TRANSX, TDMCC и MCNP, суммировались. При сравнении значений нейтронного спектра, в качестве ориентира были выбраны результаты программы MCNP + B-VII.0 по следующим причинам: признанный во всем мире расчетный код; метод Монте-Карло с минимальной методической и константной погрешностью; значения К эфф с библиотеками B-VI.0, B-VI.6, B-VII.0 примерно совпадают между собой (см. таблицу 12); спектры нейтронов с библиотеками B-VI.0, B-VI.6, B-VII.0 практически совпадают; при переходе от ENDF/B-VI.6(8) к ENDF/B-VII.0 сохраняется систематический сдвиг К эфф для MCNP и TRANSX. На рисунках приведены значения спектров нейтронов, а также сравнение результатов расчётов спектров по MCNP с TDMCC, CONSYST и TRANSX. К сожалению, формат доклада не предоставляет возможности привести данные для расчетных спектров нейтронов во всех рассмотренных областях. В связи с чем, ниже будут рассмотрены спектры только для двух стальных торцевых отражателей, как наиболее показательных при определении влияния габаритов стальной зоны на точность расчёта спектра нейтронов. Напомним, что высота нижнего торцевого отражателя (зона 2) равна 300 мм, а верхнего (зона 4) 100 мм. Данные для графиков отличий спектров были получены путём деления значений спектра нейтронов MCNP + B-VII.0 на значения, посчитанные по другим программам. PMSNSYS

10 Модель (Б), зона 4 Отн. ед. 1,80E-01 1,60E-01 1,40E-01 1,20E-01 1,00E-01 8,00E-02 6,00E-02 4,00E-02 2,00E-02 tdmcc B-VI transx B-VII.0, 314 групп consyst, 28 групп consyst, 299 групп mcnp B-VII.0 2,00E+00 0,00E Номер группы Рис. 11 спектр нейтронов для модели (Б) в зоне 4 График отличий спектра нейтронов по программе MCNP/B-VII.0 от других программ для модели (Б), зоны 4 1,00E ,00E-01 mcnp B-VII.0 tdmcc B-VI transx B-VII.0, 314 групп consyst, 28 групп consyst, 299 групп Рис График отличий спектра нейтронов по программе MCNP/B-VII.0 от других программ для модели (б), в зоне 4

11 1,60E-01 Модель (Б), зона 2 Отн. ед. 1,40E-01 1,20E-01 1,00E-01 8,00E-02 6,00E-02 4,00E-02 tdmcc B-VI transx B-VII.0, 314 групп consyst, 28 групп consyst, 299 групп mcnp B-VII.0 2,00E-02 0,00E Номер группы Рис. 13 спектр нейтронов для модели (Б) в зоне 2 2,00E+00 График отличий спектра нейтронов по программе MCNP/B70 от других программ для модели (Б), зоны 2 1,00E ,00E-01 mcnp B-VII.0 tdmcc B-VI transx B-VII.0, 314 групп consyst, 28 групп consyst, 299 групп Рис График отличий спектра нейтронов по программе MCNP/B-VII.0 от других программ для модели (б), в зоне 2 Из рисунков видно, что при увеличении толщины стального отражателя, возрастает расхождение формы нейтронного спектра, посчитанного по различным программам, от метода Монте- Карло.

12 Следует отметить, что наблюдается совпадение в пределах (10 отн.%) в активной зоне и вблизи нее (в рассматриваемом интервале два сантиметра от активной зоны, см. рисунок 3) по много- и мультигрупповым вычислениям с методом Монте-Карло. Вместе с тем, в среднем по объему торцевых отражателей наблюдаются отклонения от метода Монте-Карло на 20 отн.% в зоне 2 и на 12 отн.% - в зоне 4 (см. рисунки 11-14). Таким образом, ясно, что с увеличением габаритов стальных отражателей, точность расчётов падает. В радиальном отражателе общая картина несколько ухудшается в связи с тем, что спектр нейтронов существенно смещается в промежуточную область, что обусловлено размерами этой физической зоны и удаленностью от активной зоны Также, следует отметить, что в диапазоне энергий от 1,4 МэВ до 215,44 эв, в котором находится около 95% всех нейтронов, отличие от нейтронного спектра MCNP/B-VII.0 мало (см. рисунки 11 14). Также, по аналогии с [1,2], была проведена дополнительная работа по оценке замены состава материалов отражателя на природный уран, что позволило выполнить сравнение по точности моделирования «классического» (уранового) отражателя и альтернативного стального. Для чего в расчетной модели полностью заменялся торцевой и радиальный отражатель на природный уран плотностью 18,9 г/см 3. Соответствующие ядерные концентрации приведены в таблице 14, а результаты расчётов замены стали на уран для моделей (А) и (Б) приведены в таблице 15. По данным из таблицы 15 построены гистограммы, приведённые на рисунках 15 и 16. Таблица 14 Ядерные концентрации для отражателя из природного урана Изотоп Концентрация U-238 4,7465E-02 U-235 3,4865E-04 Таблица 15 Результаты расчётов для модели (А) с отражателями из стали и урана. Модель (А) Модель (Б) Программа/библиотека Сталь Природный уран Сталь Природный уран MCNP/B-VI.0 1) 1, , , ,97022 MCNP/B-VI.6 1, , , ,96956 MCNP/B-VII.0 1, , , ,96714 TDMCC/B-VI 0, , , ,96455 CONSYST,28 групп 1, , , ,97118 CONSYST,299 групп 1, , , ,96778 TRANSX/B-VII.0, 30 групп 0, , , ,97079 TRANSX/B-VII.0,314 2) групп 1, , , , ) При расчётах К эфф по программе MCNP с ядерными данными ENDF/B-VI.0, данные для изотопов U 235 и U 238 брались из ENDF/B-VI.6. 2) Для TRANSX/B-VII.0, в 314 групповом приближении приведены результаты без итераций по вводу поправок в сечение замедления и в расчёт спектра деления.

13 1,01 К эфф 1 0,99 0,98 0,97 0,96 MCNP/B-VI.0 MCNP/B-VI.6 MCNP/B-VII.0 TDMCC/B-VI CONSYST,28 групп CONSYST,299 групп TRANSX/B-VII.0, 28 TRANSX/B-VII.0, 314 0,95 Сталь Природный уран Рис. 15 Результаты расчётов К эфф для модели (А) К эфф 1,02 1,01 1 0,99 0,98 0,97 0,96 0,95 0,94 MCNP/B-VI.0 MCNP/B-VI.6 MCNP/B-VII.0 TDMCC/B-VI CONSYST,28 групп CONSYST,299 групп TRANSX/B-VII.0, 28 TRANSX/B-VII.0, 314 0,93 Сталь Природный уран Рис. 16 Результаты расчётов для модели К эфф (Б) Для сравнения значений К эфф, в качестве ориентира приняты результаты расчётов по программе MCNP + B-VII.0, и результаты сравнения представлены в таблице 15. Таблица 15 - Отличия от значений К эфф по MCNP + B-VII.0, % К эфф Сталь Обеднённый уран Программа, ядерные данные Модель (А) Модель (Б) Модель (А) Модель (Б) Ориентир (MCNP + B-VII.0) 1,0049 1,0084 0,9773 0,9671 TDMCC + B-VI 30 групп -0,53-0,37-0,36-0,26 CONSYST/БНАБ групп 0,02 0,27-0,07 0,06 TRANSX + B-VII.0 30 групп -0,53-0,84 0,18 0,37 Из анализа таблицы 15 можно сделать следующие выводы: TDMCC занижает результат в среднем на 0,3-0,5 % для всех типов отражателей, и лучше всего описывает модель с урановым отражателем по сравнению со стальным. значения по CONSYST совпадают с MCNP для уранового отражателя, и точнее по сравнению с TRANXS в приближении описывают стальной отражатель.

14 Заключение В настоящей работе продемонстрирован уровень современных программных средств к описанию критсистем со стальными экранами и с быстрым спектром нейронов в активной зоне с опорой на метод Монте-Карло. Результаты исследования подтверждают факт наличия проблем [1]. Во-первых, в расчете интегральных величин (К эфф ), результаты исследования показали, что для методически корректного учета анизотропии рассеяния требуется приближение не хуже S 16 P 3 ; при дальнейшем наращивании точности результаты выходят на насыщение. При этом наблюдается слабая чувствительность К эфф к величине шага пространственной сетки в диапазоне от 0,5 до 4 см в среднем на ячейку. Таким образом, при использовании многогруппового подхода при описании реакторов рассмотренного типа рекомендуется использовать S n метод решения уравнения переноса с квадратурами ES n или P n T n с порядком S 12 и учет анизотропии рассеяния как минимум в P 3 приближении. Отличие от метода Монте-Карло в зависимости от размеров активной зоны может составлять от 0,3 до 1,2 % К эфф, и снижается при использовании мультигруппового приближения. Во-вторых, при расчете нейтронных спектров, наблюдается совпадение (в пределах 10 отн.%) в значимой области спектра в активной зоне и вблизи нее по много- и мультигрупповым вычислениям с методом Монте-Карло. Вместе с тем, в среднем по объему торцевых отражателей наблюдаются отклонения от метода Монте-Карло на 20 отн.% в зоне 2 и на 12 отн.% - в зоне 4 (см. рисунки 11-14). В радиальном отражателе общая картина несколько ухудшается в связи с существенным смещением нейтронного спектра в промежуточную область, что обусловлено размерами этой физической зоны и удаленностью от активной зоны. По результатам настоящей работы можно констатировать, что с увеличением габаритов стальных отражателей, точность расчётов снижается, что обусловлено, в наибольшей степени изменением спектра нейтронов. Однако, в диапазоне энергий от 1,4 МэВ до 215,44 эв, в котором находится 95% всех нейтронов, отличие от нейтронного спектра MCNP/B-VII.0 мало. В третьих, было проведено исследование влияния геометрического фактора путём рассмотрения дополнительной расчётной модели с вдвое меньшей высотой активной части твэла при сохранении прочих размеров. Во второй модели формируется более жесткий спектр, что в среднем обусловливает чуть более высокую степень анизотропии рассеяния, и чуть более выраженные отклонения многогруппового подхода от метода Монте-Карло. Как показывают выводы настоящей работы, рассмотренная проблема «стального отражателя» может быть частично или полностью решена путем улучшения ядерных данных для основных компонент стали и/или более глубокой детализацией в описании энергетической зависимости сечений на основе мультигруппового подхода. Результаты, представленные в настоящей работе применительно к рассматриваемому сочетанию «сталь+свинец-висмут», получены впервые. Авторы доклада выражают благодарность константной лаборатории ГНЦ РФ ФЭИ за многолетнее сотрудничество по внедрению и сопровождению системы подготовки констант CONSYST/БНАБ-93. Список литературы 1. Manturov Gennady, ABBN Cross Sections Laboratory of IPPE, IAEA RCM Meeting on Updated Codes and Methods to Reduce the Calculational Uncertainties of the LMFBR Reactivity Effects, May 19-23, 2003 SSC RF IPPE, Obninsk, Russia. 2. В.В. Орлов, А.Л. Кочетков, А.В. Лопаткин, И.П. Матвеенко, В.Г. Муратов, В.С. Смирнов, Ю.С. Хомяков, А.М. Цибуля. Доклад на международной конференции ICONE 11, апреля 2003 г. 3. А.В. Дедуль, А.А. Николаев, "Rebel" - Программа подготовки исходных данных для расчетов нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Сборник трудов 12-й отраслевой научно-технической конференции молодых специалистов, ОКБ "ГИДРОПРЕСС", марта 2010 г. 4. TRANSX 2.15, RSIC Peripheral Shielding Routines Collection, PSR-317, February А.В. Воронков, В.В. Синица, А.В. Дедуль, В.В. Кальченко. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 24. Реакторные установки СВБР. Библиотеки многогрупповых констант пакета РЕАКТОР-ГП А.В. Воронков, В.В. Синица, А.В. Дедуль, В.В. Кальченко. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 24. Реакторные установки СВБР. Мультигрупповая библиотека ядерных данных пакета РЕАКТОР-ГП Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Поляков А.Ю., Цибуля А.М. Аннотация программы CONSYST. - Вопросы атомной науки и техники: Серия: Ядерные константы. - M., Вып.2, - С Т.В.Семенова. Программа TDMCC для расчетов пространственной нейтронной динамики активных зон АЭС методом Монте-Карло. 20-й семинар «Нейтроника», октября 2009 г., г. Обнинск. 9. MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, X-5 Monte Carlo Team, Diagnostics Applications Group, Los Alamos National Laboratory. 10. Программа для ПЭВМ. Расчет нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. «PMSNSYS» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», DANTSYS 3.0, ORNL, RSIC Computer Code Collection CCC-547, August Комплекс программ для ПЭВМ расчета основных физических процессов в ядерных реакторах на быстрых нейтронах «РЕАКТОР-ГП» описание программы и применения ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС, 2007.

Тестовая модель активной зоны ВВЭР. Целью работы является создание прецизионной тестовой модели для нейтроннофизических

Тестовая модель активной зоны ВВЭР. Целью работы является создание прецизионной тестовой модели для нейтроннофизических Тестовая модель активной зоны ВВЭР А. В. Тихомиров ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия В. Г. Артемов, А.С. Иванов ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», Сосновый Бор, Россия Целью работы является создание

Подробнее

РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ КОНСТАНТНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ CONSYST/ABBN

РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ КОНСТАНТНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ CONSYST/ABBN РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ КОНСТАНТНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ /ABBN Поляков АЮ инженер лаб103, e-mail: abbn@ipperssiru рабтел: +7 084-39-9-62-96 Государственный Научный Центр Российской Федерации Физико Энергетический Институт

Подробнее

Ломаков Глеб Борисович

Ломаков Глеб Борисович На правах рукописи Ломаков Глеб Борисович ПОВЫШЕНИЕ ТОЧНОСТИ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ КОНСТАНТ ДЛЯ РАСЧЕТА ХАРАКТЕРИСТИК РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Специальность 5.14.3

Подробнее

"REBEL" - ПРОГРАММА ПОДГОТОВКИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЕТОВ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

REBEL - ПРОГРАММА ПОДГОТОВКИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЕТОВ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ "REBEL" - ПРОГРАММА ПОДГОТОВКИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЕТОВ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Руководитель: А.В. Дедуль Автор доклада: А.А. Николаев Введение REBEL (REactor

Подробнее

Ломаков Глеб Борисович

Ломаков Глеб Борисович Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского» На правах рукописи

Подробнее

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Г.И.Тошинский, О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников, 12.03.2013 С любезного разрешения ГНЦ РФ-ФЭИ и

Подробнее

Рис. 1 Разбивка поперечного сечения активной зоны на ячейки в программе ТЕМП-GP

Рис. 1 Разбивка поперечного сечения активной зоны на ячейки в программе ТЕМП-GP Программа TEMP-GP для расчета полей скоростей и температур в активных зонах реакторов охлаждаемых теплоносителем Pb-B руководитель А.В. Дедуль автор А.В. Проухин Введение Обеспечение высокой эффективности

Подробнее

Ядерная физика и Человек

Ядерная физика и Человек Ядерная физика и Человек ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Мировые запасы урана, тонн Олимпийская Плотина в Австралии 18,5 % разведанных мировых запасов урана Шахта Река МакАртур в Канаде 13 % мировой

Подробнее

Моделирование, нейтронно-физические сечения, реакторная установка, топливная кампания, «Радуга-7.3», БИПР-7/А, «Сапфир».

Моделирование, нейтронно-физические сечения, реакторная установка, топливная кампания, «Радуга-7.3», БИПР-7/А, «Сапфир». Моделирование первых 3-х топливных кампаний блока 1 Волгодонской АЭС по программному комплексу «Радуга-7.3» с использованием библиотеки нейтроннофизических сечений, рассчитанной по программе «Сапфир-95»

Подробнее

РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО ТОПЛИВА ВВЭР НА ПОВЕРХНОСТЬ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА

РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО ТОПЛИВА ВВЭР НА ПОВЕРХНОСТЬ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО ТОПЛИВА ВВЭР НА ПОВЕРХНОСТЬ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА Руководитель: В.В.Синица (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт») Автор доклада: Д.Т. Иванов

Подробнее

Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий из диапазона 0 14,5 МэВ

Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий из диапазона 0 14,5 МэВ Моисеев А.Н., Климанов В.А. МИФИ (ГУ) Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий из диапазона 0 14,5 МэВ Введение На сегодняшний день есть все

Подробнее

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000 ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ СБОРОК

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000 ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ СБОРОК ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000 ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ СБОРОК Панфёров П.П. Кочкин В.Н. Махотин Д.Ю. Российский научный центр «Курчатовский институт» (123182,

Подробнее

Содержание Введение... 4 Глава 1 Типы погрешностей, оцениваемые кодом TRIUM Методическая погрешность Константная погрешность...

Содержание Введение... 4 Глава 1 Типы погрешностей, оцениваемые кодом TRIUM Методическая погрешность Константная погрешность... 2 Содержание Введение... 4 Глава 1 Типы погрешностей, оцениваемые кодом TRIUM...13 1.1 Методическая погрешность... 15 1.2 Константная погрешность... 19 1.2.1 Апробация метода РИД... 26 1.3 Технологическая

Подробнее

1. Введение. 2. Методические подходы к расчету переноса нейтронов

1. Введение. 2. Методические подходы к расчету переноса нейтронов СОПОСТАВЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТА ПЛОТНОСТИ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА ОПОРНЫЕ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА ВВЭР-1000, ПОЛУЧЕННЫХ НА ОСНОВЕ РАЗЛИЧНЫХ МЕТОДИЧЕСКИХ ПОДХОДОВ Автор доклада: А.В. Сидоров Руководитель

Подробнее

Атомные реакторы и ядерная энергетика

Атомные реакторы и ядерная энергетика Министерство образования Российской Федерации МЕЖДУНАРОДНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ПРИРОДЫ, ОБЩЕСТВА И ЧЕЛОВЕКА «ДУБНА» УТВЕРЖДАЮ Проректор Ю.С.Сахаров 2008 г. ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ Атомные реакторы и ядерная энергетика

Подробнее

Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ имени А.И.Лейпунского ФЭИ - 3145 А.А. Блыскавка, Г.Н.Мантуров,

Подробнее

РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШИХ ВОСПРОИЗВОДЯЩИХ СБОРОК НА ОСНОВЕ ТОРИЯ ДЛЯ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШИХ ВОСПРОИЗВОДЯЩИХ СБОРОК НА ОСНОВЕ ТОРИЯ ДЛЯ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШИХ ВОСПРОИЗВОДЯЩИХ СБОРОК НА ОСНОВЕ ТОРИЯ ДЛЯ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В.А. Черный, А.Г. Цикунов, Г.Н. Хохлов, А.И. Невиница, А.Г. Хохлов тел. (708439) 95861,

Подробнее

Сравнительный анализ результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по разным программным комплексам

Сравнительный анализ результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по разным программным комплексам Сравнительный анализ результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по разным программным комплексам Климов А.Д., Буколов С.Н., Давыдов В.К., Рождественский И.М. ОАО НИКИЭТ, Москва,

Подробнее

Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов

Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов Алексеев П.Н., Теплов П.С., Фролова М.В., Чибиняев А.В. РНЦ

Подробнее

, (1) В этом случае из (1) следует формула для поперечной компоненты тензора эффективной теплопроводности

, (1) В этом случае из (1) следует формула для поперечной компоненты тензора эффективной теплопроводности Эффективная теплопроводность пучков стержней и труб при их случайных отклонениях от правильной решетки Федотовский В.С., Орлов А.И., Матюхин Н.М. ГНЦ РФ-ФЭИ, Обнинск, Россия АННОТАЦИЯ В докладе рассмотрена

Подробнее

ЖУКОВ АЛЕКСАНДР МАКСИМОВИЧ МИНИМИЗАЦИЯ ВЛИЯНИЯ ПРОСТРАНСТВЕННЫХ ЭФФЕКТОВ НА ИЗМЕРЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ

ЖУКОВ АЛЕКСАНДР МАКСИМОВИЧ МИНИМИЗАЦИЯ ВЛИЯНИЯ ПРОСТРАНСТВЕННЫХ ЭФФЕКТОВ НА ИЗМЕРЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ 1 На правах рукописи 621.039.526 УДК ЖУКОВ АЛЕКСАНДР МАКСИМОВИЧ МИНИМИЗАЦИЯ ВЛИЯНИЯ ПРОСТРАНСТВЕННЫХ ЭФФЕКТОВ НА ИЗМЕРЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ 05.14.03 «Ядерные энергетические

Подробнее

И.А. Ляшко 1, А.М. Киркин 1, А.В. Курындин 1, А.А. Строганов 1 1 ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва,

И.А. Ляшко 1, А.М. Киркин 1, А.В. Курындин 1, А.А. Строганов 1 1 ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва, ИНФОРМАЦИОННАЯ СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕГУЛИРУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ ВВЭР И РБМК В ТРАНСПОРТНЫХ УПАКОВОЧНЫХ КОМПЛЕКТАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ И.А. Ляшко

Подробнее

ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА.

ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. В.А. Адеев, С.В. Бурлов, А.Е. Панов Кольская АЭС, Полярные Зори Г.И. Бородкин ФГУ НТЦ

Подробнее

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Краткое описание и основные характеристики Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М является легководным реактором бассейнового типа. Его номинальная тепловая

Подробнее

РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ.

РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ. РАДИАЦИОННЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ. Е.А. Ходаковская, Д.В. Панкратов, В.С. Андреянов, М.И. Бугреев, А.В. Дедуль, Е.И. Ефимов,

Подробнее

Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов

Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов ВЫСОКОТЕХНОЛОГИЧНЫЕ ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ ПРОИЗВОДСТВА ОАО «ГНЦ НИИАР» И ОСОБЕННОСТИ ИХ ПРИМЕНЕНИЯ ДЛЯ ЦЕЛЕЙ

Подробнее

АНДРИАНОВА Ольга Николаевна

АНДРИАНОВА Ольга Николаевна Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» АО «ГНЦ РФ-ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ ИМЕНИ А.И. ЛЕЙПУНСКОГО» На правах рукописи АНДРИАНОВА Ольга Николаевна МЕТОДЫ И ПРОГРАММЫ ДЛЯ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ

Подробнее

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом»

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Заместитель директора Блока по управлению инновациями О.О. Патаракин г. Москва, 2012 Тепловая энергетика Быстрая

Подробнее

ТРЕХМЕРНЫЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ. Марьенков А.А., Кавун О.Ю.

ТРЕХМЕРНЫЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ. Марьенков А.А., Кавун О.Ю. ТРЕХМЕРНЫЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Введение Марьенков А.А., Кавун О.Ю. (НТЦ ЯРБ) В данной работе представлены результаты впервые

Подробнее

КРИТИЧЕСКИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ УРАН-ТОРИЕВЫХ И ПЛУТОНИЙ-ТОРИЕВЫХ СПЛАВОВ

КРИТИЧЕСКИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ УРАН-ТОРИЕВЫХ И ПЛУТОНИЙ-ТОРИЕВЫХ СПЛАВОВ Известия Томского политехнического университета. 006. Т. 309. УДК 539.5.5 КРИТИЧЕСКИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ УРАН-ТОРИЕВЫХ И ПЛУТОНИЙ-ТОРИЕВЫХ СПЛАВОВ В.И. Бойко, П.М. Гаврилов*, И.В. Шаманин,

Подробнее

НЕЙТРОНИКА-2014 ПЕРВОЕ ИНФОРМАЦИОННОЕ СООБЩЕНИЕ

НЕЙТРОНИКА-2014 ПЕРВОЕ ИНФОРМАЦИОННОЕ СООБЩЕНИЕ НЕЙТРОНИКА-2014 ПЕРВОЕ ИНФОРМАЦИОННОЕ СООБЩЕНИЕ Межведомственный XXV семинар «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2014)». 21 по 24 октября 2014 года. ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского",

Подробнее

Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами

Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами УДК 53.088, 621.039.53 Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами Д.К. Валетов 1,2 1 Московский физико-технический институт (государственный университет) 2 Институт безопасного

Подробнее

главный калибр тема номера РЭа начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Близость к сценарию Перспективы эволюционного развития топлива ВВЭР

главный калибр тема номера РЭа начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Близость к сценарию Перспективы эволюционного развития топлива ВВЭР 24 главный калибр тема номера РЭа Юрий СЕМЧЕНКОВ, заместитель директора НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПАВЛОВИЧЕВ, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Александр ЧИБИНЯЕВ, начальник

Подробнее

ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ТОЧНОСТИ РАСЧЕТА ТЕМПЕРАТУРНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ НА БЕЗОПАСНОСТЬ БЫСТРОГО РЕАКТОРА В АВАРИИ ТИПА ULOF

ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ТОЧНОСТИ РАСЧЕТА ТЕМПЕРАТУРНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ НА БЕЗОПАСНОСТЬ БЫСТРОГО РЕАКТОРА В АВАРИИ ТИПА ULOF ЯДЕРНО-РЕАКТОРНЫЕ ДАННЫЕ УДК 621.039.58 ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ТОЧНОСТИ РАСЧЕТА ТЕМПЕРАТУРНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ НА БЕЗОПАСНОСТЬ БЫСТРОГО РЕАКТОРА В АВАРИИ ТИПА ULOF А.В. Данилычев, Д.Г. Елистратов, А.А.

Подробнее

Специальность «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Специальность «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» На правах рукописи АНДРИАНОВА Ольга Николаевна МЕТОДЫ И ПРОГРАММЫ ДЛЯ ОЦЕНКИ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ РЕЗОНАНСНОЙ СТРУКТУРЫ НЕЙТРОННЫХ СЕЧЕНИЙ НА РАСЧЕТНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Специальность

Подробнее

Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей.

Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей. МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ «НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ» Физико энергетический факультет Кафедра РКР АЭС ДОКЛАД

Подробнее

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-М. К.А. Коноплёв, М.С. Онегин, А.С.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-М. К.А. Коноплёв, М.С. Онегин, А.С. СОВРЕМЕННЫЕ ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-М К.А. Коноплёв, М.С. Онегин, А.С. Полтавский В настоящее время для сопровождения безопасной эксплуатации

Подробнее

Атомные реакторы и ядерная энергетика (наименование дисциплины) Направление подготовки физика

Атомные реакторы и ядерная энергетика (наименование дисциплины) Направление подготовки физика Аннотация рабочей программы дисциплины Атомные реакторы и ядерная энергетика (наименование дисциплины) Направление подготовки 03.03.02 физика Профиль подготовки «Фундаментальная физика», «Физика атомного

Подробнее

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN. Г.М. Жердев, А М. Цибуля ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN. Г.М. Жердев, А М. Цибуля ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск УДК 621.039.51.17 АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN Г.М. Жердев, А М. Цибуля ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск Standard abstract of the WIMS/ABBN code is presented. The code could be requested from the Minatom

Подробнее

МОДЕЛИРОВАНИЕ ЛИНЗОВЫХ ОПТИЧЕСКИХ СИСТЕМ В СРЕДЕ MATHCAD

МОДЕЛИРОВАНИЕ ЛИНЗОВЫХ ОПТИЧЕСКИХ СИСТЕМ В СРЕДЕ MATHCAD МОДЕЛИРОВАНИЕ ЛИНЗОВЫХ ОПТИЧЕСКИХ СИСТЕМ В СРЕДЕ MATHCAD Смирнов А.П., Пименов А.Ю., Абрамов Д.А. Санкт-Петербургский национальный исследовательский университет информационных технологий, механики и оптики,

Подробнее

Заключение комиссии Актуальность

Заключение комиссии Актуальность Заключение комиссии по представлению диссертации Абрамова Бориса Дмитриевича «Актуальные методы математического моделирования в задачах теории переноса нейтронов и теории ядерных реакторов», для принятия

Подробнее

EffMaker - расчѐт эффективности регистрации гамма-излучения объектов сложной формы. Тестирование.

EffMaker - расчѐт эффективности регистрации гамма-излучения объектов сложной формы. Тестирование. EffMaker - расчѐт эффективности регистрации гамма-излучения объектов сложной формы. Тестирование. А.Н.Берлизов 2), В.Н.Даниленко 1), Е.А.Ковальский 1), И.В.Кувыкин 3), А.А.Немков 1), Д.А.Суворов 1), С.Ю.Федоровский

Подробнее

РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ ГРАФИТА

РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ ГРАФИТА Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» Москва, 21-23 мая 2014 г. РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ

Подробнее

Моделирование методом Монте-Карло взаимодействия атомных частиц с конденсированной средой в приближении последовательных парных соударений

Моделирование методом Монте-Карло взаимодействия атомных частиц с конденсированной средой в приближении последовательных парных соударений Моделирование методом Монте-Карло взаимодействия атомных частиц с конденсированной средой в приближении последовательных парных соударений В.А.Курнаев Н.Н.Трифонов (Московский государственный инженерно-физический

Подробнее

Н.А. Ильина. Заместитель директора Блока по управлению инновациями начальник Управления контроля ФЦП и инновационного развития

Н.А. Ильина. Заместитель директора Блока по управлению инновациями начальник Управления контроля ФЦП и инновационного развития О проекте постановления Правительства и о корректировке федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» Заместитель директора

Подробнее

Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации

Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации Автор доклада: Журбенко Е.А. Руководитель: Былкин Б.К. (РНЦ КИ) Введение. Современное состояние

Подробнее

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б.

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Иванов Проблемы обращения с облученным (отработавшим) ядерным топливом

Подробнее

РАЗРАБОТКА НОВЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС

РАЗРАБОТКА НОВЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург 1 Федеральное государственное унитарное предприятие «ЦЕНТРАЛЬНЫЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ «ПРОМЕТЕЙ» РАЗРАБОТКА НОВЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ

Подробнее

12.1.ФОРМАТ 12.1.1. ВАРИАНТ 1 (LO=1): МНОЖЕСТВЕННОСТИ

12.1.ФОРМАТ 12.1.1. ВАРИАНТ 1 (LO=1): МНОЖЕСТВЕННОСТИ 1 12. ФАЙЛ 12. МНОЖЕСТВЕННОСТИ ОБРАЗОВАНИЯ ФОТОНОВ И ВЕРОЯТНОСТИ ПЕРЕХОДОВ Файл 12 может использоваться для представления энергетических зависимостей сечений образования фотонов либо через множественности,

Подробнее

ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА КВАЗИДИФФУЗИИ ДЛЯ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ

ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА КВАЗИДИФФУЗИИ ДЛЯ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА КВАЗИДИФФУЗИИ ДЛЯ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ Н.Г. КАРЛЫХАНОВ РФЯЦ-ВНИИТФ им. академика Е.И.Забабахина, Снежинск, Россия, n.g.karlykhanov@vniitf.ru Аннотация Впервые квазидиффузионный

Подробнее

Тема 6. Новые источники энергии и способы их использования. Ядерные реакции на быстрых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах ядерный реактор,

Тема 6. Новые источники энергии и способы их использования. Ядерные реакции на быстрых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах ядерный реактор, Тема 6. Новые источники энергии и способы их использования. Ядерные реакции на быстрых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны

Подробнее

2. ГЕЛИЙ. В библиотеке РОСФОНД содержатся данные для двух изотопов гелия 3 Не и Гелий-3

2. ГЕЛИЙ. В библиотеке РОСФОНД содержатся данные для двух изотопов гелия 3 Не и Гелий-3 2. ГЕЛИЙ 4 Не. В библиотеке РОСФОНД содержатся данные для двух изотопов гелия 3 Не и 2.1. Гелий-3 1.Общие замечания В современных библиотеках содержатся три независимых оценки нейтронных данных для гелия-3,

Подробнее

Руссков Александр Алексеевич АППРОКСИМАЦИИ, СОХРАНЯЮЩИЕ ЛОКАЛЬНЫЙ БАЛАНС МАССЫ И НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ В РАСЧЁТАХ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

Руссков Александр Алексеевич АППРОКСИМАЦИИ, СОХРАНЯЮЩИЕ ЛОКАЛЬНЫЙ БАЛАНС МАССЫ И НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ В РАСЧЁТАХ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ На правах рукописи Руссков Александр Алексеевич АППРОКСИМАЦИИ, СОХРАНЯЮЩИЕ ЛОКАЛЬНЫЙ БАЛАНС МАССЫ И НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ В РАСЧЁТАХ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ 05.13.18 «Математическое моделирование, численные методы

Подробнее

Ядро атома. Ядерные силы. Структура атомного ядра

Ядро атома. Ядерные силы. Структура атомного ядра Ядро атома. Ядерные силы. Структура атомного ядра На основе опытов Резерфорда была предложена планетарная модель атома: r атома = 10-10 м, r ядра = 10-15 м. В 1932 г. Иваненко и Гейзенберг обосновали протон-нейтронную

Подробнее

ГОЛОВНАЯ ВЫДВИГАЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ. Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И.Африкантова»

ГОЛОВНАЯ ВЫДВИГАЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ. Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И.Африкантова» Повышение эффективности эксплуатации и радиационной безопасности реакторной установки БН-600, использование полученного опыта для перспективных проектов БН ГОЛОВНАЯ ВЫДВИГАЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ Акционерное

Подробнее

Материалы Международной научно-технической конференции, 2 6 декабря 2013 г. РЕШЕНИЕ ТРЕХМЕРНОЙ ЗАДАЧИ ДИФРАКЦИИ МЕТОДОМ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ РАССЕИВАТЕЛЕЙ

Материалы Международной научно-технической конференции, 2 6 декабря 2013 г. РЕШЕНИЕ ТРЕХМЕРНОЙ ЗАДАЧИ ДИФРАКЦИИ МЕТОДОМ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ РАССЕИВАТЕЛЕЙ Материалы Международной научно-технической конференции, 2 6 декабря 2013 г. МОСКВА INTERMATIC 2 0 1 3, часть 4 МИРЭА РЕШЕНИЕ ТРЕХМЕРНОЙ ЗАДАЧИ ДИФРАКЦИИ МЕТОДОМ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ РАССЕИВАТЕЛЕЙ 2013 г. В.Ю.

Подробнее

ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ ИМИТАЦИОННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ УПАКОВОК С ОЯТ В АВАРИЙНЫХ УСЛОВИЯХ

ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ ИМИТАЦИОННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ УПАКОВОК С ОЯТ В АВАРИЙНЫХ УСЛОВИЯХ ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ ИМИТАЦИОННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ УПАКОВОК С ОЯТ В АВАРИЙНЫХ УСЛОВИЯХ Рябов А.А., Романов В.И., Куканов С.С., Маслов Е.Е., Леонтьев С.В., Циберев К.В. ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»,

Подробнее

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН Рогожкин С.А. 1, Крылов А.Н. 1, Осипов С.Л. 1, канд. техн. наук, Сазонова М.Л. 2, канд. физ.-мат. наук, Шепелев С.Ф. 1, канд. техн. наук, Шмелев

Подробнее

О.И. АО «ГНЦ РФ ФЭИ»,

О.И. АО «ГНЦ РФ ФЭИ», АВТОМАТИЗИРОВАННОЕ РАБОЧЕЕ МЕСТО СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ (АРМ КГО) ДЛЯ ПОДДЕРЖКИ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО ПЕРСОНАЛА РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Лукьянов Д.А., Албутова О.И.

Подробнее

Программа работы международной конференции, посвященной 50-летию БФС

Программа работы международной конференции, посвященной 50-летию БФС Программа работы международной конференции, посвященной 50-летию БФС 28 февраля 2012 года 8.00-9.15 - регистрация участников. 9.15-10.50 - открытие конференции, пленарное заседание (председатели С.Г. Калякин,

Подробнее

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Наименование взаимодействия Проведение научноисследовательских работ Участие

Подробнее

ОПТИМАЛЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИИ ГРАФИТА ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРОЕКТНОЙ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР

ОПТИМАЛЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИИ ГРАФИТА ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРОЕКТНОЙ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР Математика и механика. Физика Выводы 1. Установлено, что для перспективных модификаций облученных сборок реактора РБМК-1000 расчетное значение плотности потока быстрых нейтронов вблизи контейнера ТУК-109

Подробнее

В О П Р О С Ы А Т О М Н О Й Н А У К И И Т Е Х Н И К И

В О П Р О С Ы А Т О М Н О Й Н А У К И И Т Е Х Н И К И НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ В О П Р О С Ы А Т О М Н О Й Н А У К И И Т Е Х Н И К И НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ СБОРНИК СЕРИЯ: Ф И З И К А Я Д Е Р Н Ы Х Р Е А К Т О Р О В ИЗДАЁТСЯ c

Подробнее

Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»

Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» 1 Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» АО «ГНЦ РФ ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ ИМЕНИ А.И. ЛЕЙПУНСКОГО» На правах рукописи ГОЛОВКО Юрий Евгеньевич ОРИЕНТИРОВАННАЯ БИБЛИОТЕКА КРИТИЧЕСКИХ

Подробнее

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2015 г. Выпуск подготовлен АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС"

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2015 г. Выпуск подготовлен АО ОКБ ГИДРОПРЕСС Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2015 г. Выпуск подготовлен АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Применение искусственных нейронных сетей для исследования

Подробнее

Рождение и жизнь атомных ядер

Рождение и жизнь атомных ядер Рождение и жизнь атомных ядер n W e p e e W n p АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА 2 Ядерная физика Энергия связи ядра W(A,Z) 2 M ( A, Z) c W ( A, Z) p 2 ( ) 2 n Z m c A Z m c W(A, Z) 10 2 Mc 2 7 СЛИЯНИЕ W A, Z M яд 100%

Подробнее

Численные методы решения обыкновенных дифференциальных уравнений Дифференциальное уравнение: F( x, y, y, y,..., y ( n)

Численные методы решения обыкновенных дифференциальных уравнений Дифференциальное уравнение: F( x, y, y, y,..., y ( n) Численные методы решения обыкновенных дифференциальных уравнений Дифференциальное уравнение: F( ( ) ) - обыкновенное (зависимость только от ) Общий интеграл - зависимость между независимой переменной зависимой

Подробнее

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л., Шепелев С.Ф. АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Аширметов М.Р., Ершов В.Н., Онуфриенко

Подробнее

Приложение А. Комплект оценочных средств (контролирующих материалов) по дисциплине

Приложение А. Комплект оценочных средств (контролирующих материалов) по дисциплине Приложение А. Комплект оценочных средств (контролирующих материалов) по дисциплине Приложение А-1. Тесты текущего контроля СТО БТИ АлтГТУ 15.62.2.0008-2014 Вопросы к модулям (разделам) курса «Вычислительная

Подробнее

Табл. 2. Состав ОЯТ. Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов

Табл. 2. Состав ОЯТ. Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов 4. ЭЛЕМЕНТНЫЙ И ИЗОТОПНЫЙ СОСТАВ ОЯТ Состав Табл. 2. Состав ОЯТ Легководные реакторы Быстрые реакторы Уран, кг 9 856 Плутоний, кг 7 103 Продукты деления Цезий, Ки 142000 152000 Стронций,Ки 70300 162000

Подробнее

РАЗРАБОТКА ВОЗДУШНОГО ТРАКТА ДЛЯ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕНИЯ ВЕРТОЛЕТА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ FLOWVISION

РАЗРАБОТКА ВОЗДУШНОГО ТРАКТА ДЛЯ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕНИЯ ВЕРТОЛЕТА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ FLOWVISION РАЗРАБОТКА ВОЗДУШНОГО ТРАКТА ДЛЯ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕНИЯ ВЕРТОЛЕТА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ FLOWVISION Т.Д. Глушков 1,2,a, В.В. Митрофович 2,b, С.А. Сустин 2,с 1 Федеральное государственное бюджетное образовательное

Подробнее

ЧИСЛЕННЫЙ МЕТОД РАСЧЕТА КОЭФФИЦИЕНТА ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ НАПОЛНЕНЫХ ПОЛИМЕРОВ. А. В. Никитин, А. Ю. Бачурина

ЧИСЛЕННЫЙ МЕТОД РАСЧЕТА КОЭФФИЦИЕНТА ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ НАПОЛНЕНЫХ ПОЛИМЕРОВ. А. В. Никитин, А. Ю. Бачурина УДК 59.63:683.53.9 ЧИСЛЕННЫЙ МЕТОД РАСЧЕТА КОЭФФИЦИЕНТА ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ НАПОЛНЕНЫХ ПОЛИМЕРОВ А. В. Никитин, А. Ю. Бачурина Гродненский государственный университет им. Я. Купалы, г. Гродно, Беларусь Предложен

Подробнее

ПРИМЕНЕНИЕ СТРУЙНЫХ НАСОСОВ ДЛЯ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛООБМЕНА В ЛЕГКОВОДНОМ РЕАКТОРЕ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

ПРИМЕНЕНИЕ СТРУЙНЫХ НАСОСОВ ДЛЯ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛООБМЕНА В ЛЕГКОВОДНОМ РЕАКТОРЕ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПРИМЕНЕНИЕ СТРУЙНЫХ НАСОСОВ ДЛЯ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛООБМЕНА В ЛЕГКОВОДНОМ РЕАКТОРЕ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ Научный руководитель: В.М. Махин Авторы: А.П.Григорьев (НИЯУ МИФИ, каф.13),

Подробнее

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г.

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. Глава 5. Этапы стратегии п.6. Развертывание НИР и ОКР по технологии замкнутого ядерного

Подробнее

Отчёт по лабораторной работе 2 По курсу Численные методы

Отчёт по лабораторной работе 2 По курсу Численные методы Отчёт по лабораторной работе 2 По курсу Численные методы Выполнил: Лапупин А.В. 2094/2 Проверил: Соловьев К.В. 2004 г. 1 2. Исследование интерполирования функций. 2.1. Провести сравнение качества построения

Подробнее

Радуга-6 программа расчета стационарных и нестационарных нейтронных и гамма полей в 1D, 2D, 3D областях.

Радуга-6 программа расчета стационарных и нестационарных нейтронных и гамма полей в 1D, 2D, 3D областях. Радуга-6 программа расчета стационарных и нестационарных нейтронных и гамма полей в 1D, 2D, 3D областях. Л.П.Басс, О.В.Николаева Институт Прикладной Математики им. М.В.Келдыша РАН, Россия Введение Для

Подробнее

Важные особенности ТВС-2М: возможность эксплуатации энергоблоков в «гибких» топливных. высокую надежность;

Важные особенности ТВС-2М: возможность эксплуатации энергоблоков в «гибких» топливных. высокую надежность; ТВС-2М логичное развитие конструкции «циркониевой» тепловыделяющей сборки второго поколения (с жестким каркасом) ТВС-2 в части увеличения загрузки топлива и повышения эксплуатационной надежности для повышения

Подробнее

Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко

Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко Генеральный директор ОАО «АКМЭ-инжиниринг» В.В. Петроченко 06.12.2011 Рынок и перспективы атомных станций малой мощности Вызовы региональной энергетики : Энергообеспечение крупных промышленных производств

Подробнее

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА Драгунов Ю.Г. (ОАО «НИКИЭТ», Москва, Россия) Современные задачи освоения и использования космического пространства требуют оснащения

Подробнее

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Вин Ту ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации На правах рукописи Вин Ту СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАЗЛИЧНЫХ СХЕМ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 05.14.03 ядерные энергетические

Подробнее

ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИМПУЛЬСНОГО УРАН ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТУ ГОДОСКОПА

ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИМПУЛЬСНОГО УРАН ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТУ ГОДОСКОПА Известия Челябинского научного центра, вып. 4 (17), 2002 ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ УДК 621.039.573 ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИМПУЛЬСНОГО УРАН ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТУ ГОДОСКОПА

Подробнее

Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом. Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев

Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом. Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев Введение Натрий как теплоноситель реакторов на быстрых нейтронах впервые был применен в нашей

Подробнее

23. ВАНАДИЙ Ванадий-48. Радиоактивен. Испытывает позитронный рассад или захват орбитального электрона с переходом в титан-48. (Т 1/2 =15.97 д).

23. ВАНАДИЙ Ванадий-48. Радиоактивен. Испытывает позитронный рассад или захват орбитального электрона с переходом в титан-48. (Т 1/2 =15.97 д). 23. ВАНАДИЙ Природный ванадий содержит два изотопа V-5 (слаборадиоактивный изотоп с содержанием.25%) и V-51. Таким образом, природный ванадий состоит почти полностью из одного изотопа. Ещё два радиоизотопа

Подробнее

ВОЗМОЖНОСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОДА «СОВЕТЧИК ОПЕРАТОРА РЕАКТОРА» ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ РБМК-1000

ВОЗМОЖНОСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОДА «СОВЕТЧИК ОПЕРАТОРА РЕАКТОРА» ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ РБМК-1000 ВОЗМОЖНОСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОДА «СОВЕТЧИК ОПЕРАТОРА РЕАКТОРА» ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ РБМК-1000 Руководитель докладчика: д.т.н., проф. В.В. Постников И.С. Якунин, С.И. Александров,

Подробнее

АНАЛИЗ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В ЯЧЕЕЧНЫХ РАСЧЕТАХ РЕАКТОРА ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОДОВ MCNP5 И MCU_FREE

АНАЛИЗ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В ЯЧЕЕЧНЫХ РАСЧЕТАХ РЕАКТОРА ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОДОВ MCNP5 И MCU_FREE РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОГО РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES NUCLEAR SAFETY INSTITUTE Препринт ИБРАЭ IBRAE-2013-04 Preprint IBRAE-2013-04 П.А. Кизуб, Д.А.

Подробнее

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-1000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-1000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР А.А.Горчаков ФГУП ОКБ «Гидропресс» О.В.Кувшинова ФГУП

Подробнее

Определение активности нейтринного источника по измерению непрерывного спектра гамма излучения

Определение активности нейтринного источника по измерению непрерывного спектра гамма излучения Определение активности нейтринного источника по измерению непрерывного спектра гамма излучения В.Горбачёв, Ю.Малышкин Баксанская нейтринная обсерватория ИЯИ РАН Галлиевые эксперименты с искусственными

Подробнее

Определение собственных частот колебаний теплообменных труб модели ПГ РУ БН Руководитель: А.А. Шевкопляс Автор: Н.В. Жаров

Определение собственных частот колебаний теплообменных труб модели ПГ РУ БН Руководитель: А.А. Шевкопляс Автор: Н.В. Жаров Определение собственных частот колебаний теплообменных труб модели ПГ РУ БН - 1200 Руководитель: А.А. Шевкопляс Автор: Н.В. Жаров Введение Исследование вибрации теплообменных труб ПГ РУ БН - 1200 является

Подробнее

Односторонние приближения в L линейной комбинации ядра Пуассона и сопряженного ядра Пуассона тригонометрическими полиномами

Односторонние приближения в L линейной комбинации ядра Пуассона и сопряженного ядра Пуассона тригонометрическими полиномами Труды Международной летней математической Школы-Конференции С Б Стечкина по теории функций Таджикистан, Душанбе, 5 5 августа, 06 С 44 49 Односторонние приближения в L линейной комбинации ядра Пуассона

Подробнее

ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва

ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва 43 ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва РАЗРАБОТКА МОДЕЛЕЙ И ПРОВЕДЕНИЕ РАСЧЕТОВ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА В ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ТЕХНОЛОГИЙ ПОДГОТОВКИ ОТВС РУ ЭГП-6 К ВЫВОЗУ НА

Подробнее

Стратегия развития ядерной энергетики в России Развитие ядерной энергетики в России на ближайшие десятилетия определяется принятой Правительством Росс

Стратегия развития ядерной энергетики в России Развитие ядерной энергетики в России на ближайшие десятилетия определяется принятой Правительством Росс В. Б. Иванов, д.т.н., проф., Директор ОАО «ВНИИНМ имени А.А. Бочвара» Замыкание Ядерного Топливного Цикла реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает качественно новый уровень безопасности атомной энергетики.

Подробнее

1.4 Наша история наша гордость

1.4 Наша история наша гордость . О НАС 1.4 Наша история наша гордость Руководители предприятия 23 РОЖДЕНЫ В ГОД ПОБЕДЫ 27 декабря 1945 г. 24 . О НАС Этапы большого пути 25 Этапы большого пути Направления Исторические итоги Новейшая

Подробнее

14. ФАЙЛ 14. УГЛОВЫЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ФОТОНОВ.

14. ФАЙЛ 14. УГЛОВЫЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ФОТОНОВ. 1 14. ФАЙЛ 14. УГЛОВЫЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ФОТОНОВ. Файл 14 предназначен для представления угловых распределений вторичных фотонов, образованных в нейтронных реакциях. Угловые распределения должны определяться

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ УДК 621.039.52.04.:621.311.25 ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2013 4(9), С.53 57 ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ 2013 г. Д.Н. Казьмин, И.А. Якубенко

Подробнее

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2, 2015 г.

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2, 2015 г. Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2, 2015 г. УДК 519.622 Алгоритм решения линейной задачи Коши для систем обыкновенных дифференциальных уравнений

Подробнее

Доклад на 5-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г.

Доклад на 5-й международной научно-технической конференции Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР (г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г. Доклад на 5-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г.) Роль модели газового зазора твэла в сопряженных нейтронно-физических

Подробнее

Разработка трехмерной конечно элементной динамической модели ВКУ ВВЭР-1000 для обоснования прочности при сейсмических нагрузках

Разработка трехмерной конечно элементной динамической модели ВКУ ВВЭР-1000 для обоснования прочности при сейсмических нагрузках Разработка трехмерной конечно элементной динамической модели ВКУ ВВЭР-1000 для обоснования прочности при сейсмических нагрузках В.В.Абрамов, Л.А.Лякишев, В.А.Пиминов, В.П.Юременко ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»,

Подробнее

КАНАЛЫ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

КАНАЛЫ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР КАНАЛЫ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ ГОСТ 24789-81 ИПК

Подробнее

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 19

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 19 ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ Инжечик Лев Владиславович Кафедра общей физики inzhechik@stream.ru Иллюстрация процесса деления на основе капельной модели ядра Учитываются поверхностное натяжение

Подробнее

НЕСТЕРОВ Владимир Николаевич ВЛИЯНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПАРАМЕТРОВ ПОЛЯ ПОВРЕЖДАЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА СРОК СЛУЖБЫ ГРАФИТА В КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРАХ

НЕСТЕРОВ Владимир Николаевич ВЛИЯНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПАРАМЕТРОВ ПОЛЯ ПОВРЕЖДАЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА СРОК СЛУЖБЫ ГРАФИТА В КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРАХ На правах рукописи НЕСТЕРОВ Владимир Николаевич ВЛИЯНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПАРАМЕТРОВ ПОЛЯ ПОВРЕЖДАЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА СРОК СЛУЖБЫ ГРАФИТА В КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРАХ Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические

Подробнее