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

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

1 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, Россия; Чибиняев А.В., Теплов П.С., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Цибульский С.В. НИЦ КИ, Москва, Россия Исследование влияния нерегулярных (локальных) гетерогенных эффектов на максимальное энерговыделение в твэлах активной зоны является комплексной, системной задачей. Она включает исследование влияния на спектр окружающей среды изотопного состава топлива. Одним из этапов этих исследований является валидации программных комплексов расчета изменения изотопного состава топлива при его выгорании: 2, MCU,, _Cell. В докладе излагаются основные результаты сравнительного анализа результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по перечисленным программам, включая результаты международных участников расчетов. Одной из задач анализа безопасности реакторов типа LWR является исследование влияния нерегулярных (локальных) гетерогенных эффектов на максимальное энерговыделение в твэлах активной зоны. Исследование является комплексной, системной задачей, включающей: - исследование влияния на спектр нейтронов окружения твэла и соответствующее влияние на баланс скоростей реакций в ближайших твэлах, - влияние изменения изотопного состава топлива, - анализ погрешностей расчета в выделенных областях (твэлах, кассетах) реактора. Решение комплексной задачи потребовало провести адаптацию имеющихся и разработанных программ применительно к реакторам типа LWR, с квадратной решёткой твэлов для реактора типа PWR, треугольной решеткой твэлов для реактора типа ВВЭР, в том числе программ расчета изменения изотопного состава топлива в «реальной» (адэкватной по геометрической структуре) расчетной модели с учетом обратных связей нейтронно физических и теплогидравлических характеристик активной зоны. В докладе ограничимся результатами валидации программных комплексов, которые использовались при расчете изменения изотопного состава при выгорании топлива в ТВС реактора типа PWR программ : 2, MCU RF,, _Cell.. Расчеты проведены на примере выгорания ТВС реактора PWR (2 ой блок АЭС ALMARAZ) в X,Y геометрии в однородной решетке. Сравнительный анализ результатов, полученных по разным кодам, практически позволил определить относительную точность расчета основных нейтронно физических характеристик ТВС реактора PWR при использовании перечисленных программ Картограмма загрузки активной зоны.. Исходные данные для расчетных исследований, основные характеристики активной зоны реактора, опубликованные в работе [1 ]. На рисунке 1 представлена картограмма первой загрузки активной зоны топливом и схема расположения кластеров СУЗ. Всего в реакторе 4 группы кластеров стержней регулирования (A, B, C, D) и 2 группы кластеров стержней аварийной защиты (SA, SB). Топливо разбито на 4 типа обогащения по U 235 (L, M, N, P). Топливо типа L, M и N используется при первой загрузке активной зоны. Топливо типа P применяется при перегрузках активной зоны. e L C N d c b a SB L L D SB L M(16) M(16) N(12) N SA M(16) L M(16) N(16) L N L M(20) L C M(20) L M(12) L D N L B M(16) N A Рисунок 1- Картограмма первой загрузки активной зоны реактора PWR ( 2 ой блок АЭС ALMARAZ). (Число в скобках для данного типа ТВС означает число выгорающих поглотителей, A, B, C, D группы стержней СУЗ в ТВС; SA, SB - группы стержней АЗ в ТВС). Типы ТВС

2 Схематическое изображение структуры ТВС различного типа приведены на рисунке 2. А B C D Рисунок 2- Расположение выгорающих поглотителей и стержней регулирования в направляющих трубках ТВС. (A 20 СВП в ТВС; B 16 СВП в ТВС; C 12 СВП в ТВС; D ТВС со стержнями регулирования; 1 твэлы; 2 СВП; 3 отверствия) Полный перечень различных вариантов ТВС, содержащих разное количество СВП, твэлы различного обогащения, приведены в таблице 1 Таблица 1. Перечень различных вариантов ТВС, содержащих разное количество СВП, твэлы различного обогащения. Тип топлива ТВС, соответствующего рис. Обогащение, 1 % Количество выгорающих поглотителей L 2.1 нет M , 16, 20 N , 16 На данном этапе исследований на примере квадратной однородной (бесконечной) решетки твэлов реактора PWR в X,Y геометрии проводились расчеты выгорания топлива. Цель расчетов заключалась: - в определении максимально горячих твэлов, их перемещение в процессе изменения изотопного состава топлива и распределения мощности по кассете, - в сравнительном анализе результатов, полученных по разным кодам, что практически позволит провести валидацию программ, определить их относительную точность расчета основных нейтронно физических характеристик топливных сборок реактора PWR. Расчеты проводились по программам 2,,, _Cell,. При расчетах учитывались следующие общие исходные данные и начальные условия: - на границе ТВС использовались условия зеркального отражения нейтронов, - расчеты потвэльного выгорания топлива и СВП в ТВС в X-Y геометрии без стержней СУЗ, без бора и с бором в воде (ppm=1000). При расчете вариантов с борной кислотой полагалось, что бор не выгорает.остальные исходные данные приведены в таблице 2. Таблица 2. Данные для расчета потвэльного выгорания топлива и СВП в ТВС. Тип топлива L M N Обогащение, % Количество СВП 0 12, 16, , 16 Мощность ТВС, МВт/м Температура направляющих трубок СУЗ, СВП, центрального канала 310С Температура оболочек твэл 340С Температура оболочек стержня СУЗ и выгорающего поглотителя 340С Температура выгорающего поглотителя 360С Температура топлива 640С Температура воды 310С Плотность воды, г/см

3 Краткая характеристика используемых программ. При решения задач выгорания топлива работа строилась таким образом, что параллельно адаптировались существующие программы,, 2 к условиям реактора PWR, активная зона которого имеет квадратную решетку твэлов. Ниже приведем краткое описание некоторых особенностей используемых программ, подробное описание которых приведено в [2-4 ]. ПК Для расчета двумерных задач выгорания использовался отдельный модуль программы, состоящий из программных комплексов WIMS-D5 [2] и PANORAMA-2 [3 ]..Структура ПК WIMS-PANORAMA-2 изображена на рисунке 3. Рисунок 3- Структура программного комплекса WIMS-PANORAMA-2 Программа WIMS-D5 предназначена для расчета различного типа ячеек реакторов, включая расчет выгорания. Программа использует собственную 69-групповую библиотеку констант. В программе реализована возможность широкого использования различных физических моделей и методов решения. Расчет в программе PANORAMA-2 осуществляется в том же групповом приближении, что и ячеечный расчет в программе WIMS-D5. Полученные в ходе расчета баклинги (альбедные характеристики) и мощности элементарных ячеек подставляются в блок расчета выгорания программы WIMS-D5. Расчет распределения поля нейтронов по аксиальному слою ТВС проводится PS n -методом в квадратной или гексагональной геометрии программным модулем PANORAMA-2. ПК Программа создана для расчетов выгорания топлива в различных геометрических модулях реактора ячейке, тепловыделяющей сборке, в активной зоне в

4 целом на основе использования расчета скоростей реакций методом Монте-Карло. Для расчетов выгорания применена двухэтапная процедура: 1 этап - расчет пространственно-энергетического распределения потоков нейтронов и подготовка сечений одно групповых скоростей ядерных реакций, 2 этап - расчет изменения изотопного состава в топливных зонах рассчитываемого геометрического модуля-ячейки, кассеты, группы кассет и т.д. На первом этапе расчетов используется программа Монте - Карло с поточечным представлением ядерных данных. На втором этапе используется аналитическое интегрирование уравнений выгорания, которое проводится по специальной методике, изложенной в [ 5 ]. Программа UNK_Cell Программа UNK_Cell предназначена для проведения нейтронно-физического расчета ячейки или кассеты (ТВС) реакторов различных типов, и получения малогрупповых нейтроннофизических констант, необходимых для полномасштабного расчета реактора, расчета усредненных по спектру микросечений изотопов, необходимых для расчета выгорания. Библиотека ядерных данных программы UNK_Cell сгенерирована из файлов оцененных ядерных данных ENDF/B-VI и содержит данные для 337 изотопов, включая продукты деления. Для некоторых изотопов имеются дополнительные варианты библиотек ядерных данных полученных из файлов JEF-2.2 и JENDL. Основная библиотека программы содержит 89 групповые сечения (24 группы в области замедления от 14.5 МэВ до 2.15 эв и 65 тепловых групп). В области тепловых нейтронов (0-2.15эв) расчет спектра выполняется с использованием термализационных матриц, сгенерированных из ENDF/B для разных замедлителей (H 2 O, C, Be), для остальных изотопов используется модель рассеяния на свободном газе. Особенностью программы является детальный расчет спектра нейтронов в резонансной области энергий (2.15эв КэВ). Этот энергетический диапазон описывается в групповом приближении (приблизительно 7000 энергетических групп). При этом используется мелкая неравномерная энергетическая сетка, сгущающаяся вблизи резонансов разных изотопов и более широкая в промежутках между ними. Эта методика позволяет отказаться от использования теоремы эквивалентности при расчете резонансного поглощения в твэлах и впрямую рассчитывать резонансный захват в любом выделенном слое твэла со своей температурой, позволяет рассчитывать твэлы нестандартной геометрии, для которых нет формул расчета резонансной блокировки. Расчет пространственного распределения нейтронов в программе UNK_Cell проводится методом вероятностей первых столкновений (ВПС). Для одномерных -плоской, цилиндрической и сферической геометрий расчет матриц первых столкновений выполняется с использованием аналитических формул. Для сложных геометрий ячеек и ТВС матрицы вероятности рассчитываются численными методами [6,7]. Программа UNK_Cell интегрирована с программой BURNUP Cell - программой расчета изотопной кинетики в процессе выгорания топлива или простого радиационного распада изотопов после облучения. Программа BURNUP имеет библиотеку выходов продуктов деления, полученную из файлов ENDF/B для 196 осколков. Для них используются кумулятивные выходы продуктов деления, включающие распад короткоживущих осколков предшественников. Кроме этого есть библиотека прямых выходов продуктов деления для 1227 изотопов [8 ]. Результаты расчетов и их анализ. Проводились расчеты выгорания топлива в кассетах первой загрузки реактора PWR (2 ой блок АЭС ALMARAZ). В соответствие с таблицей 2 кассеты содержат 17 х 17 твэлов квадратной решетки разного обогащения. Физические характеристики, приведенные в таблице 2 - удельная мощность, температура топлива, воды и элементов конструкции, плотность воды, концентрация борной кислоты соответствуют средним параметрам активной зоны реактора PWR (2ой блок АЭС ALMARAZ). Во всех вариантах использовалось одинаковое граничное условие зеркального отражения. В работе [1] приводятся результаты расчетов перечисленных выше вариантов ТВС исследователей - (Испания), (Индия), (Хорватия), (Южноафриканский союз), (Турция), (Сербия). Их результаты сравниваются с

5 полученными в данной работе. Расчеты проводились в одинаковой для всех временной шкале по выгоранию. В качестве примера в таблице 3 приведены результаты расчетов изменения коэффициента размножения ТВС типа М (2.6%, 16 СВП) и ppm =0, полученными перечисленными авторами. Здесь же приведены результаты расчетов по нескольким используемым программам,,,. Из приведенных результатов следует, что лучшее совпадение результатов расчетов K inf в течение всей «кампании» наблюдается между результатами и расчетами по используемым программам (выделено серым цветом). Максимальное отличие результатов составляет max Δ K inf = 0.01 (для 38 и 50 ), минимальное min Δ K inf = (для 8 и 10 ). Таблица 3. Результаты расчетов изменения коэффициента размножения ТВС типа М (обогащение 2.6%) c 16 СВП ppm = 0, полученными разными авторами Глубина выгорания K inf (M16СВП) сутки 0 0 1,086 1,092 1,063 1,088 1,076 1,099 1,094 1,0974 1,0868 1,0917 4,029 0,15 1,054 1,056 1,035 1,055 1,044 1,066 1,060 1,0617 1,0526 1, , ,064 1,063 1,049 1,063 1,053 1,077 1,066 1,0684 1,0580 1, , ,070 1,071 1,058 1,067 1,058 1,082 1,068 1,0717 1,0625 1, , ,071 1,072 1,062 1,068 1,059 1,083 1,069 1,0720 1,0647 1, , ,069 1,070 1,060 1,067 1,058 1,082 1,068 1,0713 1,0652 1, , ,065 1,066 1,055 1,062 1,054 1,077 1,064 1,0677 1,0628 1, , ,045 1,048 1,035 1,043 1,035 1,058 1,048 1,0503 1,0471 1, , ,017 1,021 1,008 1,016 1,008 1,029 1,021 1,0243 1,0208 1, , ,985 0,991 0,978 0,985 0,979 0,997 0,991 0,9938 0,9906 0, , ,954 0,962 0,949 0,955 0,950 0,966 0,962 0,9641 0,9606 0, , ,926 0,934 0,922 0,928 0,924 0,937 0,934 0,9357 0,9325 0, , ,900 0,909 0,897 0,902 0,899 0,910 0,908 0,9108 0,9067 0, , ,876 0,885 0,874 0,879 0,876 0,887 0,886 0,8876 0,8833 0, , ,856 0,864 0,853 0,859 0,856 0,866 0,865 0,8667 0,8624 0, , ,838 0,845 0,834 0,841 0,838 0,848 0,847 0,8494 0,8439 0, , ,822 0,827 0,818 0,825 0,822 0,832 0,832 0,8343 0,8277 0,8368 Этот факт иллюстрируется на рисунках 4 и 5. Поскольку все программы, которые используются в данной работе дают результаты, приемлемые для сравнительного анализа, дальнейшем будем их сравнивать только с результатами (см. рисунки 5-13)

6 K inf K inf Рисунок 4- Зависимость коэффициента размножения от глубины Рисунок 5- Зависимость коэффициента размножения от глубины выгорания для ТВС M16СВП выгорания для ТВС M16СВП, сравнение с результатами результатов расчетов по используемым программам.

7 U-235 U-236 4,0 3,5 3,0 2,5 2,0 1,5 1,0 0,5 3,0 2,8 2,6 2,4 2,2 2, U-235 U-236 4,0 3,5 3,0 2,5 2,0 1,5 1,0 3,0 2,8 2,6 2,4 2,2 0,5 2, Рисунок 6- Результаты расчетов выгорания U-235 Рисунок 7- Результаты расчетов накопления U-236 в диапазоне энерговыработки в диапазоне энерговыработки 25-50

8 U-238 Pu ,2 5,0 4,8 4,6 4,4 4,2 4, U-238 Pu , ,0 4,8 4,6 4, , , Рисунок 8- Выгорание U-238 в диапазоне Рисунок 9- Накопление Pu-239 в диапазоне энерговыработки МВт*сут/ кгu энерговыработки 25-50

9 Pu-240 Pu-241 3,2 3,1 3,0 2,9 2,8 2,7 2,6 2,5 2,4 2,3 2,2 2,1 2,0 1,9 1,8 1,7 1,6 1,5 1,4 1,3 1,2 1,1 1,0 Pu-240 Pu-241 3,2 3,1 3,0 2,9 2,8 2,7 2,6 2,5 2,4 2,3 2,2 2,1 2,0 1,9 1,8 1,7 1,6 1,5 1,4 1,3 1,2 1,1 1,0 Рисунок 10- Накопление Pu-240 в диапазоне Рисунок 11- Накопление Pu-240 в диапазоне энерговыработки МВт*сут/ кгu энерговыработки МВт*сут/ кгu

10 Pu-241 B-10 1,8 1,7 1,6 1,5 1,4 1,3 1,2 1,1 1,0 1,0 0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2 0,1 0, Pu-241 B-10 1,8 1,7 1,6 1,5 1,4 1,3 1,2 1,1 1,0 1,0 0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2 0,1 0, Рисунок 12 - Накопление Pu-240 в Рисунок 13- Выгорание B10 в диапазоне диапазоне энерговыработки МВт*сут/ кгu энерговыработки 0-26 МВт*сут/ кгu

11 Результаты расчетов динамики поля энерговыделения в ТВС в процессе выгорания топлива. Изучалась динамика изменения поля энерговыделения в ТВС в процессе выгорания топлива. Приведем несколько наиболее характерных примеров. 1. Пример 1 :результаты расчетов динамики поля энерговыделения в ТВС с обогащением 2.6 % и 16 СВП. Изменение изотопного состава топлива в твэлах ТВС при одной и той же нормировке удельной мощности сборки приводит к перераспределению мощности скоростей реакций деления в твэлах. Динамику этого явления можно наблюдать на гистограммах рисунков Рисунок14 -Схема ¼ ТВС Рисунок 15- Нумерация твэлов, соответствующих расположению в ТВС на рисунке 14 (1/8 симметрия ТВС) (на рисунке: голубой цвет направляющая трубка с водой, зеленый СВП) На рисунках изображено относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 0, 10, 26, 50 МВт*сут/ кгu, полученным по результатам расчетов по различным программам проекта,,,..из результатов, приведенных на рисунках 18-21, следует: - при выгорании ~ 0 МВт*сут/кг: всплеск тепловыделения в твэлах dq = [(Q max /Q av -1 ) 10 2 ] % (здесь Q max максимальное, Q av среднее энерговыделение) происходит вблизи направляющих трубок с водой, например, для твэла 30 dq=10% ; - всплеск наблюдается также вблизи края кассеты, например, для твэла 39 dq =8%, - всплеск уменьшается по мере выгорания топлива в твэлах кассеты. 2. Пример 2: результаты расчетов в динамики поля энерговыделения при выгорании топлива в ТВС M12SVP при ppm_ Рисунок 16- Схема ¼ ТВС Рисунок 17- Нумерация твэлов в ТВС М12SVP,соответствующих рисунку 16 Динамика поля энерговыделения относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 0, 10, 26, 50 МВт*сут/ кгu, показана на рисунках

12 dq,% МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 18- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 0 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта dq,% МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 19- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 10 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта.

13 dq,% МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 20- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 26 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта. dq,% МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 21- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 50 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта.

14 ,% 0.0 Q-1.0 d МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 22- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 0 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта ,% 0.00 Q d МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 23- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 10 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта.

15 ,% Q 0.00 d МВт*сут/кг номер твэла ,% Q d Рисунок 24. Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 26 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта 50 МВт*сут/кг номер твэла Рисунок 25- Относительное отличие скоростей реакций деления в твэлах кассеты от среднего значения по ТВС при выгорании 50 МВт*сут/ кгu по результатам расчетов по различным программам проекта

16 Заключение Результаты расчетов показали, что: 1. Коэффициент размножения К inf в процессе выгорания топлива, полученные по используемым программам, отличаются от результатов международных участников расчетов. Практически, для всех рассмотренных типов кассет реактора PWR максимальное отличие составляет не более 1% по сравнению с расчетами по прецизионным программам (2 и ); 2. Отличие в коэффициенте размножения в процессе выгорания топлива в рассматриваемых вариантах кассет, полученные по программам 2,,, _Cell составляет < 1%. С использованием программных комплексов проекта проводился расчет потвэльного изменения изотопного состава топлива, и, соответственно, перераспределения энерговыделения по твэлам кассеты. Показано, что: - в начале выгорания топлива максимальное энерговыделение наблюдается в твэлах, расположенных вблизи направляющих трубок с водой а также на краю кассеты вблизи водяного межкассетного зазора; при этом относительная величина всплеска тепловыделения в этих твэлах может достигать 10% по сравнению со средним значением энерговыделения в кассете; - в процессе выгорания топлива в твэлах этот всплеск уменьшается до величины (3-4)%. Такая ситуация наблюдается практически для всех рассмотренных типов кассет как при наличии борной кислоты в замедлителе так при её отсутствии. Литература 1. IAEA In-core fuel management code package validation for PWRs. IAEA-TECDOC- 815, August WIMSD5, NEA Data Bank Documentation, No. 1507/02, А.В.Чибиняев. «Решение уравнения переноса в гексагональной и квадратной геометрии диффузионным и PS n -методом». Препринт ИАЭ-5392/4, M., WLUP - WIMS Library Update. IAEA Final Report of a Co-ordinated Research Project, «Системный анализ неопределённостей характеристик ядерной безопасности реактора типа ВВЭР 1000 с различной долей МОХ топлива в активной зоне.» Итоговый технический отчет по проекту МНТЦ Москва 2007 г. 6. Н.И.Белоусов, В.Д.Давиденко, В.Ф.Цибульский, Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора, препринт ИАЭ-6083/4, М.,1998г. 7. V.D.Davidenko, V.F. Tsibulsky. Detailed Calculation of Neutron Spectrum in Cell of a Nuclear Reactor, Int. Conf. on the Physics of Nuclear Science and Technology, Oct. 5 8, 1998, Long Island, New York, pp В.Д. Давиденко, В.Ф. Цибульский, Расчет выгорания по программе UNK, сб. трудов семинара Нейтроника 2000, стр , Обнинск, 2000.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

РАСЧЕТ И ЭКСПЕРИМЕНТ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА. Щуровская М.В. (МИФИ)

РАСЧЕТ И ЭКСПЕРИМЕНТ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА. Щуровская М.В. (МИФИ) РАСЧЕТ И ЭКСПЕРИМЕНТ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА Щуровская М.В. (МИФИ) Классификация программ нейтронно-физического расчета По тематике: ПС для расчета пространственно-энергетического

Подробнее

1. ОРГАНИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ

1. ОРГАНИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ ГОСТ Р 50088-92 ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ (ВВЭР) ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ ГОССТАНДАРТ РОССИИ Москва ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

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

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

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

Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ

Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ На правах рукописи УДК 621.039.5 Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

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

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

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

можно выразить суммой следующих компонент (зависимость от здесь и далее опускается в связи с цилиндрической симметрией задачи): (1)

можно выразить суммой следующих компонент (зависимость от здесь и далее опускается в связи с цилиндрической симметрией задачи): (1) Моисеев А.Н., Климанов В.А. НИЯУ МИФИ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ПОГЛОЩЁННОЙ ДОЗЫ ОТ ЯДЕР ОТДАЧИ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ТКАНИ НЕЙТРОНАМИ Введение В предыдущей публикации [1] авторы отмечали, что для нейтронной

Подробнее

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Песня Юрий Егорович

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Песня Юрий Егорович НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» На правах рукописи Песня Юрий Егорович Расчетное обеспечение экспериментальных исследований на реакторе ИР-8 с использованием прецизионной программы

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

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

Аннотации статей журнала "Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов", вып. 4, 2013 г.

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 4, 2013 г. Аннотации статей журнала "Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов", вып. 4, 2013 г. УДК 621.039.5 Двумерные уравнения метода поверхностных гармоник для решения задач пространственной

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

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

РОЛЬ ОТДЕЛЬНЫХ ФАКТОРОВ В РАЗВИТИИ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В., Никитин Ю.М., Черкашов Ю.М.

РОЛЬ ОТДЕЛЬНЫХ ФАКТОРОВ В РАЗВИТИИ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В., Никитин Ю.М., Черкашов Ю.М. УДК 621.039.562.3 РОЛЬ ОТДЕЛЬНЫХ ФАКТОРОВ В РАЗВИТИИ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В., Никитин Ю.М., Черкашов Ю.М. (НИКИЭТ) Непосредственно после аварии на четвертом

Подробнее

БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИИ

БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИИ В.А. Халимончук БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИИ ДИНАМИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С РАСПРЕДЕЛЕННЫМИ ПАРАМЕТРАМИ В ИССЛЕДОВАНИЯХ ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВВЭР и РБМК Киев «Основа» 2008 УДК 621.039 Серия основана

Подробнее

35. БРОМ Бром-79

35. БРОМ Бром-79 35. БРОМ 35.1. Бром-79 Содержание в естественной смеси 50.69%. Выход при делении 235 U 2.5*10-7 ; при делении 239 Pu 8.6*10-4. В современных библиотеках оцененных данных используются две оценки: : оценка

Подробнее

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой ЛЕКЦИЯ 5 ПРОБЛЕММЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 5.1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) совокупность технологических операций, включающих: Добычу урановой руды. Изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана

Подробнее

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ УДК 61.039.517 МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ В.В. Ганн, А.М. Абдуллаев, А.И. Жуков, С.В. Марехин, С.A. Солдатов Национальный научный центр Харьковский физико-технический

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

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

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ НИЦ «Курчатовский институт» На правах рукописи Гордиенко Павел Владимирович МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ Специальность 05.14.03

Подробнее

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов., вып. 5, 2015 г.

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов., вып. 5, 2015 г. Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов., вып. 5, 2015 г. УДК 621.039 Расчёт критичности неординарных систем А.В. Калугин, В.В. Тебин Обсуждаются особенности

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

52. ТЕЛЛУР Теллур-118

52. ТЕЛЛУР Теллур-118 52. ТЕЛЛУР 52.1. Теллур-118 Период полураспада: (6±2) дня. Моды распада: е - 100%. Спин основного состояния: 0 +. JEFF-3.1/A=EAF-2003 неполная оценка 2003 года файла для активационной библиотеки, основанная

Подробнее

Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ

Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук УДК 621.039.5 На правах рукописи Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ

Подробнее

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «Национальный исследовательский ядерный университет

Подробнее

4. ДОЗА ОТ НЕЙТРОНОВ 4.1. Преобразование энергии нейтронов в веществе

4. ДОЗА ОТ НЕЙТРОНОВ 4.1. Преобразование энергии нейтронов в веществе 4. ДОЗА ОТ НЕЙТРОНОВ Как было показано выше, в случае γ-излучения одинаковым поглощенным дозам соответствуют практически одинаковые эффекты в широком диапазоне энергий γ-квантов. Для нейтронов это не так.

Подробнее

ТВЭЛЫ РЕАКТОРА ВВР-М ОБЪЕКТ ПОСТОЯННОГО ИЗУЧЕНИЯ И МОДЕРНИЗАЦИИ. К.А. Коноплёв, Г.А. Кирсанов

ТВЭЛЫ РЕАКТОРА ВВР-М ОБЪЕКТ ПОСТОЯННОГО ИЗУЧЕНИЯ И МОДЕРНИЗАЦИИ. К.А. Коноплёв, Г.А. Кирсанов ТВЭЛЫ РЕАКТОРА ВВР-М ОБЪЕКТ ПОСТОЯННОГО ИЗУЧЕНИЯ И МОДЕРНИЗАЦИИ К.А. Коноплёв, Г.А. Кирсанов Рост объема научных исследований на реакторе ВВР-М ставил перед реакторщиками задачу повышения производительности

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

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

ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238

ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238 ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238 Семченков Ю.М., НИЦ «Курчатовский институт» Мохов В.А., ОКБ «Гидропресс» Алексеев П.Н., НИЦ «Курчатовский институт» Москва,

Подробнее

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 21

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 21 ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ Инжечик Лев Владиславович Кафедра общей физики inzhechik@stream.ru Лекция 21 Единицы некоторых величин, связанных с ионизирующим излучением Активность радионуклида

Подробнее

Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана Кафедра Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки. Кавун О.Ю.

Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана Кафедра Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки. Кавун О.Ю. Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана Кафедра Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки Кавун О.Ю. «САПР отрасли. Программы и программные комплексы, применяемые

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

2. РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

2. РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 2. РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ Рассмотрим основные особенности гетерогенного реактора, работающего на медленных (тепловых) нейтронах. Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах

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

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

СТАТЬИ РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА PSG2/SERPENT ДЛЯ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ УРАН-ВОДНЫХ СИСТЕМ

СТАТЬИ РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА PSG2/SERPENT ДЛЯ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ УРАН-ВОДНЫХ СИСТЕМ СТАТЬИ УДК 621.039.58 РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА PSG2/SERPENT ДЛЯ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ УРАН-ВОДНЫХ СИСТЕМ Строганов А.А., к.ф.-м.н., Курындин А.В., Аникин А.Ю.,

Подробнее

Подход «Burnup credit»: особенности и мировой опыт использования при обосновании ядерной безопасности обращения с ОЯТ

Подход «Burnup credit»: особенности и мировой опыт использования при обосновании ядерной безопасности обращения с ОЯТ Подход «Burnup credit»: особенности и мировой опыт использования при обосновании ядерной безопасности обращения с ОЯТ А.Ю. Аникин, А.В. Курындин, А.А. Строганов (НТЦ ЯРБ) В настоящее время в России накоплено

Подробнее

кафедра конструирования приборов и установок, Национальный исследовательский ядерный университет Московский инженерно-физический институт, г.

кафедра конструирования приборов и установок, Национальный исследовательский ядерный университет Московский инженерно-физический институт, г. Development of the multi-purpose simulator of the system of inter-reactor control for VVER with application of NI ELVIS instruments Maksimkin A. 1, Erofeev I. 2, Konashenkova N. 3 Создание многофункционального

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

5.2. Атомные энергетические установки

5.2. Атомные энергетические установки 5.2. Атомные энергетические установки Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления атомных ядер тяжёлых химических элементов под действием медленных нейтронов была осуществлена под руководством

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

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

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

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

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

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

МОДЕЛИРОВАНИЕ ТРЕХМЕРНОГО ТЕЧЕНИЯ ГАЗА МЕТОДОМ ЧАСТИЦ НА АДАПТИВНО ВСТРАИВАЕМОЙ СЕТКЕ. РАСЧЕТ ЗАДАЧИ О ТОЧЕЧНОМ ВЗРЫВЕ

МОДЕЛИРОВАНИЕ ТРЕХМЕРНОГО ТЕЧЕНИЯ ГАЗА МЕТОДОМ ЧАСТИЦ НА АДАПТИВНО ВСТРАИВАЕМОЙ СЕТКЕ. РАСЧЕТ ЗАДАЧИ О ТОЧЕЧНОМ ВЗРЫВЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТРЕХМЕРНОГО ТЕЧЕНИЯ ГАЗА МЕТОДОМ ЧАСТИЦ НА АДАПТИВНО ВСТРАИВАЕМОЙ СЕТКЕ. РАСЧЕТ ЗАДАЧИ О ТОЧЕЧНОМ ВЗРЫВЕ О.Н. ПАВЛЕНКО, И.А. ЛИТВИНЕНКО Российский федеральный ядерный центр Всероссийский

Подробнее

Марихин Николай Юрьевич КОМПЛЕКС ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ НА БАЗЕ ПРЕЦИЗИОННОГО КОДА ДЛЯ РАСЧЁТОВ НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭКСПУАТАЦИИ РЕАКТОРА СМ

Марихин Николай Юрьевич КОМПЛЕКС ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ НА БАЗЕ ПРЕЦИЗИОННОГО КОДА ДЛЯ РАСЧЁТОВ НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭКСПУАТАЦИИ РЕАКТОРА СМ На правах рукописи Марихин Николай Юрьевич КОМПЛЕКС ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ НА БАЗЕ ПРЕЦИЗИОННОГО КОДА ДЛЯ РАСЧЁТОВ НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭКСПУАТАЦИИ РЕАКТОРА СМ Специальность 05.13.18 математическое

Подробнее

8. Теория входных состояний.

8. Теория входных состояний. 8. Теория входных состояний.. Одной из важнейших характеристик ядерных реакций является функция возбуждения, т.е. зависимость сечения реакции от энергии налетающей частицы. Первоначально в энергетической

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

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

Руководители: А. В. Дедуль А. А. Николаев Автор доклада: А. Н. Скобелев ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОБЛЕМЫ СТАЛЬНОГО ОТРАЖАТЕЛЯ В КРИТСИСТЕМАХ С БЫСТРЫМ СПЕКТРОМ НЕЙТРОНОВ, ОХЛАЖДАЕМЫХ ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ Руководители: А. В. Дедуль А. А. Николаев Автор

Подробнее

Деление тяжелых ядер нейтронами

Деление тяжелых ядер нейтронами Атомная энергетика Деление тяжелых ядер нейтронами Эта реакция состоит в том, что тяжелое ядро, поглотив нейтрон, делится на 2 (редко на 3 или 4) обычно неравных по массе осколка. При этом выделяется ок.

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

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ»

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» Корпорация «ТВЭЛ» ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности

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

Естественный фон. Рентгеновское и гаммаизлучения. Быстрые нейтроны. Альфаизлучение. Медленные нейтроны. k 1 1-1,

Естественный фон. Рентгеновское и гаммаизлучения. Быстрые нейтроны. Альфаизлучение. Медленные нейтроны. k 1 1-1, Тема: Лекция 54 Строение атомного ядра. Ядерные силы. Размеры ядер. Изотопы. Дефект масс. Энергия связи. Радиоактивность. Закон радиоактивного распада. Свойства ионизирующих излучений. Биологическое действие

Подробнее

Моделирование гамма-активационных экспериментов

Моделирование гамма-активационных экспериментов Моделирование гамма-активационных экспериментов 1,2 2 Б.С. Ишханов, С.Ю. Трощиев 1 Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова, физический факультет, кафедра общей физики. Россия,119991,

Подробнее

Перспективные гражданские технологии атомного энергопромышленного комплекса ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова»

Перспективные гражданские технологии атомного энергопромышленного комплекса ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» Перспективные гражданские технологии атомного энергопромышленного комплекса ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» Генеральный директор ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», д.т.н. Василенко В.А. Выездное заседание

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

наименьшей постоянной решетки

наименьшей постоянной решетки Оптика и квантовая физика 59) Имеются 4 решетки с различными постоянными d, освещаемые одним и тем же монохроматическим излучением различной интенсивности. Какой рисунок иллюстрирует положение главных

Подробнее

Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности Строганов А.А., Курындин А.В., Киркин А.М., Аникин А.Ю., Синегрибов С.В., Курбатова М.В. Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности ОПЫТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

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

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива А.Е. Калинушкин, В.И. Митин, Ю.М. Семченков РНЦ «Курчатовский институт» Доклад на круглом столе «Унифицированная

Подробнее

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ 3 Цель работы Целью настоящей работы является расчетный анализ возможности сокращения объемов ОЯТ и расхода природного урана на подпитку реакторов ВВЭР за счет замыкания их

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

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации ПЕРСПЕКТИВНЫЙ ПОГЛОЩАЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ВВЭР: КОНСТРУКЦИЯ, МЕТОДИКИ И РЕЗУЛЬТАТЫ ОБОСНОВАНИЯ С.А.Кушманов, И.Н.Васильченко, В.В.Вьялицын, К.В.Зинин, И.И.Ионова, К.Ю.Куракин, В.М.Махин,

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ РЕАКТОРОВ ВВЭР Активные зоны строящихся и проектируемых реакторов ВВЭР имеют значительную общую неизменяемую часть, параметры которой выбраны еще при проектировании

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

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ Железняк В.М. заместитель начальника Отдела Главного Конструктора (ОГК) e-mail: msz@elemash.ru, тел: (095) 702-99-28 Поздняков В.В. ведущий инженер

Подробнее

ОБОСНОВАНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НОВЫХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ ОБЪЕМОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА СМ ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ ИЗОТОПОВ ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ ЭЛЕМЕНТОВ

ОБОСНОВАНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НОВЫХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ ОБЪЕМОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА СМ ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ ИЗОТОПОВ ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ ЭЛЕМЕНТОВ Известия Самарского научного центра Российской академии наук, т. 15, 4(5), 2013 УДК 621.039.531 ОБОСНОВАНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НОВЫХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ ОБЪЕМОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА СМ ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ

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

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

ФЕНОМЕНОЛОГИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ ЭЛЕМЕНТАРНОЙ ЧАСТИЦЫ

ФЕНОМЕНОЛОГИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ ЭЛЕМЕНТАРНОЙ ЧАСТИЦЫ ФЕНОМЕНОЛОГИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ ЭЛЕМЕНТАРНОЙ ЧАСТИЦЫ Б. Т. Черноволюк ФГУП РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина, г.снежинск ВВЕДЕНИЕ В настоящее время открыто порядка двух сотен элементарных частиц [] и нескольких

Подробнее

ИССЛЕДОВАНИЕ ДВИЖЕНИЯ ЭЛЕКТРОНОВ В ГАЗОВОМ РАЗРЯДЕ В СМЕСИ «АРГОН ПАРЫ РТУТИ»

ИССЛЕДОВАНИЕ ДВИЖЕНИЯ ЭЛЕКТРОНОВ В ГАЗОВОМ РАЗРЯДЕ В СМЕСИ «АРГОН ПАРЫ РТУТИ» ИССЛЕДОВАНИЕ ДВИЖЕНИЯ ЭЛЕКТРОНОВ В ГАЗОВОМ РАЗРЯДЕ В СМЕСИ «АРГОН ПАРЫ РТУТИ» Г.Г. Бондаренко 1, В.И. Кристя 2, М.Р. Фишер 2 1 ФГБНУ «Научно-исследовательский институт перспективных материалов и технологий»;

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

18. АРГОН Аргон-36

18. АРГОН Аргон-36 18. АРГОН В ФОНД-2.2 содержались данные о нейтронных сечениях стабильных и радиоактивных изотопов аргона из EAF-3, а также полный набор данных данных для природного аргона (оценка Howerton,1983, из ENDL-84).

Подробнее

ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ

ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ "АТОМЭКСПО 2010", 7 июня 2010 В.А. Пивоваров Перспективы легководного направления АЭС-2006, АЭС-2009, ВВЭР-1500,

Подробнее

ИНЖЕНЕРНЫЙ КОНСАЛТИНГ И РАСЧЕТЫ ДЛЯ ПРОМЫШЛЕННЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ УНИВЕРСАЛЬНОЕ РАСЧЕТНОЕ ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ КЛАССА HIGH-END

ИНЖЕНЕРНЫЙ КОНСАЛТИНГ И РАСЧЕТЫ ДЛЯ ПРОМЫШЛЕННЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ УНИВЕРСАЛЬНОЕ РАСЧЕТНОЕ ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ КЛАССА HIGH-END ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ГОРЕНИЯ ВОДОРОДА И МЕТАНА В КАМЕРЕ СГОРАНИЯ ГПВРД. Использование стандартной к- модели турбулентности и упрощенной хим. кинетики не позволяют рассчитывать рабочий процесс в ГПВРД,

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

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

Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК

Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК УДК 621.039 Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК Максименко К.А., студент Россия, 105005, г. Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана кафедра «Ядерные реакторы

Подробнее

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800 Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов МНТК-2014 Энергоблок БН-600: ТЭП Показатели Ед. изм. 2013 год За период эксплуатации

Подробнее

превращение теплового движения

превращение теплового движения Составитель В.П. Сафронов 2013 г 1 4. ЭНЕРГИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ Qе, Дж энергия переносимая излучением. Как известно, движение материи лежит в основе всех явлений природы. Так, при возникновении теплового излучения

Подробнее

16. СЕРА. В РОСФОНДе представлены данные для всех 4-х стабильных изотопов серы и для радиоактивной серы Сера-32

16. СЕРА. В РОСФОНДе представлены данные для всех 4-х стабильных изотопов серы и для радиоактивной серы Сера-32 16. СЕРА В РОСФОНДе представлены данные для всех 4-х стабильных изотопов серы и для радиоактивной серы-35 16.1. Сера-32 Содержание в природной смеси 92% - основной изотоп. Во всех современных библиотеках

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

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