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

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

1 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 темы: А.Д. Джаландинов 1. Введение Ресурс опорной конструкции это время, отсчитываемое от начала эксплуатации, в течение которого во всех элементах опорной конструкции выполняются условия прочности по критериям сопротивления хрупкому разрушению. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению опорных конструкций реакторов ВВЭР-1000 предполагает использование в качестве параметра значения флюенса быстрых нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ, накопленного в ключевых элементах опорной конструкции за время эксплуатации. В качестве ключевых элементов опорной конструкции реактора ВВЭР-1000 в данной работе рассматриваются ферма опорная и кольцо опорное. 2. Методические подходы к расчету переноса нейтронов 2.1 Из описания конструкции реактора и характеристик активной зоны как источника нейтронов следует, что для точного определения плотности потока нейтронов вне активной зоны реактора необходимо решение задачи в трехмерной геометрии. Для проведения трехмерных расчетов в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» используется программа КАТРИН [1] с библиотекой констант BGL1000 [2], содержащей 47 групп нейтронов в интервале от 0 до 17,33 МэВ. Расчеты проводятся в S 8 P 3 приближении метода дискретных ординат. В настоящее время программа КАТРИН верифицирована для расчета переноса быстрых нейтронов на ВКУ и корпус реактора, проводится ее аттестация. 2.2 В качестве приближения к трехмерному решению для практических задач широко используется синтез одномерного и двух двумерных приближений искомой функции, которые вычисляются с помощью одно- и двумерной программ, реализующих численное решение уравнения переноса нейтронов. Методический подход, заложенный в данном приближении, можно представить в виде следующей формулы: F( r, z) ( r,, z) F( r, ), (1) F ( r) где F ( r, ) решение задачи в двумерной радиально-азимутальной (r,θ) - геометрии при задании соответствующих граничных условий и радиально-азимутального распределения источников нейтронов деления, определяемого из физического расчета активной зоны; F ( r, z) решение задачи в двумерной радиально-аксиальной (r,z)-геометрии; F (r) решение задачи в одномерной r- геометрии. Для расчетов методом синтеза в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» используется одномерная программа ANISN [3] и двумерная программа DOT III [4] с проблемно-ориентированной библиотекой констант BGL1000. Расчеты проводятся в S 8 P 3 приближении метода дискретных ординат. Комплекс программ DOT III-ANISN аттестован для расчета переноса нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ для корпусов реакторов ВВЭР Расчет переноса быстрых нейтронов методом синтеза показывает достаточную для практических целей точность результатов в тех областях реактора, где геометрия близка к цилиндрической. Однако точность данного подхода для геометрически сложных областей реактора, например, для опорных конструкций, нуждается в дополнительном обосновании, что и является основной целью данной работы. Следует отметить, что для обеспечения консервативного подхода в проектных расчетах переноса нейтронов задается покассетное распределение источников нейтронов деления в периферийных ТВС вместо потвэльного. 3. Описание задачи 3.1 На рисунках 1 и 2 представлена расчетная схема задачи в (r,θ) и (r,z)-геометрии. На рисунке 3 показано расположение основных расчетных точек для фермы опорной и кольца опорного, использовавшихся для сравнительного анализа.

2 Рис. 1 Эскиз расчетной схемы в двумерной (r,θ)-геометрии Ферма опорная Кольцо опорное Рис. 2 Эскиз расчетной схемы в двумерной (r,z)-геометрии

3 Максимум Рис. 3 Схема расположения расчетных точек для фермы опорной и кольца опорного (подкладные клинья не показаны) 4. Сравнительный анализ расчетных и экспериментальных данных 4.1 Обоснование точности расчета плотности потока (и флюенса) быстрых нейтронов на элементы опорных конструкций ВВЭР-1000 методом синтеза в данной работе проводилось в два этапа. На первом этапе был проведен сравнительный анализ результатов расчета плотности потока быстрых нейтронов (E 0,5 МэВ) на ферму опорную и кольцо опорное реактора блока 2 Балаковской АЭС (ВВЭР-1000/В-320), полученных методом синтеза и строгим трехмерным расчетом по программе КАТРИН для двух вариантов загрузки активной зоны полностью из ТВС-2 (высота топливной части в холодном состоянии 353 см) и полностью из ТВС-2М без бланкетов (высота топливной части в холодном состоянии 368 см). В таблицах 1, 2 представлены результаты расчета плотности потока быстрых нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ в нескольких точках фермы опорной и кольца опорного методом синтеза по комплексу программ DOT III-ANISN (с покассетным источником) и прямым трехмерным расчетом по программе КАТРИН. Для оценки степени консерватизма, заложенного в методику подготовки источника, результаты трехмерного расчета по программе КАТРИН приводятся как для покассетного распределения источника, так и для потвэльного. В столбцах с результатами трехмерного расчета в скобках приводится отклонение в процентах от результатов расчета методом синтеза. Расположение расчетных точек 1-5 в таблицах 1, 2 показано на рисунке 3. Таблица 1 Результаты расчета для активной зоны с ТВС-2 (высота топлива 353 см) Номер расчетной точки (рисунок 3) ферма кольцо Результаты расчета плотности потока нейтронов (E>0,5 МэВ), нейтр/(см 2 с) Трехмерный расчет по Трехмерный расчет по программе КАТРИН программе КАТРИН (покассетный источник) (потвэльный источник) Расчет методом синтеза по комплексу DOTIII-ANISN (покассетный источник) 1 2, , (-26,9 %) 1, (-38,4 %) 2 4, , (+2,6 %) 3, (-14,3 %) 3 2, , (-3,9 %) 1, (-18,9 %) 4 1, , (-6,6 %) 1, (-19,9 %) 5 1, , (-11,0 %) 1, (-23,3 %)

4 Таблица 2 Результаты расчета для активной зоны с ТВС-2М (высота топлива 368 см) Номер Результаты расчета плотности потока нейтронов (E>0,5 МэВ), нейтр/(см 2 с) расчетной точки (рисунок 3) Расчет методом синтеза по комплексу DOTIII-ANISN (покассетный источник) Трехмерный расчет по программе КАТРИН (покассетный источник) Трехмерный расчет по программе КАТРИН (потвэльный источник) 1 1, , (-28,1 %) 8, (-41,8 %) 2 3, , (-2,4 %) 2, (-23,6 %) 3 1, , (-7,6 %) 1, (-27,7 %) ферма кольцо 4 1, , (-10,3 %) 1, (-29,0 %) 5 1, , (-11,7 %) 1, (-30,5 %) На рисунках 4, 5 приведено распределение плотности потока нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ по наклонной поверхности фермы опорной (от точки 2 к точке 1 в соответствии с рисунком 3) в области максимума по азимутальному углу. Рис. 4 Распределение плотности потока нейтронов (E>0,5 МэВ) по поверхности фермы опорной (от точки 2 к точке 1) для активной зоны из ТВС-2 (высота топлива 353 см) Рис. 5 Распределение плотности потока нейтронов (E>0,5 МэВ) по поверхности фермы опорной (от точки 2 к точке 1) для активной зоны из ТВС-2М (высота топлива 368 см) 4.2 На втором этапе сравнительного анализа для более строгой оценки консервативности результатов расчета в области фермы опорной проведено сравнение результатов расчета методом синтеза, а также результатов строгого трехмерного расчета с результатами нейтронно-активационных измерений, проводившихся у внешней поверхности корпуса реактора блока 2 Балаковской АЭС (ВВЭР-1000/В-320) в течение 17 кампании (активная зона из ТВС-2 с высотой топливной части 353 см).

5 Измерения проведены и обработаны специалистами НТЦ ЯРБ в соответствии с рекомендациями [5, 6]. Результаты измерений предоставлены Балаковской АЭС. Для оценки консервативности расчетной методики в данной работе использовались результаты измерений активности детектора 54 Fe(n,p), поскольку только для него доступно аксиальное распределение активности (на азимутальном угле 41 ). Эффективная пороговая энергия активации для детектора 54 Fe(n,p) около 3 МэВ [5, 6]. Следует отметить, что гирлянда с данным типом детекторов расположена от 2,5 до 357,5 см от низа активной зоны, то есть верхняя ее часть находится как раз на уровне фермы опорной. Наибольший интерес для сравнения представляют три верхних детектора в гирлянде, положение которых по высоте соответствует выступающей части фермы высотой около 40 см (между точками 2 и 3 на рисунке 3). В таблице 3 и на рисунке 6 приведены результаты сравнения расчетных и измеренных значений активности детекторов 54 Fe(n,p). Суммарная стандартная неопределенность экспериментального значения удельной активности для детектора 54 Fe(n,p) 54 Mn составляет ± 4 % (Р=0,95). Таблица 3 Сравнение результатов расчетов с экспериментальными данными для блока 2 Балаковской АЭС (17 кампания, ТВС-2, азимутальный угол 41 ) Расстояние от низа активной зоны, см Отклонение результатов расчета от экспериментальных данных для детектора 54 Fe(n,p) 54 Mn, % Расчет методом синтеза (с покассетным источником) Строгий трехмерный расчет (с покассетным источником) Строгий трехмерный расчет (с потвэльным источником) 2,5 3,3 0,0-12,1 20 7,3 4,5-8,2 40 4,1 9,8-3,5 60 6,4 12,4-1,0 80 5,8 12,3-0, ,0 14,9 1, ,6 15,6 2, ,3 14,3 0, ,4 12,5-0, ,9 8,5-4, ,1 8,8-4, ,5 9,1-3, ,6 10,2-2, ,2 4,0-8, ,1 6,2-6,3 315 (точка 2) 0,3 5,8-6, ,8 17,3 3,6 357,5 (точка 3) 27,4 22,0 9,0 Точка 2 фермы опорной (рисунок 3) Точка 3 фермы опорной (рисунок 3) Рис. 6 Сравнение результатов расчетов с экспериментальными данными для блока 2 Балаковской АЭС (17 кампания, ТВС-2, азимутальный угол 41 )

6 4.3 На основании полученных результатов сравнения можно сделать следующие выводы: - применение метода синтеза для расчета плотности потока быстрых нейтронов на ферму опорную и кольцо опорное при прочих равных условиях (загрузка активной зоны, метод задания источника) дает результаты, близкие к результатам прямого трехмерного расчета в области максимальных значений в пределах 5% для фермы опорной и в пределах 10% для кольца опорного; - для варианта загрузки активной зоны из ТВС-2 с высотой топливной части 353 см в точке максимума на ферме опорной (точка 2) результаты расчета методом синтеза ниже результатов строгого трехмерного расчета примерно на 3% и, вместе с тем, практически сходятся с результатами эксперимента по детектору 54 Fe(n,p) в данной области для той же загрузки активной зоны; - для варианта загрузки активной зоны из ТВС-2М с высотой топливной части 368 см результаты расчета методом синтеза выше результатов строгого трехмерного расчета во всех точках; - для кольца опорного результаты расчета методом синтеза выше результатов строгого трехмерного расчета во всех точках для обоих рассмотренных вариантов загрузки активной зоны; - результаты расчета с использованием потвэльного источника нейтронов деления ниже, чем с покассетным источником примерно на 15 % для варианта загрузки активной зоны ТВС-2 и примерно на 20 % для активной зоны из ТВС-2М. По сравнению с экспериментальными данными в области максимума на ферме опорной результаты потвэльного расчета примерно на 7% ниже. Таким образом, учитывая полученные результаты сравнения, можно сделать вывод, что для обеспечения консервативного подхода на результаты расчета плотности потока нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ в области максимальных значений для фермы опорной, полученные методом синтеза с покассетным источником, необходимо наложить коэффициент запаса около 5 % (с учетом неопределенности экспериментальных данных 2σ). Использование потвэльного распределения источника нейтронов деления приводит к необходимости вводить дополнительные по сравнению с покассетным расчетом коэффициенты запаса для обеспечения консервативного результата в области фермы опорной. Из сравнения результатов расчета и эксперимента, можно предположить, что в случае использования потвэльного источника коэффициент запаса на результаты расчета для фермы опорной должен быть не менее 10% в области максимальных значений. В области кольца опорного экспериментальные данные отсутствуют. Однако, поскольку результаты расчета методом синтеза в данной области превышают результаты прямого трехмерного расчета до 10%, а также учитывая, что для верхней точки фермы опорной результаты расчета методом синтеза выше экспериментальных данных более, чем на 20%, можно предположить, что для кольца опорного метод синтеза с покассетным источником консервативен без наложения дополнительных запасов. 4.4 Следует отметить, что в данной работе выводы относительно точности расчета плотности потока нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ строятся на основе сравнения с результатами измерений по реакции 54 Fe(n,p) 54 Mn, эффективный порог которой около 3 МэВ. В действительности российскими [5, 6] и американскими [7, 8] нормативными документами для экспериментального определения флюенса нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ рекомендована реакция 93 Nb(n,n ) 93m Nb, эффективный порог которой по различным данным составляет 0,5-1 МэВ. Однако для рассмотренного эксперимента результаты измерения активности 93m Nb есть только на уровне активной зоны по высоте (130 см от низа активной зоны). Отклонение результатов расчета методом синтеза от экспериментальных данных по детекторам 54 Fe(n,p) и 93 Nb(n,n') для данной области приведены в таблице 4 и на рисунках 7, 8. Суммарная стандартная неопределенность экспериментального значения удельной активности для детектора 93 Nb(n,n ) составляет ± 6 % (Р=0,95). Значения спектрального индекса SI 0,5/3 для внешней поверхности корпуса реактора на уровне 130 см от низа активной зоны и для расчетных точек на ферме опорной и кольце опорном приведены в таблице 5. Таблица 4 Сравнение результатов расчета методом синтеза с экспериментальными данными для блока 2 Балаковской АЭС (17 кампания, ТВС-2, 130 см от низа активной зоны ) Отклонение результатов расчета методом синтеза от экспериментальных данных, % Детектор 93 Nb(n,n') Детектор 54 Fe(n,p) 30,9 35,4 8,4 51,1 21,7 10,5 53,6 23,9 7,7 58,7 25,0 13,2 Азимутальный угол, градусы

7 Таблица 5 Расчетные значения спектрального индекса SI 0,5/3 для различных точек за корпусом реактора Положение расчетной точки SI 0,5/3, относительные единицы Азимутальный угол 41 Азимутальный угол 53,6 Внешняя поверхность корпуса, 130 см от низа активной зоны 26,2 25,2 Точка 2 (рисунок 3) 26,3 25,3 Точка 3 (рисунок 3) 28,0 27,9 Точка 4 (рисунок 4) 54,2 55,8 Рис. 7 Сравнение результатов расчета методом синтеза (с покассетным источником) с экспериментальными данными по детектору 93 Nb(n,n') для блока 2 Балаковской АЭС (17 кампания, ТВС-2, 130 см от низа активной зоны) Рис. 8 Сравнение результатов расчета методом синтеза (с покассетным источником) с экспериментальными данными по детектору 54 Fe(n,p) для блока 2 Балаковской АЭС (17 кампания, ТВС-2, 130 см от низа активной зоны) Из результатов сравнения видно, что в то время как отклонение результатов расчета от экспериментальных данных по детектору 54 Fe(n,p) составляет примерно от плюс 4 % до плюс 9 % в области максимальных значений (с учетом погрешности экспериментальных данных), отличие по детектору 93 Nb(n,n') выше и составляет от плюс 16 % до плюс 19 % для тех же точек (также с учетом погрешности экспериментальных данных). На основании данных результатов сравнения можно сделать вывод о том, что если расчет методом синтеза консервативен по сравнению с результатами эксперимента по реакции 54 Fe(n,p) 54 Mn с эффективным порогом около 3 МэВ, то для реакции 93 Nb(n,n') 93m Nb c порогом около 0,5 МэВ консервативность метода синтеза также обеспечена у внешней поверхности корпуса реактора на высоте 130 см от низа активной зоны. В таблице 5 показано, что значение спектрального индекса SI 0,5/3 для точек 2 и 3 фермы опорной и точки 4 кольца опорного (рисунок 3) не ниже, чем на уровне 130 см от низа активной зоны. Исходя из этого факта, делается предположение, что консервативность метода синтеза по реакции 93 Nb(n,n') 93m Nb соблюдается не только в области активной зоны по высоте, но и на уровне опорных конструкций реактора.

8 Для более детального анализа и более однозначных выводов необходимы аналогичные экспериментальные данные по реакции 93 Nb(n,n') 93m Nb непосредственно в области расположения фермы опорной по высоте. 5. Заключение В данной работе показано, что результаты расчета характеристик поля быстрых нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ для опорных конструкций реактора ВВЭР-1000/В-320 методом синтеза близки (в пределах 5 % для фермы опорной и в пределах 10 % для кольца опорного) к результатам строгого трехмерного расчета в области максимальных значений, а также удовлетворительно согласуются с результатами нейтронно-активационных измерений на внешней поверхности корпуса реактора действующего блока (в пределах экспериментальной погрешности в области максимальных значений для фермы опорной). Следовательно, метод синтеза, может применяться для проектных расчетов флюенса быстрых нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ на элементы опорных конструкций ВВЭР-1000/В-320: - для обеспечения консервативности результатов в области максимальных значений для фермы опорной на результаты расчета методом синтеза необходимо наложить коэффициент запаса не более 5%; - для кольца опорного метод синтеза дает консервативные результаты без применения дополнительных коэффициентов запаса. Список литературы 1 A. M. Voloschenko, S. V. Gukov, A. A. Russkov, M. I. Gurevich, D. A. Shkarovsky, V. P. Kryuchkov, O. V. Sumaneev, A. A. Dubinin, The CNCSN-2: One, Two- and Three-Dimensional Coupled Neutral and Charged Particle Discrete Ordinates Code System, Proc. of International Conference on Advances in Mathematics, Computational Methods, and Reactor Physics, Saratoga Springs, USA, May 3-7, J. Bucholz, S. Antonov, S. Belousov. BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross- Section Libraries Derived from ENDF/B-VI Nuclear Data. INDC(BUL)-15, Distrib.:G, Engle W.W. Jr. A Users Manual for ANISN. K-1693, Rhoades W. A.. Mynatt F. R. The DOTIII Two-Dimensional Discrete Ordinat Transport Code. ORNL- TM-4280, Учет флюенса быстрых нейтронов на корпусах и образцах-свидетелях ВВЭР для последующего прогнозирования радиационного ресурса корпусов, РБ , НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России, Москва Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС, РБ , НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России. Москва Regulatory Guide Calculational and dosimetry methods for determining pressure vessel neutron fluence. U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. March Standard Test Method for Measuring Fast Neutron Reaction Rates by Radioactivation of Niobium, ASTM E

Руководитель В.И. Цофин А.И. Рыхлевский (ОКБ "Гидропресс", отд 2.06)

Руководитель В.И. Цофин А.И. Рыхлевский (ОКБ Гидропресс, отд 2.06) СРАВНЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЁТА ПЕРЕНОСА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ ПО ПРОГРАММНОМУ КОМПЛЕКСУ КАТРИН ПРИ РАЗЛИЧНЫХ ВАРИАНТАХ ОПИСАНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР-440 (В-230) Руководитель В.И. Цофин А.И. Рыхлевский

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

ПОДХОДЫ ПО УЧЕТУ И КОНТРОЛЮ ФЛЮЕНСА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА КОРПУСАХ РЕАКТОРОВ ВВЭР И РЕЗУЛЬТАТЫ ТЕСТИРОВАНИЯ ПРОЦЕДУРЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ФЛЮЕНСА

ПОДХОДЫ ПО УЧЕТУ И КОНТРОЛЮ ФЛЮЕНСА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА КОРПУСАХ РЕАКТОРОВ ВВЭР И РЕЗУЛЬТАТЫ ТЕСТИРОВАНИЯ ПРОЦЕДУРЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ФЛЮЕНСА ПОДХОДЫ ПО УЧЕТУ И КОНТРОЛЮ ФЛЮЕНСА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА КОРПУСАХ РЕАКТОРОВ ВВЭР И РЕЗУЛЬТАТЫ ТЕСТИРОВАНИЯ ПРОЦЕДУРЫ РАСЧЕТНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ФЛЮЕНСА П.Г. Бородкин, Н.Н. Хренников, ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва

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

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

Определение эффективной мощности дозы нейтронов в помещениях судовых АЭУ по результатам измерений. Н.Г.Андреев, В.Н.Вавилкин, О.С.Замятин, С.П.

Определение эффективной мощности дозы нейтронов в помещениях судовых АЭУ по результатам измерений. Н.Г.Андреев, В.Н.Вавилкин, О.С.Замятин, С.П. Определение эффективной мощности дозы нейтронов в помещениях судовых АЭУ по результатам измерений Н.Г.Андреев, В.Н.Вавилкин, О.С.Замятин, С.П.Довбуш ОАО «ОКБМ Африкантов» Аннотация Условием обеспечения

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

Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО

Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК СВЕЖИХ И ОТРАБОТАВШИХ ТВС РЕАКТОРА БН-600 С УРАНОВЫМ И МОХ-ТОПЛИВОМ НА ОСНОВЕ ПЛУТОНИЯ ОРУЖЕЙНОГО КАЧЕСТВА А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ -

Подробнее

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

"midicore" Вода. Сталь Смесь вода+сталь. Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE. Характеристика

midicore Вода. Сталь Смесь вода+сталь. Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE. Характеристика Расчет стандартной задачи AER по анализу потвэльного энерговыделения с использованием программного средства САПФИР_95&RC_ВВЭР Руководитель темы: К.Ю. Куракин Автор доклада: А.Д. Русаков Введение Целью

Подробнее

ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ, ВЫПОЛНЕННОЕ В РАМКАХ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА 5 АЭС «КОЗЛОДУЙ»

ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ, ВЫПОЛНЕННОЕ В РАМКАХ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА 5 АЭС «КОЗЛОДУЙ» ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ, ВЫПОЛНЕННОЕ В РАМКАХ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА 5 АЭС «КОЗЛОДУЙ» И.Ф. АКБАШЕВ, ОКБ ГИДРОПРЕСС Болгарский атомный форум, Varna, 7-9 июня 2017

Подробнее

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании

Подробнее

Рисунок 1 Расчетный тест MIDICORE В таблице 1 представлено описание кассет, использованных в тесте. Таблица 1 Описание кассет использованных в тесте

Рисунок 1 Расчетный тест MIDICORE В таблице 1 представлено описание кассет, использованных в тесте. Таблица 1 Описание кассет использованных в тесте РАСЧЕТ ПОТВЭЛЬНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В БЕНЧМАРКАХ 'FULL- CORE' ДЛЯ ВВЭР-440 И MIDICORE ДЛЯ ВВЭР-1000 С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА САПФИР_95&RC_ВВЭР В.Г. Артемов, А.С. Иванов, А.Н. Кузнецов ФГУП

Подробнее

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» ЕРАК Дмитрий Юрьевич

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» ЕРАК Дмитрий Юрьевич Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» На правах рукописи ЕРАК Дмитрий Юрьевич МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ

Подробнее

РАСЧЕТ ПАРАМЕТРОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ ПРИ ОЦЕНКЕ СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ КОРПУСОВ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

РАСЧЕТ ПАРАМЕТРОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ ПРИ ОЦЕНКЕ СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ КОРПУСОВ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ РАСЧЕТ ПАРАМЕТРОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ ПРИ ОЦЕНКЕ СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ КОРПУСОВ ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ Руководитель И. Ф. Акбашев В. В. Матковский ВВЕДЕНИЕ Сопротивление хрупкому

Подробнее

СЕКЦИЯ 3 «РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ»

СЕКЦИЯ 3 «РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ» Секция 3 «Расчеты радиационной защиты и безопасности» СЕКЦИЯ 3 «РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ» А.В. Никитин, д.т.н. (АО «НИКИЭТ»), А.И. Попыкин, к.ф.-м.н., Р.А. Шевченко (ФБУ

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

Введение. Артемов В.Г., Артемова Л.М., Кузнецов А.Н., Михеев П.А. ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», Сосновый Бор, Россия

Введение. Артемов В.Г., Артемова Л.М., Кузнецов А.Н., Михеев П.А. ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», Сосновый Бор, Россия ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ПОДГОТОВКИ РАСЧЕТНЫХ МОДЕЛЕЙ И АНАЛИЗА ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТОВ ПОТВЭЛЬНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В КОМПЛЕКСЕ ПРОГРАММ САПФИР_95&RC_ВВЭР Введение Артемов В.Г., Артемова Л.М.,

Подробнее

Ядерная и радиационная безопасность

Ядерная и радиационная безопасность АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ ВЕЛИЧИНЫ ПЛОТНОСТИ ПОТОКОВ НЕЙТРОНОВ НА ОХРУПЧИВАНИЕ МАТЕРИАЛОВ РУ ВВЭР-440(230) Ломакин С.С., Душкевич В.М., Носоров А.С., Рубцов В.С. (НТЦ ЯРБ) В настоящее время РУ ВВЭР-440 (230) первого

Подробнее

П.Г. Бородкин (НТЦ ЯРБ)

П.Г. Бородкин (НТЦ ЯРБ) РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ В ОКОЛОКОРПУСНОМ ПРОСТРАНСТВЕ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПО КОДУ И СРАВНЕНИЕ ИХ РЕЗУЛЬТАТОВ С ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫМИ ДАННЫМИ Введение П.Г. Бородкин (НТЦ ЯРБ) Ввод в строй новых

Подробнее

ВНЕРЕАКТОРНЫЙ КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ВВЭР АППАРАТУРОЙ АКНП-АКЭ. Аннотация

ВНЕРЕАКТОРНЫЙ КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ВВЭР АППАРАТУРОЙ АКНП-АКЭ. Аннотация ВНЕРЕАКТОРНЫЙ КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ВВЭР АППАРАТУРОЙ АКНП-АКЭ И.В. Соколов, А.М. Лужнов, А.Р. Костицин, Д.А. Малёнкин, Л.О. Стефаницкая ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ», Москва, Россия Аннотация Для корректной работы

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

ВЕРИФИКАЦИЯ S n МЕТОДА НА НЕСТРУКТУРИРОВАННЫХ СЕТКАХ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РАСЧЁТУ ПРОЕКТНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСПЕКТИВНЫХ БР С ТЖМТ

ВЕРИФИКАЦИЯ S n МЕТОДА НА НЕСТРУКТУРИРОВАННЫХ СЕТКАХ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РАСЧЁТУ ПРОЕКТНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСПЕКТИВНЫХ БР С ТЖМТ ВЕРИФИКАЦИЯ S n МЕТОДА НА НЕСТРУКТУРИРОВАННЫХ СЕТКАХ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РАСЧЁТУ ПРОЕКТНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСПЕКТИВНЫХ БР С ТЖМТ Руководители: А. В. Дедуль А. А. Николаев Автор доклада: А. Н.

Подробнее

Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС

Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) РУКОВОДСТВА

Подробнее

НАЦИОНАЛЬНАЯ АКАДЕМИЯ НАУК УКРАИНЫ ИНСТИТУТ ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ИЛЬКОВИЧ ВИКТОР ВАСИЛЬЕВИЧ

НАЦИОНАЛЬНАЯ АКАДЕМИЯ НАУК УКРАИНЫ ИНСТИТУТ ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ИЛЬКОВИЧ ВИКТОР ВАСИЛЬЕВИЧ НАЦИОНАЛЬНАЯ АКАДЕМИЯ НАУК УКРАИНЫ ИНСТИТУТ ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ На правах рукописи ИЛЬКОВИЧ ВИКТОР ВАСИЛЬЕВИЧ УДК 621.039.5 РАЗРАБОТКА НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИХ ОСНОВ ДОПОЛНИТЕЛЬНОЙ ПРОГРАММЫ КОНТРОЛЯ МЕТАЛЛА

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

АСТ БИБЛИОТЕКА ГРУППОВЫХ СЕЧЕНИЙ АКТИВАЦИИ ДЛЯ РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-1000

АСТ БИБЛИОТЕКА ГРУППОВЫХ СЕЧЕНИЙ АКТИВАЦИИ ДЛЯ РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-1000 УДК 539.17 АСТ-1000. БИБЛИОТЕКА ГРУППОВЫХ СЕЧЕНИЙ АКТИВАЦИИ ДЛЯ РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-1000 К.И. Золотарев, А.Б. Пащенко ГНЦ РФ Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского, г. Обнинск ACT-1000

Подробнее

РАСЧЕТНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОПТИМАЛЬНОГО УСИЛИЯ ПОДЖАТИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В ХОДЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ

РАСЧЕТНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОПТИМАЛЬНОГО УСИЛИЯ ПОДЖАТИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В ХОДЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ РАСЧЕНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОПИМАЛЬНОГО УСИЛИЯ ПОДЖАИЯ ЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В ХОДЕ ЭКСПЛУААЦИИ Руководитель темы: Д.Н. Пузанов Автор доклада: Д.В. Вьялицын Аннотация В настоящей работе приведена методика определения

Подробнее

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR Введение СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ПО КОДАМ WIMS И CASMO5 ТВС К ДЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ PWR Л.В. Леванов, И.В. Дикарев, В.Е. Кузин, А.Ф. Радостин ОАО ОКБМ Африкантов, г. Нижний Новгород Для расчета нейтронно-физических

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

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

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал Math-Net.Ru Общероссийский математический портал М. И. Гуревич, А. А. Руссков, А. М. Волощенко, ConSource программа для конвертации источника деления, заданного средствами комбинаторной геометрии в формате

Подробнее

Использование образцов-свидетелей для определения термического охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

Использование образцов-свидетелей для определения термического охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 Использование образцов-свидетелей для определения термического охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1 Ю.А. Николаев, М.А. Скундин, Д.А. Журко НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия Введение

Подробнее

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ СПРАВКА ДЛЯ ВИРТУАЛЬНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА ПОДКРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ НИЯУ МИФИ 2014

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ СПРАВКА ДЛЯ ВИРТУАЛЬНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА ПОДКРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ НИЯУ МИФИ 2014 ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ СПРАВКА ДЛЯ ВИРТУАЛЬНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА ПОДКРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ НИЯУ МИФИ 014 http://vlr.mephi.ru 1. Установившийся спектр нейтронов в подкритической и критической сборках Рассмотрим стационарное

Подробнее

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ЭКСПЕРТИЗЕ И ВЕРИФИКАЦИИ ПС ПО НАПРАВЛЕНИЮ НЕЙТРОННАЯ ФИЗИКА

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ЭКСПЕРТИЗЕ И ВЕРИФИКАЦИИ ПС ПО НАПРАВЛЕНИЮ НЕЙТРОННАЯ ФИЗИКА Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору Федеральное государственное учреждение НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ЦЕНТР ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НТЦ ЯРБ) МЕТОДИЧЕСКИЙ ДОКУМЕНТ

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

ПРОДЛЕНИЕ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС УКРАИНЫ. ласенко Н.И. иректор ОП «Научно-Технический центр» П «НАЭК «Энергоатом»

ПРОДЛЕНИЕ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС УКРАИНЫ. ласенко Н.И. иректор ОП «Научно-Технический центр» П «НАЭК «Энергоатом» ПРОДЛЕНИЕ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС УКРАИНЫ ласенко Н.И. иректор ОП «Научно-Технический центр» П «НАЭК «Энергоатом» Общие положения 2 Общие положения В составе ГП «НАЭК «Энергоатом» 7 мая 2003

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

РАСЧЕТ СЕРИИ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ ИЗ БАЗЫ ДАННЫХ «SINBAD» С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОНСТАНТ «БНАБ-РФ»

РАСЧЕТ СЕРИИ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ ИЗ БАЗЫ ДАННЫХ «SINBAD» С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОНСТАНТ «БНАБ-РФ» Р УДК 621.039.539.7 РАСЧЕТ СЕРИИ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ ИЗ БАЗЫ ДАННЫХ «SINBAD» С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОНСТАНТ «БНАБ-РФ» Грабежной В.А., к.ф.-м.н. (bnab@ippe.ru), Ломаков Г.Б., к.т.н. (glomakov@ippe.ru),

Подробнее

Решение многогруппового уравнения для эквивалентного реактора

Решение многогруппового уравнения для эквивалентного реактора Решение многогруппового уравнения для эквивалентного реактора Q D k k k з з a Запишем многогрупповое уравнение в следующем виде где m k k f k f v k Q Рассмотрим критический эквивалентный реактор, для которого

Подробнее

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ВЕРОЯТНОСТЬ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС-2006

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ВЕРОЯТНОСТЬ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС-2006 АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ВЕРОЯТНОСТЬ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС-2006 П.В. Алексеев; НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия Руководитель: д.т.н. Тутнов

Подробнее

Критические размеры реакторов различной формы

Критические размеры реакторов различной формы Критические размеры реакторов различной формы При рассмотрении в виде бесконечной пластины в диффузионном приближении мы получили решение для одномерного нейтронного потока в виде суммы собственных функций

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 перфорированных элементов ВКУ и ТВС ВВЭР. к.т.н. Юременко В.П., к.т.н. Абрамов В.В., Евдокименко В.В., Элкснин В.В. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС")

Расчет перфорированных элементов ВКУ и ТВС ВВЭР. к.т.н. Юременко В.П., к.т.н. Абрамов В.В., Евдокименко В.В., Элкснин В.В. (ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС) Расчет перфорированных элементов ВКУ и ТВС ВВЭР к.т.н. Юременко В.П., к.т.н. Абрамов В.В., Евдокименко В.В., Элкснин В.В. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС") 1. Расчет напряжений в перфорированных пластинах и оболочках

Подробнее

ИССЛЕДОВАНИЯ МЕХАНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО ОСНОВНОГО МЕТАЛЛА КОРПУСА РЕАКТОРА-ПРОТОТИПА «РЕАКТОР 27» Д.А.

ИССЛЕДОВАНИЯ МЕХАНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО ОСНОВНОГО МЕТАЛЛА КОРПУСА РЕАКТОРА-ПРОТОТИПА «РЕАКТОР 27» Д.А. ИССЛЕДОВАНИЯ МЕХАНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО ОСНОВНОГО МЕТАЛЛА КОРПУСА РЕАКТОРА-ПРОТОТИПА «РЕАКТОР 27» Д.А. Журко, А.П. Бандура, В.Н. Костромин. Введение Для расчета конструктивной целостности корпусов

Подробнее

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА PWR ПО КОДАМ ACADEM И SIMULATE5

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА PWR ПО КОДАМ ACADEM И SIMULATE5 СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА PWR ПО КОДАМ ACADEM И SIMULATE5 Л.В. Леванов, В.Е. Кузин, А.Ф. Радостин, И.В. Дикарев ОАО ОКБМ «Африкантов» Введение Для расчета нейтронно-физических

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

НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Александрова Е.Н., Мельников К.Г. Государственный Научный Центр Российской

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

ОЦЕНКА ХАРАКТЕРИСТИК ГОДОСКОПА РЕАКТОРА МИГР

ОЦЕНКА ХАРАКТЕРИСТИК ГОДОСКОПА РЕАКТОРА МИГР Известия Челябинского научного центра, вып. 4 (17), 2002 ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ УДК 621.039.573 ОЦЕНКА ХАРАКТЕРИСТИК ГОДОСКОПА РЕАКТОРА МИГР Н.В. Горин (1), Е.Н. Липилина (1), В.Д. Лютов

Подробнее

51. Сурьма Сурьма-119

51. Сурьма Сурьма-119 51. Сурьма Рассмотрение состояния дел по нейтронным данным для всех изотопов сурьмы выполнено В.Г.Проняевым. Им же выданы рекомендации о включении файлов оцененных данных в РОСФОНД. Подстрочные примечания

Подробнее

ПРИМЕНЕНИЕ СПИР ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕСУЩЕЙ СПОСОБНОСТИ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА ВВЭР БЛОКА КОЛЬСКОЙ АЭС

ПРИМЕНЕНИЕ СПИР ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕСУЩЕЙ СПОСОБНОСТИ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА ВВЭР БЛОКА КОЛЬСКОЙ АЭС ПРИМЕНЕНИЕ СПИР ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕСУЩЕЙ СПОСОБНОСТИ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА ВВЭР- 440 3 БЛОКА КОЛЬСКОЙ АЭС Руководитель: Л.А.Лякишев Автор: С.А.Фризен Введение Длительное время

Подробнее

ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС

ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС Г.В. Кулиш, Д.А. А.М. Абдуллаев, С.Н. Слепцов ЦПАЗ НТК «Ядерный Топливный Цикл», ХФТИ, Харьков, Украина

Подробнее

К ВОПРОСУ СТРУКТУРНОГО СИНТЕЗА ПЛОСКИХ МЕХАНИЗМОВ

К ВОПРОСУ СТРУКТУРНОГО СИНТЕЗА ПЛОСКИХ МЕХАНИЗМОВ К вопросу структурного синтеза плоских механизмов УДК 621-01 А.А. РОМАНЦЕВ К ВОПРОСУ СТРУКТУРНОГО СИНТЕЗА ПЛОСКИХ МЕХАНИЗМОВ Данная статья является по сути дела продолжением работ [1], [2], [3]. В ней

Подробнее

МОДЕРНИЗАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ САПФИР_95&RC_ВВЭР ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ВВЭР. Аннотация

МОДЕРНИЗАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ САПФИР_95&RC_ВВЭР ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ВВЭР. Аннотация МОДЕРНИЗАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ САПФИР_95&RC_ВВЭР ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ВВЭР В. Г. Артемов, Л. М. Артемова, А.С. Иванов, А.С. Карпов, А.Н. Кузнецов, А.В. Пискарев ФГУП «НИТИ

Подробнее

ПРЯНИЧНИКОВ Александр Вениаминович

ПРЯНИЧНИКОВ Александр Вениаминович 4843944 На правах рукописи УДК 621.039.5 ПРЯНИЧНИКОВ Александр Вениаминович РАЗРАБОТКА КОМПЛЕКСА GETERA ДЛЯ РАСЧЕТА НЕИТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТВС ВВЭР МЕТОДОМ ВЕРОЯТНОСТЕЙ ПЕРВЫХ СТОЛКНОВЕНИЙ

Подробнее

КОНСТ С РУ Р К У ЦИЯ Я С И С СТ С ЕМЫ

КОНСТ С РУ Р К У ЦИЯ Я С И С СТ С ЕМЫ КОНСТРУКЦИЯ СИСТЕМЫ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРПУСА ДЛЯ НОВЫХ ПРОЕКТОВ РУ ВВЭР. Тишин Р.Е. 1. Введение Содержание 2. Проектирование системы удержания расплава в корпусе реактора для проектов ВВЭР-600

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

АНАЛИЗ И ОБОБЩЕНИЕ ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ, ПРИМЕНЯЮЩИХСЯ В КАЧЕСТВЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ

АНАЛИЗ И ОБОБЩЕНИЕ ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ, ПРИМЕНЯЮЩИХСЯ В КАЧЕСТВЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ АНАЛИЗ И ОБОБЩЕНИЕ ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ, ПРИМЕНЯЮЩИХСЯ В КАЧЕСТВЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ Руководитель темы: Д.Н. Пузанов Автор доклада: А.А. Сатин Аннотация В настоящей работе выполнен

Подробнее

К вопросу о концентрации напряжений в резьбовом соединении главного уплотнения

К вопросу о концентрации напряжений в резьбовом соединении главного уплотнения К вопросу о концентрации напряжений в резьбовом соединении главного уплотнения реактора типа ВВЭР Т.А. Комарова; Ю.С. Кузьмин, В.Г. Федосов ОАО «Ижорские заводы», Санкт-Петербург, Россия Резьбовые соединения

Подробнее

Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР

Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР УДК.001.2 Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР Петкевич И.Г. ОАО ОКБ «Гидропресс» 2013 год 1. Актуальность и новизна проекта Современные

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

Свойства атомных ядер. N Z диаграмма атомных ядер

Свойства атомных ядер. N Z диаграмма атомных ядер Лабораторная работа 1 Свойства атомных ядер Цель работы: научиться пользоваться современными базами данных в научно-исследовательской работе, получить более углубленное представление о материале, изучаемом

Подробнее

А. Н. Бакулина, О. Ю. Бакулин Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности, г. Севастополь, Украина

А. Н. Бакулина, О. Ю. Бакулин Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности, г. Севастополь, Украина УДК 539.1.074 ВОЗМОЖНОСТИ ПОВЫШЕНИЯ КАЧЕСТВА ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ НА БАЗЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИР 100 А. Н. Бакулина, О. Ю. Бакулин Севастопольский национальный университет

Подробнее

ВЕРИФИКАЦИЯ ТРЕХМЕРНОЙ МОДЕЛИ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КОДА ТРАП-КС ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАСЧЕТОВ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ С ИЗМЕНЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ

ВЕРИФИКАЦИЯ ТРЕХМЕРНОЙ МОДЕЛИ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КОДА ТРАП-КС ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАСЧЕТОВ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ С ИЗМЕНЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ ВЕРИФИКАЦИЯ ТРЕХМЕРНОЙ МОДЕЛИ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КОДА ТРАП-КС ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАСЧЕТОВ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ С ИЗМЕНЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ М.А. Увакин, Г.В. Алехин, М.А. Быков, С.И. Зайцев ОАО ОКБ Гидропресс, Подольск,

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

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

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

АДУШКИНА Е. С. КОЭФФИЦИЕНТЫ ВЗАИМОСВЯЗИ ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ КОМПЛЕКТНОЙ ПОВЕРКИ ТИПОВОЙ УСТАНОВКИ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

АДУШКИНА Е. С. КОЭФФИЦИЕНТЫ ВЗАИМОСВЯЗИ ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ КОМПЛЕКТНОЙ ПОВЕРКИ ТИПОВОЙ УСТАНОВКИ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ АДУШКИНА Е. С. КОЭФФИЦИЕНТЫ ВЗАИМОСВЯЗИ ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ КОМПЛЕКТНОЙ ПОВЕРКИ ТИПОВОЙ УСТАНОВКИ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Аннотация. В статье рассматриваются коэффициенты взаимосвязи, с помощью которых достаточно

Подробнее

При численном моделировании систем хранения

При численном моделировании систем хранения УДК 621.039.5:681.3 Е. И. Белодед, Ю. П. Ковбасенко Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Оценка влияния неопределенности в исходных данных на

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

ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6

ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6 ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЫГОРАНИЯ КАДМИЯ В ОРГАНАХ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА РБТ-6 М.Ф. Валишин АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград-10 Введение Важным элементом ядерного реактора является система управления и защиты (СУЗ),

Подробнее

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии 1. НП-001-15

Подробнее

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем Введение Идеальная модель реактора гомогенная размножающая среда конечных размеров цилиндрической формы, находящаяся в вакууме. Такая конструкция

Подробнее

Введение. Рис. 1 Нейтронная мощность по показаниям детекторов АКНП-И Хмельницкой АЭС.

Введение. Рис. 1 Нейтронная мощность по показаниям детекторов АКНП-И Хмельницкой АЭС. Моделирование и анализ показаний периода разгона реактора в комплектах системы автоматического контроля нейтронного потока руководитель Г.В. Алёхин докладчик И.Г. Петкевич Введение. Задача моделирования

Подробнее

упорядочены по возрастанию номеров МТ. Энергетические распределения, p( нормируются следующим образом:

упорядочены по возрастанию номеров МТ. Энергетические распределения, p( нормируются следующим образом: 5.ФАЙЛ 5. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ВТОРИЧНЫХ НЕЙТРОНОВ 1 5.1.ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ Файл 5 содержит данные для энергетических распределений вторичных нейтронов, представленных в виде распределений нормированных

Подробнее

Положение. о расчетах доз облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии

Положение. о расчетах доз облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о расчетах доз облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации объектов использования

Подробнее

Математическая модель напряженно-деформируемого состояния. состояния манометрической трубчатой пружины с переменной

Математическая модель напряженно-деформируемого состояния. состояния манометрической трубчатой пружины с переменной Математическая модель напряженно-деформируемого состояния... 119 С.П. Пирогов, Н.Н. Устинов piro-gow@yandex.ru, UstinovNikNik@mail.ru УДК 622.691.4 Математическая модель напряженно-деформируемого состояния

Подробнее

Моделирование и анализ аварийных процессов в быстром реакторе малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем

Моделирование и анализ аварийных процессов в быстром реакторе малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем УДК 621.039 Моделирование и анализ аварийных процессов в быстром реакторе малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем Коноваленко Ф.Д., студент кафедра «Ядерные реакторы и установки», Россия,

Подробнее

Применение периодических граничных условий к теплогидравлическому расчету ТВС с оребренными твэлами

Применение периодических граничных условий к теплогидравлическому расчету ТВС с оребренными твэлами Электронный научный журнал «ИССЛЕДОВАНО В РОССИИ» 363 http://zhurnal.ape.relarn.ru/articles/21/31.pdf Применение периодических граничных условий к теплогидравлическому расчету ТВС с оребренными твэлами

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

РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ ПГ

РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ ПГ РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ ПГ Руководитель А.П. Скибин, В.В. Макаров А.П. Носенко, В.Ю. Волков ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия Разработана CFD-модель

Подробнее

ЭВОЛЮЦИЯ ФОРМЫ АНОДНОЙ ГРАНИЦЫ ПРИ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЙ РАЗМЕРНОЙ ОБРАБОТКЕ МЕТАЛЛОВ

ЭВОЛЮЦИЯ ФОРМЫ АНОДНОЙ ГРАНИЦЫ ПРИ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЙ РАЗМЕРНОЙ ОБРАБОТКЕ МЕТАЛЛОВ ПРИКЛАДНАЯ МЕХАНИКА И ТЕХНИЧЕСКАЯ ФИЗИКА. 2004. Т. 45, N- 4 7 УДК 621.9.047 ЭВОЛЮЦИЯ ФОРМЫ АНОДНОЙ ГРАНИЦЫ ПРИ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЙ РАЗМЕРНОЙ ОБРАБОТКЕ МЕТАЛЛОВ Л. М. Котляр, Н. М. Миназетдинов Камский государственный

Подробнее

U0 2. Рис Схематическое изображение твэла

U0 2. Рис Схематическое изображение твэла А.П. Солодов Электронный курс 7 Теплопроводность твэла δ He α f U δ Z Рис. 7.. Схематическое изображение твэла Стержень тепловыделяющего элемента ядерного реактора (твэла) собирается из таблеток оксида

Подробнее

Ю.Н.Копач Объединенный Институт Ядерных Исследований

Ю.Н.Копач Объединенный Институт Ядерных Исследований Применение метода меченых нейтронов для измерения сечений реакций неупругого рассеяния Угловые корреляции вылета гамма-квантов в неупругом рассеянии быстрых нейтронов на углероде Ю.Н.Копач Объединенный

Подробнее

от максимального угла поворота ϕ ср. за половину периода колебаний при изменении угла поворота от ϕ0 Построение графика полученной зависимости ω

от максимального угла поворота ϕ ср. за половину периода колебаний при изменении угла поворота от ϕ0 Построение графика полученной зависимости ω Схема оценивания ЭТ 9- Часть. Градуировка шкалы. Градуировка шкалы экрана для измерения координаты зайчика x в сантиметрах.. Измерение зависимости координаты зайчика x от угла поворота зеркала ϕ (в градусах).

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

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЗАМЕНЫ КРЕСТООБРАЗНОГО ТВЭЛА НА ЦИЛИНДРИЧЕСКУЮ МОДЕЛЬ В РАСЧЕТАХ НА КРИТИЧНОСТЬ ПО ПРОГРАММЕ MCU-5

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЗАМЕНЫ КРЕСТООБРАЗНОГО ТВЭЛА НА ЦИЛИНДРИЧЕСКУЮ МОДЕЛЬ В РАСЧЕТАХ НА КРИТИЧНОСТЬ ПО ПРОГРАММЕ MCU-5 ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЗАМЕНЫ КРЕСТООБРАЗНОГО ТВЭЛА НА ЦИЛИНДРИЧЕСКУЮ МОДЕЛЬ В РАСЧЕТАХ НА КРИТИЧНОСТЬ ПО ПРОГРАММЕ MCU-5 Руководитель В.П. Быков. Авторы: В.П. Быков, М.В. Иоаннисиан. Введение Основным функциональным

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

ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ TDMCC ДЛЯ ЗАДАЧ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. Введение

ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ TDMCC ДЛЯ ЗАДАЧ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. Введение ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ TDMCC ДЛЯ ЗАДАЧ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ А.А. Пряхин Руководитель: А.В. Тихомиров ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия Введение В рамках концепции "Виртуальный ядерный остров"

Подробнее

Гришина В.Г., Клосс Ю.Ю., Колядко Г.С., Папин В.К. Морозов

Гришина В.Г., Клосс Ю.Ю., Колядко Г.С., Папин В.К. Морозов Электронный научный журнал «ИССЛЕДОВАНО В РОССИИ» 809 Исследование энергоугловых характеристик выхода первичных и вторичных фотонов при прохождении направленного реакторного излучения через пластины из

Подробнее

Метод проведения расчетов

Метод проведения расчетов УДК 621.039.534 Количественная оценка результатов верификации кода СОКРАТ-БН на эксперименте по исследованию перепада давления в натриевом теплоносителе Н.И. Рыжов, Ю.Ю. Виноградова, В.Н. Семенов Институт

Подробнее

РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ»

РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ» РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ» В. Я. Беркович, А. В. Мартынов, А. Б. Дьяконов, Д. В. Давыдов В июне 2009 года «Ростехнадзор» выдал

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

Курсовая работа по дисциплине: «дифференциальные уравнения»

Курсовая работа по дисциплине: «дифференциальные уравнения» Московский государственный технический университет им. Н. Э. Баумана. Курсовая работа по дисциплине: «дифференциальные уравнения» ВАРИАНТ 5 Выполнил: студент -го курса, гр. АК3-3 Ягубов Роман Борисович

Подробнее

Лабораторная работа 1.01 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ТВЕРДОГО ТЕЛА Е.В. Козис, Е.В. Жданова

Лабораторная работа 1.01 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ТВЕРДОГО ТЕЛА Е.В. Козис, Е.В. Жданова Лабораторная работа 1.01 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ТВЕРДОГО ТЕЛА Е.В. Козис, Е.В. Жданова Цель работы: изучение методики проведения простейших физических измерений, а также основных методов оценки погрешностей

Подробнее

Программный комплекс на базе гибридных вычислительных систем для расчета критических параметров методом Монте-Карло

Программный комплекс на базе гибридных вычислительных систем для расчета критических параметров методом Монте-Карло Программный комплекс на базе гибридных вычислительных систем для расчета критических параметров методом Монте-Карло А.С. Рыбкин, А.Н. Залялов, А.Г. Малькин, С.П. Огнев, В.И. Рослов Российский федеральный

Подробнее

ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. Защита временем, количеством, расстоянием

ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. Защита временем, количеством, расстоянием ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ Защита временем, количеством, расстоянием Допустимые условия работы с источниками излучения требуют, чтобы выполнялись

Подробнее

Теплоэнергетика ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.1М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ

Теплоэнергетика ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.1М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ Теплоэнергетика УДК 62.039.57 ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ И.В. Прозорова, Д.И. Гановичев, Е.А. Киричек Институт

Подробнее

ОСНОВНЫЕ МЕХАНИЗМЫ РАДИАЦИОННОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ ВКУ И МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ИХ ДЛИТЕЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ОСНОВНЫЕ МЕХАНИЗМЫ РАДИАЦИОННОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ ВКУ И МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ИХ ДЛИТЕЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ 1-я Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» ОСНОВНЫЕ МЕХАНИЗМЫ РАДИАЦИОННОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ ВКУ И МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ИХ

Подробнее