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

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

1 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 (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт») Введение Повышение обогащения и увеличение выгорания топлива, обусловленное требованиями роста экономической эффективности использования делящихся материалов, актуализируют проблему обоснования как ядерной, так и радиационной безопасности при обращении с топливом на АЭС с ВВЭР. Комплексное решение этих проблем в отделе анализа безопасности ВВЭР «Курчатовский институт» предполагается осуществлять на основе пакета САПФИР. Пакет САПФИР (Система Алгоритмов и Программ для Физического Исследования Реакторов) представляет собой библиотеку стандартизованных программных сегментов, в которые включаются программные модули и интерфейсы. В рамках пакета САПФИР стандартизованы форматы потоков данных, которыми обмениваются сегменты. Первая версия пакета САПФИР разрабатывалась в 80-х годах и предназначалась для формирования спектральных программ расчета ТВС. В начале 2000-х годов на основе пакета САПФИР разработан комплекс САПФИР-2006[1], позволяющий проводить расчеты методом Монте- Карло в обоснование ядерной безопасности при обращении с топливом на АЭС с ВВЭР. В настоящее время ведутся работы по созданию аналогичного комплекса для решения задач обоснования радиационной безопасности при обращении с отработанным топливом ВВЭР. Одно из направлений этих работ состоит в обеспечении возможности расчётов мощности дозы от нейтронного и гамма-излучения в условиях хранения и транспортировки отработанного топлива. На первом этапе работы с помощью процессинговых систем NJOY99[2] и, частично, GRUCON[3] была сформирована база данных, позволяющая моделировать процессы образования и переноса нейтронного и гамма-излучения при глубоких проникновениях на основе современных библиотек оцененных ядерных данных (РОСФОНД, ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1, JENDL-3.3). Форматы базы данных позволяют производить в настоящее время расчеты, используя американскую программу 4c2[4]. Второй этап работы, результаты которой приведены в докладе, состоял в тестировании базы данных путем расчета модельных экспериментов и сравнения результатов расчета реальных средств обращения с ОТВС по программе 4c2 и САПФИР В комплексе САПФИР-2006 использовалось константное нейтронное обеспечение, аттестованное для расчета критичности. В дальнейшем планируется доработка системы GRUCON с целью полного обеспечения современными данными пакета САПФИР-2006, который также предполагается расширять путем включения модулей, необходимых для решения задач радиационной защиты и прохождения гамма-излучения. 1. Расчет модельных экспериментов Для тестирования базы данных был выбран эксперимент RFNC_PH [5] по измерению спектров утечки нейтронов и фотонов из сферической оболочки толщиной 5 см, в центре которой расположен точечный 14 МэВ источник нейтронов. При этом варьировался материал сферической оболочки: H 2 O, CF 2, SiO 2, NaCl, Al, Ti, Fe, Cu, Zr, Mo, Pb, U 238. Расчёты проводились по программе 4C2 с использованием полученных рабочих библиотек на основе библиотеки оцененных данных ENDF/B-VII.0. Число историй составляло Спектры рассчитывались для 4 энергетических интервалов. Статистическая погрешность не превышала 2%. Типичное расхождение результатов расчета и экспериментальных данных прохождения нейтронов составляет ~30 %, фотонов ~ 50%. На рисунках 1 и 2 в качестве примера представлено сравнение экспериментальных и расчетных данных прохождения нейтронов и фотонов через железную сферу. Значения экспериментальных данных и результаты расчетов на основе других библиотек взяты из работ [6].

2 Рисунок 1. Отличие в процентах четырех групповых нейтронных расчетных спектров от экспериментальных данных (заштрихован диапазон погрешности эксперимента) Рисунок 2 Отличие в процентах четырех групповых фотонных расчетных спектров от экспериментальных данных (заштрихован диапазон погрешности эксперимента) Полученные отличия экспериментальных и расчетных данных не противоречат результатам расчетов, выполненных авторами экспериментальных данных.

3 Для тестирования комплекса САПФИР-2006 пришлось видоизменить источник, поскольку в аттестованных 26- групповых библиотеках констант БД-ЛНФК-87/03 и ENDF/B-VI.6 верхняя граница нейтронов определена в 10,5 МэВ. Для возможности сравнения результатов в модельной задаче был использован источник нейтронов 10 МэВ. Результаты сравнения расчета прохождения нейтронов по САПФИР-2006 и 4с2 с библиотекой ENDF/B-VII для сферической оболочки из железа, воды и урана приведены на рисунках 3-5 в 26 групповых интервалах (статистическая ошибка расчета не превышает толщины линии). САПФИР(E N D F B /V I) САПФИР(БД-ЛН ФК-87 /03) Рисунок 3. Сравнение спектров утечки нейтронов из сферы из U238, рассчитанные комплексами САПФИР и САПФИ Р(ENDFB/VI) САПФИ Р(БД-ЛНФК-87/03) Рисунок 4. Сравнение спектров утечки нейтронов из сферы из Fe, рассчитанные комплексами САПФИР и САПФИ Р(ENDFB/VI) САПФИ Р(БД-ЛНФК-87/03) Рисунок 5. Сравнение спектров утечки нейтронов из сферы из H 2 O, рассчитанные комплексами САПФИР и С учетом того, что константное обеспечение комплекса САПФИР-2006 исходно не ориентировано на расчет глубоких прохождений нейтронов, результат сравнений также можно считать удовлетворительным.

4 2. Расчет потоков нейтронов на поверхности транспортного контейнера ТК-13 Транспортный контейнер ТК-13 предназначен для вывоза тепловыделяющих сборок с отработанным топливом - ОТВС с АЭС с реакторами ВВЭР-1000 после нахождения ОТВС в бассейне выдержки около 10 лет. Поперечное сечение ТК-13 приводится на рисунке 6. В данной задаче рассматривается полная загрузка контейнера 12 ОТВС для трех типов топлива: - урановое топливо исходного обогащения 4,4% - урановое топливо исходного обогащения 5,0% - МОХ-топливо (содержание Pu 8,5%) Глубина выгорания ОТВС составляет 60 МВт*сут/кг ТМ. Время нахождения ОТВС в бассейне выдержки составляет 10 лет. Изотопный состав при таких условиях были взяты из работы Безбородова А.Н., представленной на этой конференции. Спектры нейтронов спонтанного деления рассчитывались на основе библиотеки данных по радиационным распадам JEFF-3.1 с помощью программы процессинговой системы GRUCON. Сталь Вода Воздух Рисунок 6. Поперечный разрез ТК-13 В таблице 1 приведены результаты расчета прохождения нейтронов на поверхность контейнера ТК-13 для бесконечной по высоте модели по комплексу САПФИР-2006 и программе. Рассмотрены варианты штатного состояния с водой во внешнем зазоре и аварийной ситуации при отсутствии воды. Результаты нормированы на 1 нейтрон, рожденный в выгоревшем топливе с соответствующим спектром спонтанного деления. Таблица 1. прошедших на поверхность контейнера ТК-13 Исходное топливо С водой Без воды САПФИР-2006 САПФИР-2006 Урановое топливо с обогащением 4.4 % (5)* (5) (1) (1) Урановое топливо с обогащением (5) (5) (1) (1) МОХ (5) (5) 012(1) 164(1) * Примечание: (5)-означает ±

5 На рисунке 7 приведено сравнение спектров нейтронов на поверхности контейнера ТК-13 для загрузки ОТВС исходного обогащения 5,0%, прошедших на поверхность от 1 рожденного 2.4E E E E E E E+00 САПФИР 4C2 1.0E E E E E E E E E+01 Рисунок 7. Спектр нейтронов на поверхности ТК-13, рассчитанный программными комплексами САПФИР и 4c2 Заключение. Результаты сравнения расчета по двум программам показали, что для повышения точности расчета глубоких проникновений по комплексу САПФИР-2006 необходимо провести доработку константного обеспечения в области спектра деления (выше 0,1 МэВ). Для доработки константного и модульного обеспечения комплекса САПФИР-2006 для решения задач радиационной безопасности необходимо: расширить область энергий нейтронов по крайней мере до 14 МэВ провести ревизию константного нейтронного обеспечения в области спектра деления разработать программу формирования константного обеспечения для фотонов в форматах САПФИР разработать модули глубоких проникновений фотонов методом Монте-Карло Список ссылок 1. Тебин В.В., Борисенков А.Э. Комплекс программ САПФИР-2006 для расчета полномасштабных активных зон реакторов ВВЭР методом Монте-Карло. Вестник СГТУ 4 (20) вып. 5, R.E.Macfarlane, The NJOY nuclear data processing system, Version 91, Report LA M(1994) 3. V.V.Sinitsa, A.A.Rineiskiy. GRUKON - A Package of Applied Computer Programs, Rep. INDC(CCCP)-344, IAEA, Vienna(1993) 4. J.F. Briesmeister Ed., - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C, LANL, LA M, April I.Kodeli, H. Hunter, E. Sartori, Radiation Shielding and Dosimetry Experiments Updates in the SINBAD database, Radiation Protection Dosimetry: 116, No.1-4, pp (2005) 6. A. I. Saukov, B. I. Sukhanov, A. M. Ryabinin, V. D. Lyutov, Spectra of Neutron Leakage from Spherical and Hemispherical Samples with a Central 14-MeV Neutron Source : Voprosy Atomnoi Nauki I Teckniki, Series: Nuclear Constants, 2, 3-30 (1998) A. I. Saukov, B. I. Sukhanov, A. M. Ryabinin et al, Photon Leakage from Spherical and Hemispherical Samples with a Central 14-MeV Neutron Source, Nuclear Science and Engineering: 142, (2002)

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

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

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

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

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

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

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

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

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

55. ЦЕЗИЙ Цезий-129

55. ЦЕЗИЙ Цезий-129 55. ЦЕЗИЙ Рассмотрение состояния дел по нейтронным данным для всех изотопов цезия выполнено В.Г.Проняевым. Им же выданы рекомендации о включении файлов оцененных данных в РОСФОНД. Подстрочные примечания

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

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

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

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

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

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

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ПОДКРИТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ПОДКРИТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ПОДКРИТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР Гулик В.И. (Институт ядерный исследований, Украина) Павлович В.Н. (Институт ядерный исследований, Украина) Пупирина Е.А. (Институт проблем безопасности АЭС, Украина)

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

98.КАЛИФОРНИЙ Калифорний-246

98.КАЛИФОРНИЙ Калифорний-246 98.КАЛИФОРНИЙ Основной интерес к нейтронным сечениям изотопов калифорния был связан с наработкой 5 Cf, как компактного источника нейтронов, используемого в самых различных областях. При этом исходным продуктом

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

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 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

53.Йод Йод-124

53.Йод Йод-124 53.Йод Замечание к оценке качества данных для осколков деления Учитывая, что тяжелые изотопы йода являются важными продуктами деления, сделаем общие замечания по приоритетам к качеству данных. Наиболее

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

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

50. ОЛОВО. Область быстрых нейтронов

50. ОЛОВО. Область быстрых нейтронов 50. ОЛОВО Обладая магическим числом протонов (50), олово имеет наибольшее число стабильных изотопов (10). Трудности модельного описания сечений при энергии ниже нескольких МэВ обусловлены низкой плотностью

Подробнее

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

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

Подробнее

56.БАРИЙ Барий-128. JEFF-3.1/A неполная оценка 2003 года файла для активационной библиотеки основанная на данных из библиотеки ADL-3.

56.БАРИЙ Барий-128. JEFF-3.1/A неполная оценка 2003 года файла для активационной библиотеки основанная на данных из библиотеки ADL-3. Период полураспада: (2.43±0.05) дня. Моды распада: е - 100%. Спин основного состояния: 0 +. 56.БАРИЙ 56.1. Барий-128 JEFF-3.1/A неполная оценка 2003 года файла для активационной библиотеки основанная на

Подробнее

Ломаков Глеб Борисович

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

Подробнее

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

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

Подробнее

30. ЦИНК Цинк- природный

30. ЦИНК Цинк- природный 30. ЦИНК ФОНД-2.2 содержится файл данных для природного цинка (Николаев, Забродская, 1989) для задач расчета переноса нейтронов. Данные для всех стабильных изотопов (Николаев, 1989г) и данные Грудзевича,

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

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

Курындин Антон Владимирович

Курындин Антон Владимирович На правах рукописи Курындин Антон Владимирович ИНФОРМАЦИОННАЯ СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕГУЛИРУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ОЯТ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-440, ВВЭР-1000 И РБМК-1000 Специальность 05.14.03

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

главный калибр тема номера РЭа

главный калибр тема номера РЭа 8 главный калибр тема номера РЭа Юрий СЕМЧЕНКОВ, НИЦ «Курчатовский институт» Использование топлива в реакторах ВВЭР: состояние и перспективы Каковы особенности применения ядерного топлива на реакторах

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

УДК РАСЧЕТ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРОТОТИПА НЕЙТРОНОПРОИЗВОДЯЩЕЙ МИШЕНИ ДЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ПРОВЕРКИ УСЛОВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ

УДК РАСЧЕТ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРОТОТИПА НЕЙТРОНОПРОИЗВОДЯЩЕЙ МИШЕНИ ДЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ПРОВЕРКИ УСЛОВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ УДК 621.039.058 РАСЧЕТ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРОТОТИПА НЕЙТРОНОПРОИЗВОДЯЩЕЙ МИШЕНИ ДЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ПРОВЕРКИ УСЛОВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ Е.В. Рудычев, С.И. Прохорец, Д.В. Федорченко, М.А. Хажмурадов

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

Ломаков Глеб Борисович

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

Подробнее

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

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

Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов

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

Подробнее

Технологии замыкания ядерно-топливного цикла

Технологии замыкания ядерно-топливного цикла Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Технологии замыкания ядерно-топливного цикла Генеральный директор ФГУП «ГХК» П. М. Гаврилов Актуальные проблемы

Подробнее

12. МАГНИЙ Магний-24

12. МАГНИЙ Магний-24 12. МАГНИЙ Магний не имеет долгоживущих радиоактивных изотопов. Для трех стабильных изотопов имеются оценки V.Hatchya and T.Asoni (1987), принятые в ФОНД-2.2 из JENDL- 3.2. В 21 г. Shibata внес в эти оценки

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

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР. Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин

АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР. Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин АЗНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ MOX-ТОПЛИВА НА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР 1. Введение Руководитель: А.Н.Устинов Автор: В.В.Брюхин Энергетический комплекс страны занимает в настоящее время значимые позиции

Подробнее

Черникова Дина Николаевна

Черникова Дина Николаевна На правах рукописи Черникова Дина Николаевна Анализ временных распределений излучений для оптимизации установок неразрушающего контроля делящихся материалов с импульсными нейтронными генераторами 01.04.01

Подробнее

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

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

Подробнее

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

88.РАДИЙ Общие замечания

88.РАДИЙ Общие замечания 88.РАДИЙ 88.0. Общие замечания Элемент 88 открыт супругами Кюри в 1898 г. в минерале, известном под названиями урановой смолки, смоляной обманки и настурана. Уже в ходе этой самой первой работы стало ясно,

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

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

Транспортный упаковочный комплект ТУК-137 для безопасного транспортирования ОТВС реакторов ВВЭР-1000/1200 с увеличенной массой и глубиной выгорания ядерного топлива Е. В. Блохина, С. Ф. Долбищев, Л. Н.

Подробнее

79. ЗОЛОТО Золото-194

79. ЗОЛОТО Золото-194 79. ЗОЛОТО 79.1. Золото-194 Радиоактивно (Т 1/2 =38.0 ч.). Распадается путем захвата орбитального электрона в стабильную платину-194. Возможные пути образования в реакторе - тройная реакция 197 Au(n,2n)

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

Таблица 1 Характеристики ОТВС с максимальным обогащением Начальное обогащение топлива по U-235 среднее по ТВС, % масс.

Таблица 1 Характеристики ОТВС с максимальным обогащением Начальное обогащение топлива по U-235 среднее по ТВС, % масс. ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ДОЛГОВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ В ВОДООХЛАЖДАЕМОМ ХРАНИЛИЩЕ ХОТ-1 ФГУП «ГХК» ОЯТ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 С ПОВЫШЕННЫМ НАЧАЛЬНЫМ ОБОГАЩЕНИЕМ И ВЫГОРАНИЕМ И.А. Меркулов, В.И. Мацеля, к.ф.-м.н.

Подробнее

ПОЗИЦИОННО-ЧУВСТВИТЕЛЬНОГО ДЕТЕКТОРА НЕЙТРОНОВ Д.В. Постоварова

ПОЗИЦИОННО-ЧУВСТВИТЕЛЬНОГО ДЕТЕКТОРА НЕЙТРОНОВ Д.В. Постоварова РАСЧЕТ СОСТАВНЫХ ЧАСТЕЙ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОГО... УДК 539.1 РАСЧЕТ СОСТАВНЫХ ЧАСТЕЙ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОГО ПОЗИЦИОННО-ЧУВСТВИТЕЛЬНОГО ДЕТЕКТОРА НЕЙТРОНОВ Д.В. Постоварова Для регистрации нейтронов и высокоэнергетичных

Подробнее

26. ЖЕЛЕЗО. В РОСФОНД включаются данные для четырех стабильных изотопов железа и трех радиоизотопов Железо Общие характеристики

26. ЖЕЛЕЗО. В РОСФОНД включаются данные для четырех стабильных изотопов железа и трех радиоизотопов Железо Общие характеристики 26. ЖЕЛЕЗО В РОСФОНД включаются данные для четырех стабильных изотопов железа и трех радиоизотопов. 1.1. Z =26 (заряд) 1.2. А=54 (атомный номер) 26.1. Железо-54 1. Общие характеристики 1.3. Aw= 53.476

Подробнее

75. РЕНИЙ Общие замечания. В этом разделе описаны изотопы рения: два стабильных и семь радиоактивных изотопа с периодом полураспада более суток.

75. РЕНИЙ Общие замечания. В этом разделе описаны изотопы рения: два стабильных и семь радиоактивных изотопа с периодом полураспада более суток. 75. РЕНИЙ 77.0 Общие замечания В этом разделе описаны изотопы рения: два стабильных и семь радиоактивных изотопа с периодом полураспада более суток. 75.1. Рений-182. Радиоактивен.Испытывая захват орбитального

Подробнее

32.ГЕРМАНИЙ Германий-68

32.ГЕРМАНИЙ Германий-68 32.ГЕРМАНИЙ Природный германий содержит 5 изотопов: 70 Ge, 72 Ge, 73 Ge, 73 Ge и 76 Ge (последний слабо радиоактивен). Кроме того имеется eще три долгоживущих радиоизотопа: 78 Ge, 79 Ge и 71 Ge. Для стабильных

Подробнее

Актуальность работы. Перспективы развития ядерной энергетики напрямую зависят от надежности проектируемых реакторов. Постоянно повышающиеся

Актуальность работы. Перспективы развития ядерной энергетики напрямую зависят от надежности проектируемых реакторов. Постоянно повышающиеся Актуальность работы. Перспективы развития ядерной энергетики напрямую зависят от надежности проектируемых реакторов. Постоянно повышающиеся требования к безопасности ЯУ влекут за собой и требования повышения

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

Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки

Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки Введение Глебов А.П., Баранаев Ю.Д. Клушин А.В. ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского Основные проблемы, которые должны

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

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

Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3

Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3 Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3 :Ce) и спектрометрические системы построенные на их базе ЗАО «НПЦ «Аспект». НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ с использованием сцинтилляционных

Подробнее

82. СВИНЕЦ. В РОСФОНД включены данные для всех 4-х стабильных и 4-х долгоживущих радиоактивных изотопов свинца Свинец-202

82. СВИНЕЦ. В РОСФОНД включены данные для всех 4-х стабильных и 4-х долгоживущих радиоактивных изотопов свинца Свинец-202 82. СВИНЕЦ В РОСФОНД включены данные для всех 4-х стабильных и 4-х долгоживущих радиоактивных изотопов свинца. 82.1. Свинец-202 Радиоактивен. (Т 1/2 =5.25*10 4 лет). Путем захвата орбитального электрона

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

Производство оборудования для хранения и транспортировки оят и РАО

Производство оборудования для хранения и транспортировки оят и РАО оборудования для хранения и транспортировки оят и РАО «ПЕТРОЗАВОДСКМАШ» производитель современных транспортных упаковочных комплектов для оят на базе контейнеров из высокопрочного чугуна Филиал ОАО «АЭМ-технологии»

Подробнее

Метод меченых нейтронов для обнаружения алмазов в кимберлите. М.Г.Сапожников. ООО «Диамант» г.дубна

Метод меченых нейтронов для обнаружения алмазов в кимберлите. М.Г.Сапожников. ООО «Диамант» г.дубна Метод меченых нейтронов для обнаружения алмазов в кимберлите М.Г.Сапожников ООО «Диамант» г.дубна Проблема: Все современные технологии обнаружения алмаза подразумевают, что алмаз должен быть выделен из

Подробнее

Ядерная физика и Человек

Ядерная физика и Человек Ядерная физика и Человек ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ Деление ядер. История 1934 г. Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра. 1939 г.

Подробнее

45.РОДИЙ Родий-99. стабильный рутений-101. В реакторах может образовываться в ничтожных количествах за

45.РОДИЙ Родий-99. стабильный рутений-101. В реакторах может образовываться в ничтожных количествах за 45.РОДИЙ 45.1. Родий-99 Радиоактивен (Т 1/2 =16.1 дн.). Захватывая орбитальный электрон превращается в стабильный рутений-99. В реакторах может образовываться в ничтожных количествах за счет реакции 102Pd

Подробнее

33. МЫШЬЯК Мышьяк-71

33. МЫШЬЯК Мышьяк-71 33. МЫШЬЯК 33.1. Мышьяк-71 Радиоактивен (Т 1/2 =65.28ч.).Захватывая орбитальный электрон, превращается в германий-71, который тем же путем распадается (Т 1/2 =11.43дн.) в стабильный галлий-71. В реакторах

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

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

4.БЕРИЛЛИЙ Бериллий-7

4.БЕРИЛЛИЙ Бериллий-7 4.БЕРИЛЛИЙ В библиотеке РОСФОНД содержатся данные для трёх изотопов бериллия: радиоактивного 7 Ве (53.29 дн.), стабильного 9 Ве и радиоактивного 10 Ве. 4.1. Бериллий-7 Радиоактивен. T 1/2 =53.12 d. Захват

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

13. АЛЮМИНИЙ. Природный алюминий содержит один изотоп Алюминий-26

13. АЛЮМИНИЙ. Природный алюминий содержит один изотоп Алюминий-26 13. АЛЮМИНИЙ Природный алюминий содержит один изотоп 27 Al. Существует также долгоживущий изотоп 26 Al, данные для которого также должны быть представлены в библиотеке РОСФОНД. 13.1. Алюминий-26 Радиоактивен.

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

Оптимизация состава радиационной защиты

Оптимизация состава радиационной защиты Молодёжный научный семинар «Реакторы на быстрых нейтронах и соответствующие топливные циклы» г. Екатеринбург, 28-29 июня 2017 г. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Уральский федеральный университет имени первого

Подробнее

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов М.С. Онегин 2012 Гатчина Зависимость активности выгоревшего топлива от времени выдержки 7 6 4 2 Activity [Ci] 1-2 -4-6 238U 235U Fission -8 - Minor

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

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

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ К Г Э У Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «КАЗАНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

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

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ А.Н. Чуркин, Ю.А. Безруков, И.Н. Васильченко, М.Н. Супроненко, С.М. Лобачев,

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 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

ВИРТУАЛЬНЫЕ ЛАБОРАТОРИИ ПРОЕКТ

ВИРТУАЛЬНЫЕ ЛАБОРАТОРИИ ПРОЕКТ (Computer Simulation) CS-01-008 В.В. Дьячков и др. ВИРТУАЛЬНЫЕ ЛАБОРАТОРИИ ПРОЕКТ КОМПЬЮТЕРНЫЙ ЛАБОРАТОРНЫЙ ПРАКТИКУМ «УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ» НА БАЗЕ НЯЦ РК II Исследование спектров ПВА в конструкционных

Подробнее

СЕМЕНОВЫХ С.В., ДЕТКИНА А.В., ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва

СЕМЕНОВЫХ С.В., ДЕТКИНА А.В., ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва 68 СЕМЕНОВЫХ С.В., ДЕТКИНА А.В., ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва ПОДХОДЫ К ОЦЕНКЕ РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ОЯТ ЭГП-6 С БИЛИБИНСКОЙ АЭС НА ПЕРЕРАБОТКУ НА ФГУП

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

ОЦЕНКА СЕЧЕНИЙ ПОРОГОВЫХ РЕАКЦИЙ, ПРИВОДЯЩИХ К ОБРАЗОВАНИЮ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОАКТИВНЫХ НУКЛИДОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ СТАЛЕЙ НЕЙТРОНАМИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СПЕКТРА

ОЦЕНКА СЕЧЕНИЙ ПОРОГОВЫХ РЕАКЦИЙ, ПРИВОДЯЩИХ К ОБРАЗОВАНИЮ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОАКТИВНЫХ НУКЛИДОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ СТАЛЕЙ НЕЙТРОНАМИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СПЕКТРА УДК 539.17 ОЦЕНКА СЕЧЕНИЙ ПОРОГОВЫХ РЕАКЦИЙ, ПРИВОДЯЩИХ К ОБРАЗОВАНИЮ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОАКТИВНЫХ НУКЛИДОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ СТАЛЕЙ НЕЙТРОНАМИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СПЕКТРА А.И. Блохин, Н.Н. Булеева, В.Н. Манохин,

Подробнее

Опыт создания систем контроля после аварий на АЭС с разрушением топлива

Опыт создания систем контроля после аварий на АЭС с разрушением топлива Опыт создания систем контроля после аварий на АЭС с разрушением топлива В.Ф.Шикалов, доктор технических наук, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» КЦЯТ ОВВЭР shika@atomar.net.ru, 8(499)196-72-54

Подробнее

Семинар 12. Деление атомных ядер

Семинар 12. Деление атомных ядер Семинар 1. Деление атомных ядер На устойчивость атомного ядра влияют два типа сил: короткодействующие силы притяжения между нуклонами, дальнодействующие электромагнитные силы отталкивания между протонами.

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

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

93.1. Нептуний E-01 1.E+021.E-02 1.E+00 1.E+02 1.E+04 1.E+06 Energy, ev 1.E-02 1.E+00 1.E+02 1.E+04 1.E+06 EAF2003.

93.1. Нептуний E-01 1.E+021.E-02 1.E+00 1.E+02 1.E+04 1.E+06 Energy, ev 1.E-02 1.E+00 1.E+02 1.E+04 1.E+06 EAF2003. 93. НЕПТУНИЙ Существуют три природных радиоактивных семейства тория-232, урана-235 и урана-238 и один искусственный радиоактивный ряд семейство нептуния-237. Помимо «искусственности», это семейство отличают

Подробнее

34. СЕЛЕН Селен-72

34. СЕЛЕН Селен-72 34. СЕЛЕН 34.1. Селен-72 Радиоактивен (Т 1/2 =8.4 дн.) Испытывая захват орбитального электрона превращается в мышьяк-72, а тот испуская позитрон (Т 1/2 =26 ч.) в германий-72. В ничтожных колтчествах может

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