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

Save this PDF as:
Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

1 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, С любезного разрешения ГНЦ РФ-ФЭИ и авторов, мы публикуем доклад "Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе", представленный на международной конференции МАГАТЭ по быстрым реакторам FR-13 (Париж, 4-7 марта 2013 года). Авторы доклада - Г.И.Тошинский (ОАО "АКМЭ-инжиниринг", ГНЦ РФ-ФЭИ), О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников (все - ГНЦ РФ ФЭИ). Выступающий докладчик - Олег КОМЛЕВ. Введение Запасы тория в земной коре в несколько раз превышают запасы урана, что, потенциально, существенно увеличивает сырьевую базу ядерной энергетики в случае использования замкнутого ядерного топливного цикла. Однако в природе отсутствуют делящиеся изотопы тория и для реализации 232 Th- 233 U топливного цикла необходимо использовать делящиеся изотопы урана и/или плутония (по крайней мере, на начальных этапах такого топливного цикла). Работы по исследованию возможностей использования тория в ядерном топливном цикле связаны, в основном, либо с наличием больших запасов тория (Индия), либо с желанием сократить потребление природного урана (Норвегия), либо с наличием ядерных энергетических технологий, способных использовать преимущества торий-уранового топливного цикла (Канада, Россия). Технические основания для использования ториевого топливного цикла связаны, в основном, со следующими обстоятельствами [1]. Торий-232 является лучшим "сырьевым" изотопом по сравнению с ураном-238 для реакторов с тепловым спектром нейтронов. Уран-233 испускает более двух нейтронов в расчёте на один захват первичного нейтрона для широкого набора реакторов с тепловым спектром нейтронов. Диоксид тория имеет большую химическую и радиационную стойкость в сравнении с диоксидом урана, а также лучшие теплофизические свойства (теплопроводность, коэффициент линейного расширения). При использовании 232 Th- 233 U топливного цикла образуется существенно меньшее количество изотопов плутония и долгоживущих минорных актинидов, что облегчает решение проблемы последующего обращения с отработавшим ядерным топливом. Ториевый топливный цикл имеет внутренне присущие свойства, облегчающие решение проблемы нераспространения ядерных материалов, поскольку образующийся уран- 232 имеет дочерние продукты распада с жёстким гамма-излучением (висмут-212, таллий- 208). Кроме этого ториевый цикл предпочтителен при утилизации оружейного плутония поскольку не приводит к его воспроизводству как в случае использования U-Pu топливного цикла. 1

2 Особенности физики быстрых реакторов и конструктивные особенности РУ типа СВБР позволяют использовать широкий набор типов ядерного топлива на основе U-Pu: оксидное урановое топливо, смешанное оксидное уран-плутониевое топливо, нитридное урановое топливо, смешанное нитридное уран-плутониевое топливо и др. [2]. С целью анализа возможности работы активной зоны РУ СВБР в уран-ториевом топливном цикле и оценки соответствующих характеристик воспроизводства урана-233 ниже приводятся результаты предварительных расчётных исследований по использованию тория в ядерном топливном цикле модульного быстрого реактора типа СВБР. 1. Основные технические характеристики и особенности конструкции РУ СВБР-100 В проекте РУ СВБР-100 применён реактор на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования первого контура моноблочного типа, в основу разработки которого положен многолетний отечественный опыт создания транспортных ЯЭУ с химически инертным тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем - эвтектическим сплавом свинец-висмут. Основные технические характеристики РУ СВБР-100 представлены в таблице 2. Активная зона РУ СВБР-100 формируется из 61 унифицированной по конструкции тепловыделяющей сборки (ТВС). В качестве топливной композиции в настоящее время рассматривается диоксид урана UO 2. Со стороны боковой поверхности активная зона окружена отражателем сложной формы с эффективной толщиной порядка 250 мм. 2. Характеристики уран-ториевого топливного цикла с различными типами топлива Расчёты нейтронно-физических характеристик активной зоны РУ типа СВБР в уранториевом цикле в процессе кампании выполнены в 26-групповом диффузионном приближении в двумерной цилиндрической геометрии с использованием программного комплекса РЕАКТОР [3] с системой констант БНАБ-93 [4]. 2

3 Расчётная модель активной зоны представлена на рисунке 1. Загрузка активной зоны определялась исходя из требуемого запаса реактивности на выгорание. При определении загрузки в расчётах учитывалась необходимость выравнивания поля энерговыделения в активной зоне, которое достигается увеличением обогащения топлива делящимся изотопом от центра к периферии активной зоны. Для учёта неравномерности выгорания четыре зоны профилирования разбивались по радиусу и высоте на несколько более мелких зон. Оценка возможности воспроизводства урана-233 была выполнена для трёх разных типов топлива: оксидного ( 233 U+ 232 Th)O 2, нитридного ( 233 U+ 232 Th)N и металлического 233 U+ 232 Th. Эффективная (с учётом зазоров на распухание) плотность топливной композиции оксида и нитрида принималась равной соответствующим значениям для чисто уранового топлива, а для металлического топлива - равной 0,9 от плотности металлического тория. Данные о загрузке топлива в начале кампании для рассмотренных типов топлива представлены в таблице 3. 3

4 Для выравнивания радиального поля энерговыделения применяется четырёхзонное профилирование обогащением топлива по делящемуся материалу. В таблице 4 приведены значения обогащений по зонам физического профилирования в активной зоне, обеспечивающие заявленную длительность кампании и приемлемые значения коэффициентов неравномерности K max r полей энерговыделения по кампании (на основании max опыта проектирования быстрых реакторов с ТЖМТ допустимый K r оценивается величиной порядка 1,25). Вся кампания разделена на пять шагов выгорания. При таком исходном составе обеспечивается работа реактора на мощности 280 МВт в течение около эфф. часов. Значение распределения по радиусу активной зоны коэффициента неравномерности интегрального по высоте (подогревного) поля энерговыделения, ответственного за максимальную температуру оболочек твэлов для нитридного (U+Th)N типа топлива, в течение всей кампании, представлено на Рис.2. Как видно из Рис.2, в процессе выгорания в ходе кампании значение коэффициента неравномерности подогревного поля энерговыделения увеличивается ближе к центру активной зоны, и уменьшается по краям. Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности поля энерговыделения оценивается величиной 1,16, что в течение всей кампании не превышает значение K max r =1,25. За кампанию, во всех случаях, в активной зоне образуется около 620 кг осколков. При этом максимальная плотность осколков деления в топливной композиции не превышает 0,47 г/см 3, что соответствует глубине выгорания не выше 12% тяжёлых атомов (т.а.), обоснованной применительно к реакторам типа БН. 4

5 На Рис.3 изображена диаграмма спектров нейтронов в центре активной зоны для различных видов топливной композиции. 3. Чувствительность коэффициента воспроизводства урана-233 к размерам активной зоны и наличию воспроизводящих экранов Как следует из данных таблицы 3, максимальный коэффициент воспроизводства урана-233, равный 0,9, достигается при использовании (U+Th)N топлива с эффективной плотностью 12,5 г/см 3. Для анализа возможностей повышения коэффициента воспроизводства U-233 рассмотрим влияние специальных зон воспроизводства и увеличения размеров активной зоны. Рассмотрим два варианта размещения зон воспроизводства: а) замена стального отражателя в твэле на металлический Th-232 (при этом количество загружаемого Th-232 увеличится на 2245 кг), б) к предыдущей зоне воспроизводства, добавим радиальную зону воспроизводства из штатных по геометрии твэлов с металлическим Th-232 вместо ядерного топлива толщиной 15 см вокруг активной зоны без изменения габаритных размеров РУ (загрузка этой зоны по Th кг). Как следует из данных таблицы 5, при добавлении торцевой зоны воспроизводства, коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 2% (увеличение загрузки по U кг, увеличение среднего обогащения по U-233 порядка 0,2%); при введении дополнительно и торцевой и радиальной зоны воспроизводства, коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 7% (увеличение загрузки по U кг, увеличение среднего обогащения по U-233 порядка 0,6 %). 5

6 За кампанию в торцевой зоне воспроизводства накапливается 37 кг U-233, а в радиальной зоне воспроизводства накапливается 92 кг U-233. Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности подогревного поля энерговыделения при добавлении торцевой и радиальной зон воспроизводства в течение всей кампании не превышает значение K r max =1,25. Для оценки влияния размеров активной зоны на воспроизводство урана-233 были рассмотрены два варианта увеличения активной зоны: а) увеличена высота активной зоны на 10 см; б) высота активной зоны увеличена на 20 см и дополнительно увеличен радиус активной зоны (при этом площадь активной зоны увеличивается на 10%). Как следует из данных таблицы 6, при увеличении высоты активной зоны на 10 см (полная загрузка по урану и торию увеличилась на 1244 кг, загрузка по U-233 увеличилась на 50 кг, среднее обогащение по U-233 уменьшилось на примерно 0,7%) коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 4%. При увеличении высоты на 20 см и увеличению радиуса активной зоны (полная загрузка по урану и торию увеличилась на 4160 кг, загрузка по U-233 увеличилась на 291 кг, среднее обогащение по U-233 уменьшилось на примерно 1,8%) коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 6%. Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности подогревного поля энерговыделения в течение всей кампании не превышает значение K r max =1,25. 6

7 4. Характеристики уран-торий-плутониевого топливного цикла Для оценки характеристик наработки урана-233 при первоначальной загрузке плутонием выполнены расчёты кампании реактора с нитридной топливной композицией (Th+Pu)N, когда в качестве первоначального делящегося изотопа используется плутоний. Изотопный состав Pu в расчётах соответствует отработавшему ядерному топливу реактора ВВЭР. Данные об изотопном составе плутониевой смеси приведены в таблице 7 [5]. В таблице 8 представлены данные о загрузке топлива в начале кампании для (Th+Pu)N типа топлива в сравнении с аналогичными показателями для зоны с (U+Th)N топливом. Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности поля энерговыделения достигается в конце кампании и оценивается величиной 1,24, что не превышает значение K r max =1,25. На Рис.4 представлены графики зависимости реактивности от момента кампании для (U+Th)N и (Pu+Th)N топлива. Из рисунка видно, что при (Pu+Th)N топливе реактивность увеличивается в течение примерно 80% времени кампании (положительный вклад в реактивность от накапливаемого изотопа U-233, КВ=0,98, на этом этапе опережает отрицательный, обусловленный выгоранием плутония и накоплением осколков деления). В конце кампании количество U- 233 достигает 364 кг. 7

8 Заключение Проведённые расчёты для трёх разных типов топлива: керамического, оксидного ( 233 U+ 232 Th)O 2, нитридного ( 233 U+ 232 Th)N и металлического 233 U+ 232 Th показали, что максимальный коэффициент воспроизводства урана-233, равный 0,9, достигается при использовании нитридного типа топлива с эффективной плотностью 12,5 г/см 3 и средним обогащением топлива по урану-233 равным порядка 11,5%. Была исследована чувствительность коэффициента воспроизводства урана-233 к наличию зон воспроизводства (maxкв=0,97) и увеличению геометрических размеров активной зоны (maxкв=0,96). Также была проведена оценка возможности наработки изотопа урана-233 в реакторе СВБР, когда в качестве первоначального делящегося изотопа используется плутоний. Рассматривалась нитридная топливная композиция (Th+Pu)N с эффективной плотностью 12,5 г/см 3. Расчёты показали, что в процессе кампании нарабатывается 364 кг урана-233, при этом коэффициент воспроизводства делящихся материалов за кампанию равен 0,98. Полученные результаты показывают возможность достижения значения коэффициента воспроизводства урана-233 близкого к единице при использовании зон воспроизводства и увеличении размеров активной зоны как для уран-ториевого, так и для уран-торий-плутониевого топливного цикла. Список литературы 1. Thorium Fuel Cycle - Potential Benefits And Challenges, IAEA-TECDOC-1450, IAEA, VIENNA, Novikova N.N, Komlev O.G., Toshinsky G.I. "Neutronic and Physical Characteristics of Reactor SVBR-75/100 with Different Types of Fuel". Proceedings of ICAPP '06, Reno, NV USA, June 4-8, 2006, Paper 6355, CD-ROM A.V. VORONKOV, V.I. Arzhanov, "REACTOR - Program System for Neutron-Physical Calculations", Proc. International Topical Meeting on Advances in Mathematics, Computational and Reactor Physics, 1991, Pittsburg, USA. 3. G.N. MANTUROV, M.N. Nikolaev, A.M. Tsibulya, "System of Group Constants BNAB- 93. Part 1: Neutron and Photon Nuclear Constants", Issues of Nuclear Science and Technique, series Nuclear Constants, Issue 1,

9 4. KOLOBASHKIN V.М. Radiation Characteristics Of Irradiated Nuclear Fuel. A Reference Guide. Moscow, Energoatomizdat,


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

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

National Research Tomsk Polytechnic University

National Research Tomsk Polytechnic University National Research Tomsk Polytechnic University ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОЯТ, ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РФ И МИРЕ МОДУЛЬ 2. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ТОРИЯ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ И ЯДЕРНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ

Подробнее

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

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

Подробнее

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

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПЕРВОЙ И ПЕРЕХОДНЫХ ЗАГРУЗОК 18-МЕСЯЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ ПРОЕКТА РУ ВВЭР-600

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПЕРВОЙ И ПЕРЕХОДНЫХ ЗАГРУЗОК 18-МЕСЯЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ ПРОЕКТА РУ ВВЭР-600 НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПЕРВОЙ И ПЕРЕХОДНЫХ ЗАГРУЗОК 18-МЕСЯЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ ПРОЕКТА РУ ВВЭР-600 Руководитель: Ю.А. Ананьев Автор доклада: А.Д. Русаков Введение В настоящее время

Подробнее

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

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

Подробнее

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДВУХКОНТУРНОГО КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ЗАКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ПАРА А.В. Чибиняев, П.Н. Алексеев, П.С. Теплов, М.В. Фролова Национальный исследовательский

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

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ РАДИАЛЬНЫХ СМЕЩЕНИЙ ТВЭЛОВ НА РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БР С СВТ

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ РАДИАЛЬНЫХ СМЕЩЕНИЙ ТВЭЛОВ НА РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БР С СВТ ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ РАДИАЛЬНЫХ СМЕЩЕНИЙ ТВЭЛОВ НА РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ БР С СВТ Руководитель: А. А. Николаев Автор доклада: А. Н. Скобелев Введение В процессе работы реактора

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

Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ

Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ На правах рукописи Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая

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

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв»

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Лопаткин Александр Викторович Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Источник риска тяжелых аварий в РУ Высокое давление Опасность потери теплоотвода Высокая

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

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

Климов А.Д., ОАО НИКИЭТ, Москва, Россия; Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Цибульский С.В. НИЦ КИ, Москва, Россия

Климов А.Д., ОАО НИКИЭТ, Москва, Россия; Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф., Цибульский С.В. НИЦ КИ, Москва, Россия Исследование влияния приближений расчетной модели на изменение температурного коэффициента реактивности в ячейке, топливной сборке реактора типа LWR в процессе выгорания топлива Климов А.Д., ОАО НИКИЭТ,

Подробнее

ВЛИЯНИЕ СОСТАВА И ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ДЕЙСТВУЮЩЕЕ ЗНАЧЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА ПОВРЕЖДАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР

ВЛИЯНИЕ СОСТАВА И ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ДЕЙСТВУЮЩЕЕ ЗНАЧЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА ПОВРЕЖДАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР Известия Томского политехнического университета. 21. Т. 316. 4 УДК 621.39.516.4 ВЛИЯНИЕ СОСТАВА И ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ДЕЙСТВУЮЩЕЕ ЗНАЧЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА ПОВРЕЖДАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР

Подробнее

Повторная эксплуатация тепловыделяющих сборок в активной зоне ВВЭР-1000 после их выдержки в бассейне

Повторная эксплуатация тепловыделяющих сборок в активной зоне ВВЭР-1000 после их выдержки в бассейне Введение Повторная эксплуатация тепловыделяющих сборок в активной зоне ВВЭР-1000 после их выдержки в бассейне С.Н. Антонов, К.Ю. Куракин, А.Н. Устинов, М.В. Фатеев ОКБ «Гидропресс» г. Подольск При эксплуатации

Подробнее

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал Math-Net.Ru Общероссийский математический портал В. Я. Гольдин, Г. А. Пестрякова, Активная зона быстрого реактора малой мощности с нитридным топливом и натриевым теплоносителем, Матем. моделирование, 2014,

Подробнее

Замкнутый ядерный топливный цикл

Замкнутый ядерный топливный цикл Замкнутый ядерный топливный цикл Деление ядра Выделение энергии в ядерных реакторах происходит за счёт деления ядер урана и плутония. В реакторах на тепловых нейтронах (ТР) делению подвергаются радиоактивные

Подробнее

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ. Содержание.

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ. Содержание. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Сегодня: пятница, 18 апреля 2014 г. Содержание. 1. Самоподдерживающая цепная реакция деления. 2. Критическая масса ядерных делящихся материалов. 3. Коэффициент размножения в бесконечной

Подробнее

7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73

7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73 АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТИ СОЗДАНИЯ ПОЛНОГО 6-ГОДИЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПРИ УСЛОВИИ РАБОТЫ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ А.А. Гагаринский, Е.Г. Соловьева, НИЦ «Курчатовский Институт»

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

Реакторы на быстрых нейтронах

Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на быстрых нейтронах А. А. Новохатский Ядерная энергетика занимает значительное место в энергообеспечении потребностей человечества. По данным за 2012 год, около 11% всей энергии было выработано

Подробнее

Рисунок 1 Схема размещения элементов бокового отражателя вокруг активной зоны /1/

Рисунок 1 Схема размещения элементов бокового отражателя вокруг активной зоны /1/ Конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам г. Подольск, ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Разработка конструкции бокового отражателя активной зоны РУ СВБР-100 Автор доклада: Руководитель темы:

Подробнее

Анализ результатов расчетов выгорания топлива первых двух загрузок реактора PWR Введение.

Анализ результатов расчетов выгорания топлива первых двух загрузок реактора PWR Введение. Анализ результатов расчетов выгорания топлива первых двух загрузок реактора PWR Буколов С.Н., Климов А.Д. - ОАО НИКИЭТ, Москва, Россия; Теплов П.С., Чибиняев А.В - НИЦ КИ, Москва, Россия Введение. Одной

Подробнее

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

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

Подробнее

Иванов В.Б. Государственная Дума РФ. Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах

Иванов В.Б. Государственная Дума РФ. Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах Иванов В.Б. Государственная Дума РФ Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах Схемы утилизации плутония a) b) Pu оружейный 34 т Pu оружейный 34

Подробнее

НАДЕЖНОСТЬ ПРЕДСКАЗАНИЯ ДОППЛЕР ЭФФЕКТА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ.

НАДЕЖНОСТЬ ПРЕДСКАЗАНИЯ ДОППЛЕР ЭФФЕКТА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ. НАДЕЖНОСТЬ ПРЕДСКАЗАНИЯ ДОППЛЕР ЭФФЕКТА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ. Тихомиров А. ГНЦ РФ Физико-энергетический институт. Обнинск. Инженер. Описание аварийных процессов, точность расчета температурных коэффициентов

Подробнее

ВЛИЯНИЕ ТОПЛИВА БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАНА-238 В РАЗВИВАЮЩЕЙСЯ СИСТЕМЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ВЛИЯНИЕ ТОПЛИВА БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАНА-238 В РАЗВИВАЮЩЕЙСЯ СИСТЕМЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» На правах рукописи Бландинский Виктор Юрьевич ВЛИЯНИЕ ТОПЛИВА БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАНА-238 В РАЗВИВАЮЩЕЙСЯ СИСТЕМЕ

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

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

Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А.

Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А. Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение Ответственный исполнитель Андрюшин И.А. 2 АННОТАЦИЯ Настоящий отчет содержит результаты первого этапа исследований

Подробнее

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал

Math-Net.Ru Общероссийский математический портал Math-Net.Ru Общероссийский математический портал В. Я. Гольдин, Г. А. Пестрякова, Преимущества быстрого реактора с усовершенствованной активной зоной в сравнении с проектом реактора БРЕСТ-300, Матем. моделирование,

Подробнее

Аннотации статей журнала "Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов", вып. 3, 2013 г. Выпуск подготовлен ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2013 г. Выпуск подготовлен ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Аннотации статей журнала "Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов", вып. 3, 2013 г. Выпуск подготовлен ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Критические эксперименты на сборках с металлическим плутонием,

Подробнее

Первые результаты послереакторных исследований твэла со СНУП-топливом, определение кинетики распухания и газовыделения на начальном этапе выгорания

Первые результаты послереакторных исследований твэла со СНУП-топливом, определение кинетики распухания и газовыделения на начальном этапе выгорания ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Никитин Олег Николаевич, АО «ГНЦ НИИАР» Первые результаты послереакторных исследований

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

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

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

Подробнее

ОПЫТ СОЗДАНИЯ РЕАКТОРА БН-800 ДЛЯ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

ОПЫТ СОЗДАНИЯ РЕАКТОРА БН-800 ДЛЯ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Семинар по теме «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем» для замыкания ядерного топливного цикла ОПЫТ СОЗДАНИЯ РЕАКТОРА БН-800 ДЛЯ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Сараев

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

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

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

Подробнее

РАСЧЕТ ГЛУБОКИХ ВЫГОРАНИЙ ТОПЛИВА ВВЭР, ВКЛЮЧАЯ MOX ТОПЛИВО

РАСЧЕТ ГЛУБОКИХ ВЫГОРАНИЙ ТОПЛИВА ВВЭР, ВКЛЮЧАЯ MOX ТОПЛИВО РАСЧЕТ ГЛУБОКИХ ВЫГОРАНИЙ ТОПЛИВА ВВЭР, ВКЛЮЧАЯ MOX ТОПЛИВО Руководитель: В.В. Тебин (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт») Автор доклада: А.Н. Безбородов (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт») В 2008 году НТЦ

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

Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ»

Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ» ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ» Потенциал совершенствования быстрых

Подробнее

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

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

Подробнее

Вопросы ядерного топливного цикла атомной энергетики малых мощностей в аспекте обеспечения режима нераспространения

Вопросы ядерного топливного цикла атомной энергетики малых мощностей в аспекте обеспечения режима нераспространения Вопросы ядерного топливного цикла атомной энергетики малых мощностей в аспекте обеспечения режима нераспространения Л.Н. Андреева-Андриевская, В.П. Кузнецов, П.П. Полуэктов ОАО 1 Изначально термин нераспространение

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

МУЛЬТИГРУППОВЫЕ РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И ПЕРЕНОСА ГАММА-КВАНТОВ В СИСТЕМЕ КОНСТАНТ БНАБ-93.

МУЛЬТИГРУППОВЫЕ РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И ПЕРЕНОСА ГАММА-КВАНТОВ В СИСТЕМЕ КОНСТАНТ БНАБ-93. МУЛЬТИГРУППОВЫЕ РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И ПЕРЕНОСА ГАММА-КВАНТОВ В СИСТЕМЕ КОНСТАНТ БНАБ-93. Николаев М.Н., Хомяков Ю.С., Забродская С.В., Прохорова Н.А. e-mail: abbn@ippe.rssi.ru, раб.тел:

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

ИНТЕРФЕРЕНЦИЯ ВЛИЯНИЯ ЗАЗОРОВ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В ТВЭЛАХ БОЛЬШОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

ИНТЕРФЕРЕНЦИЯ ВЛИЯНИЯ ЗАЗОРОВ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В ТВЭЛАХ БОЛЬШОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ИНТЕРФЕРЕНЦИЯ ВЛИЯНИЯ ЗАЗОРОВ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В ТВЭЛАХ БОЛЬШОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА Руководитель докладчика: Л.К. Шишков А.С. Сумарокова, Л.К.Шишков, Э.Ф.Микаилов НИЦ «Курчатовский Институт» Аннотация

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

Важные для безопасности характеристики отработавшего

Важные для безопасности характеристики отработавшего УДК 621.039.5:681.3 Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Сравнительный анализ изотопного состава отработавшего топлива компаний «Вестингауз»

Подробнее

Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной

Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной Лекция 11 Ядерные и термоядерные реакторы Основные понятия о реакторах Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах

Подробнее

Внастоящее время легководяные энергетические

Внастоящее время легководяные энергетические 36 главный калибр тема номера РЭа Александр ШИМКЕВИЧ, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПРОШКИН, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Алексей СЕДОВ, начальник лаборатории

Подробнее

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ, СУЩЕСТВУЮЩИХ ПРИ ПОДГОТОВКЕ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ, НА НЕЙТРОННО ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ, СУЩЕСТВУЮЩИХ ПРИ ПОДГОТОВКЕ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ, НА НЕЙТРОННО ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ, СУЩЕСТВУЮЩИХ ПРИ ПОДГОТОВКЕ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ, НА НЕЙТРОННО ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР 1. Введение Автор: В.В.Брюхин Руководитель: М.А.Увакин Взаимное влияние

Подробнее

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ П.Б. Басков, Г.П. Кириченко, В.В. Сахаров, И.В. Мосягина, А.С. Худин Юбилейная Научно-техническая конференция,

Подробнее

Реакторы БН в России: инновации и компетенции. Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород

Реакторы БН в России: инновации и компетенции. Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Реакторы БН в России: инновации и компетенции Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Этапы освоения быстрых натриевых реакторов в России Основные технические характеристики реакторов

Подробнее

«МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И.

«МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И. «МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И. Бычков Цели создания производства МОКС-топлива Топливообеспечение

Подробнее

Ядерный топливный цикл и обращение с радиоактивными отходами

Ядерный топливный цикл и обращение с радиоактивными отходами Ядерный топливный цикл и обращение с радиоактивными отходами Литература (в наличии на химфаке): 1. Скачек М.А. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС: учебное пособие для

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

РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРА

РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРА РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРА Рамножающие свойства среды Характеристика рамножающих свойств реактора: k э = p p т с делящимися нуклидами свяаны сомножители: - коэффициент испольования тепловых нейтронов

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

ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР

ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР УДК 61.039.53.1 ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР Бойко В.И. Гаврилов П.М.* Кошелев Ф.П. Мещеряков В.Н.* Нестеров В.Н. Ратман А.В.** Шаманин И.В. Томский политехнический университет

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ

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

Подробнее

2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ 2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива

Подробнее

УДК ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000

УДК ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000 УДК 620.9 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000 Кузьмин П.С. ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» E-mail: ftorin-wot@yandex.ru В статье

Подробнее

Перспективы развития ядерной энергетики России

Перспективы развития ядерной энергетики России Club de Nice. Energy in Europe and in the world: crisis or mutation? Перспективы развития ядерной энергетики России Каграманян В.С. Советник генерального директора Физико-энергетический институт Обнинск

Подробнее

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г.

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г. XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский

Подробнее

О стратегии создания двухкомпонентной системы замкнутого ядерного топливного цикла

О стратегии создания двухкомпонентной системы замкнутого ядерного топливного цикла О стратегии создания двухкомпонентной системы замкнутого ядерного топливного цикла Алексеев П.Н., Гагаринский А.Ю., Калугин М.А., Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Субботин С.А. 21-я ежегодная конференция

Подробнее

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ УДК 620.9 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА С РЕАКТОРОМ ТИПА ВВЭР-1200 УВЕЛИЧЕННОЙ ТОПЛИВНОЙ КАМПАНИИ Лазарев Д.А. ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» E-mail: denislas@mail.ru

Подробнее

Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006

Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 К.Ю. Куракин, Ю.А.Ананьев, А.К.Горохов, И.Н.Васильченко, С.Н. Кобелев, В.В. Вьялицин, Б.Г. Козак, О.А. Тимофеева, А.Н.

Подробнее

Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ

Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», 26-28 мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ А.М. Бахметьев. Б.А. Васильев, Н.Г. Кузавков ОАО «ОКБМ

Подробнее

Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования.

Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования. Ядерное топливо для быстрых реакторов с естественной безопасностью, работающих в замкнутом топливном цикле. Проблемы выбора и обоснования. V Региональный Общественный Форум-диалог «Атомные производства,

Подробнее

ОЦЕНКА СТОИМОСТИ ПЕРЕВОДА АЭС БН-600 НА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОКС-ТОПЛИВА В ГИБРИДНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ

ОЦЕНКА СТОИМОСТИ ПЕРЕВОДА АЭС БН-600 НА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОКС-ТОПЛИВА В ГИБРИДНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ ОЦЕНКА СТОИМОСТИ ПЕРЕВОДА АЭС БН-600 НА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОКС-ТОПЛИВА В ГИБРИДНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ Лепендина Е.В., Маленков А.В., Решетникова Л.Н. инженер, e-mail: lependina@ippe.obninsk.ru, Государственный

Подробнее

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

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

Подробнее

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОБЛУЧЕННЫМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ С ПОВЫШЕННОЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОБЛУЧЕННЫМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ С ПОВЫШЕННОЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ УДК 621.039.543.6 НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОБЛУЧЕННЫМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ С ПОВЫШЕННОЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ И.В. Шаманин, П.М. Гаврилов*, С.В. Беденко, В.В. Мартынов* Томский политехнический

Подробнее

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО УРАН- ЦИРКОНИЕВОГО ТОПЛИВА.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО УРАН- ЦИРКОНИЕВОГО ТОПЛИВА. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОБЛУЧЕННОГО УРАН- ЦИРКОНИЕВОГО ТОПЛИВА. Е.Н. Познырев 1, К.Б. Казенов 2 2 Московский государственный институт электроники и математики НИУ ВШЕ; 1 Национальный

Подробнее

А.А. Борисов (ИЯС РНЦ «Курчатовский институт»)

А.А. Борисов (ИЯС РНЦ «Курчатовский институт») УДК 621.039.6 ВОЗМОЖНОСТИ КЕРАМИЧЕСКОГО БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ДЕМО-С ДЛЯ ТРАНСМУТАЦИИ НЕПТУНИЯ В НИТРИДНОМ ТОПЛИВЕ А.А. Борисов (ИЯС РНЦ «Курчатовский институт») В работе рассмотрена возможность

Подробнее

ОЦЕНКИ ОБРАЗОВАНИЯ И МИГРАЦИИ ТРИТИЯ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ С ТЯЖЁЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

ОЦЕНКИ ОБРАЗОВАНИЯ И МИГРАЦИИ ТРИТИЯ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ С ТЯЖЁЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ ОЦЕНКИ ОБРАЗОВАНИЯ И МИГРАЦИИ ТРИТИЯ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ С ТЯЖЁЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Е.А.Ходаковская Инженер, раб.тел: +7 084-39-9-62-96 Государственный Научный Центр Российской Федерации

Подробнее

Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле

Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ имени академика Е.И. Забабахина» Программный комплекс РТМ для моделирования жизненного цикла быстрых реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле А.А. Архипов, М.Н. Белоногов, А.В. Климов,

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

АНАЛИТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА УДЕЛЬНЫХ АКТИВНОСТЕЙ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА ВВЭР Петровский А.М., Рудак Э.А., Корбут Т.Н.

АНАЛИТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА УДЕЛЬНЫХ АКТИВНОСТЕЙ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА ВВЭР Петровский А.М., Рудак Э.А., Корбут Т.Н. АНАЛИТИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА УДЕЛЬНЫХ АКТИВНОСТЕЙ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА ВВЭР-1200 Петровский А.М., Рудак Э.А., Корбут Т.Н. Литература 1. О.И. Ячник. Статистический анализ отношений активностей радионуклидов

Подробнее

Рис. 1. Семейство нептуния, ряд 4n+1.

Рис. 1. Семейство нептуния, ряд 4n+1. 2. ИЗОТОПЫ НЕПТУНИЯ Известны изотопы нептуния с массовыми числами 225-244 (всего более 20 изотопов). Наиболее долгоживущим является α-активный изотоп 237 Np (T=2,14*10 6 лет), рассматриваемый как родоначальник

Подробнее

ДЕЛЕНИЕ. Рождение и жизнь атомных ядер. Энергетика

ДЕЛЕНИЕ. Рождение и жизнь атомных ядер. Энергетика Микромир и Вселенная 2017 ДЕЛЕНИЕ Рождение и жизнь атомных ядер. Энергетика 2 N-Z диаграмма атомных ядер α-распад β+ распад β- распад деление СЛИЯНИЕ Удельная энергия связи ядра ε(a,z) 0,8 0,6 ДЕЛЕНИЕ

Подробнее

Содержание книги 1 (том 1 и том 2) Том 1. Свойства жидкометаллических теплоносителей Глава 1. Теплофизические свойства жидких металлов

Содержание книги 1 (том 1 и том 2) Том 1. Свойства жидкометаллических теплоносителей Глава 1. Теплофизические свойства жидких металлов Содержание книги 1 (том 1 и том 2) Предисловие к справочнику 6 Введение к справочнику 8 О свойствах, вошедших в «справочник», и единицах их представления 11 Литература к Введению 20 Том 1. Свойства жидкометаллических

Подробнее

238 U при бомбодировке быстрыми нейтронами.

238 U при бомбодировке быстрыми нейтронами. Тема 6. Эффективность использования ядерных энергоресурсов. Ядерная энергия освобождается в виде тепловой в процессе торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер, движущихся с большими

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

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

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

Подробнее

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах Васильев Б.А. Главный конструктор

Подробнее

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КЕРМЕТНЫХ ТВЭЛОВ С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КЕРМЕТНЫХ ТВЭЛОВ С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М УДК 621.039.517.5 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КЕРМЕТНЫХ ТВЭЛОВ С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М И.В. Прозорова*, Ю.Б. Чертков, А.С. Сураев Томский политехнический университет *Институт атомной энергии Национального

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

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

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

Подробнее

Росэнергоатом О.Сараев г. Томск

Росэнергоатом О.Сараев г. Томск Реакторы на быстрых нейтронах как основа ядерной энергетики будущего Росэнергоатом О.Сараев 20.09.2010 г. Томск 1 Органические недостатки существующей атомной энергетики: большое количество ОЯТ и РАО топливного

Подробнее

ФОНД ОЦЕНОЧНЫХ СРЕДСТВ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ ОБУЧАЮЩИХСЯ ПО ДИСЦИПЛИНЕ (МОДУЛЮ).

ФОНД ОЦЕНОЧНЫХ СРЕДСТВ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ ОБУЧАЮЩИХСЯ ПО ДИСЦИПЛИНЕ (МОДУЛЮ). ФОНД ОЦЕНОЧНЫХ СРЕДСТВ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ ОБУЧАЮЩИХСЯ ПО ДИСЦИПЛИНЕ (МОДУЛЮ). Общие сведения 1. Кафедра физики, биологии и инженерных технологий 2. Направление подготовки 16.03.01

Подробнее

ПУТИ МОДЕРНИЗАЦИИ КАНАЛЬНОГО ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИВГ1.М

ПУТИ МОДЕРНИЗАЦИИ КАНАЛЬНОГО ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИВГ1.М Известия Томского политехнического университета. 2012. Т. 321. 2 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Ленобль Ж. Перенос радиации в рассеивающих и поглощающих атмосферах. Л.: Гидрометеоиздат, 1990. 264 с. 2. Кизель В.А.

Подробнее

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ, СУЩЕСТВУЮЩИХ ПРИ ПОДГОТОВКЕ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ, НА НЕЙТРОННО ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ, СУЩЕСТВУЮЩИХ ПРИ ПОДГОТОВКЕ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ, НА НЕЙТРОННО ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР УДК 62.039.5 АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ, СУЩЕСТВУЮЩИХ ПРИ ПОДГОТОВКЕ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ, НА НЕЙТРОННО ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР В.В. Брюхин, М.А. Увакин, К.Ю. Куракин. ПОДГОТОВКА БИБЛИОТЕК

Подробнее

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОДУЛЯ BR-FUEL ДЛЯ РАСЧЕТА КОЭФФИЦИЕНТОВ НАКОПЛЕНИЯ ВТОРИЧНОГО ТОПЛИВА

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МОДУЛЯ BR-FUEL ДЛЯ РАСЧЕТА КОЭФФИЦИЕНТОВ НАКОПЛЕНИЯ ВТОРИЧНОГО ТОПЛИВА РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОГО РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES NUCLEAR SAFETY INSTITUTE Препринт ИБРАЭ IBRAE-2013-01 Preprnt IBRAE-2013-01 Е.Ф.Митенкова,

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

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

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

Подробнее