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

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

1 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, Государственный Научный Центр Российской Федерации Физико Энергетический Институт имени академика А.И. Лейпунского г. Обнинск RADIATION PARAMETERS OF SPENT FUEL ASSEMBLIES ON THE BASISMOF TORIUM FOR FAST NEUTRON REACTOR V.A.Chorny, A.G.Tsykunov, G.N. Hohlov, A.I. Nevinitsa, A.G.Hohlov State Research Center of Russian Federation Institute of Physics and Power Engineering named after Academician A. I. Leipunsky Obninsk The report reviews replacement of uranium dioxide by metallic thorium, thorium dioxide and thorium nitride in side area of reactor БН-800. Impact of such replacement to the main safety parameters of reactor, as well as to the radiation and radiological parameters of spent fuel is being described. Comparative assessment of safety parameters of reactor БН-800 in terms of such replacement showed that reactor safety does not deteriorate by the following parameters: sodium void efficiency, Doppler-effect. Radiation parameters of spent FA on the basis of depleted uranium oxide and thorium compound within the cooling duration range till 10 6 years do not differ significantly from each other; thorium-based fuel will demonstrate some advantage in 10 6 years. *** Введение Современный этап развития ядерной энергетики в Российской Федерации характеризуется, в числе других проблем, необходимостью утилизации оружейного плутония и отказом от его наработки в воспроизводящих экранах ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Последнее приводит к необходимости их перевода в реакторы-выжигатели плутония с заменой воспроизводящего экрана из обедненного урана на невоспроизводящий из

2 стали. Замена воспроизводящего экрана из обедненного урана на стальной имеет, к сожалению, свои отрицательные последствия, которые заключаются: в непроизводительной потере заметной доли нейтронов в результате поглощения в стальном экране; в увеличении объемов наактивированных стальных конструкций с возникающей проблемой их последующего захоронения. В то же время в ядерной энергетике будущего существует потребность в наработке урана-233 для ядерных реакторов на тепловых нейтронах. В итоге, указанные выше отрицательные последствия можно практически снять, если в экранах быстрых реакторов размещать торий с последующим наиболее эффективным использованием накопленного урана-233 в активных зонах тепловых реакторов. В работе рассматривается замена в реакторе БН-800 воспроизводящего бокового экрана из двуокиси урана на экран из двуокиси тория или на экран из металлического тория или нитрида тория. Оценивается влияние таких замен на некоторые параметры безопасности реактора. Проводится анализ радиационных свойств отработавшего топлива боковой зоны воспроизводства в случае использования двуокиси урана и тория, металлического тория или нитрида тория. Исследования радиационных характеристик проведены для двух сценариев: долговременное хранение отработавшего топлива без переработки; хранение отходов после выделения из отработавшего уранового топлива изотопов урана и плутония, а из ториевого изотопов тория и урана. Рассмотрены радиологические характеристики, определяющие воздействие радионуклидов отработавшего топлива на человека при попадании их в организм путем ингаляции и при потреблении питьевой воды. 1. Физические характеристики реактора 1.1. Исходные предпосылки, расчетные программы и константы Расчетные исследования поставленной задачи проводились в сравнении с проектным вариантом активной зоны реактора БН-800 [1]. Особенностью компоновки этого варианта активной зоны является ограничение толщины радиальной зоны воспроизводства из двуокиси обедненного урана одним рядом ТВС с целью снижения объема химической переработки топлива. За этим рядом далее по радиусу располагаются сборки стальной защиты.

3 Общее количество ТВС бокового экрана с воспроизводящим материалом равно 90. Основные характеристики штатной ТВС в сравнении с характеристиками ТВС из тория даны в таблице 1. Таблица 1 Характеристики сборок с воспроизводящим материалом из урана и тория Тип сборки UO 2 ThO 2 Th ThN Длина ТВС, мм Размер под ключ и толщина стенки, мм Количество твэлов Диаметр твэла, мм Толщина оболочки твэла, мм Высота радиальной зоны воспроизводства, мм Воспроизводящий материал Обедненный UO 2 ThO 2 Th ThN Эффективная плотность воспроизводящего материала в твэле, г/см 3 Расчётные значения нейтронно-физических характеристик реактора типа БН- 800 и характеристик изменения изотопного состава в боковом экране в процессе перегрузок были получены с помощью пакета трехмерных программ DD3 [2]. Расчёт нейтронно-физических макроконстант для решения диффузионного уравнения и блокированных микроконстант для расчета выгорания осуществлялся с помощью системы подготовки констант CONSYST [3], использующей систему ядерно-физических констант БНАБ-93 [4] Результаты расчетных исследований Приведенные в данной работе результаты расчетов нейтронно-физических характеристик модели реактора типа БН-800 выполнены для среднестационарного состояния, определяемого принятой программой перегрузок ТВС активной зоны, ТВС радиальной зоны воспроизводства и расположением в активной зоне стержней компенсации реактивности. Результаты основных нейтронно-физических характеристик для среднестационарного состояния реактора типа БН-800 для различных видов топлива в радиальной зоне воспроизводства приведены в таблице 2.

4 Таблица 2 Основные нейтронно-физические характеристики для реактора типа БН-800 в зависимости от вида топлива в радиальной зоне воспроизводства Топливо в зоне воспроизводства UO2 ThO2 Th ThN Эффективный коэффициент размножения нейтронов Натриевый пустотный эффект реактивности Доплеровская постоянная Данные, приведенные в таблице 2, показывают, что замена в радиальной зоне воспроизводства реактора типа БН-800 двуокиси обедненного урана на материал из тория (двуокись, металл, нитрид) приводит: к незначительному снижению Кэфф (на %), для компенсации которого необходимо поднять обогащение топлива в активной зоне всего лишь на 1.5 % (относительных); к более отрицательным значениям натриевого пустотного эффекта реактивности (на % К), при этом НПЭР слабо зависит от вида ториевого материала; к слабому изменению Допплеровской постоянной (не более 10%). Натриевый пустотный эффект реактивности рассчитывался при удалении натрия из всех ТВС активной зоны реактора в пределах высоты тепловыделяющей сборки, включающей топливную часть, натриевую полость, верхний борный защитный экран и головки ТВС. Расчет допплеровской постоянной производился для температурного диапазона от 900 град. К до 1500 град. К. Расчёты производились для проектного варианта активной зоны Баланс и состав топлива, облучаемого в радиальной зоне воспроизводства Для всех видов топлива, используемого в радиальной зоне воспроизводства реактора типа БН-800 был принят следующий режим облучения: кампания ТВС радиальной зоны воспроизводства 420 эфф. сут.; временной интервал работы реактора между остановками на плановые перегрузки 140 эфф. сут.; кратность перегрузок ТВС радиальной зоны воспроизводства составляет две перегрузки в год; коэффициент нагрузки (ϕ) равен

5 Баланс топлива для радиальной зоны воспроизводства реактора типа БН-800 для принятого режима облучения приведен в таблице 3. Таблица 3 Баланс топлива для радиальной зоны воспроизводства реактора типа БН-800 Вид топлива UO2 ThO2 Th ThN Количество ТВС Загрузка топлива в одной ТВС, кг Загрузка топлива, т/год Загрузка урана или тория, т/год Выгрузка урана или тория, т/год Выгрузка плутония, кг/год Выгрузка урана-233, кг/год Содержание изотопов в выгружаемом топливе: кг плутония-239/ т урана кг урана-233/ т тория плутоний-240/ плутоний-239, % уран-232/уран-233, ppm Результаты расчетов, представленные в таблице 3, показывают, что, использование тория вместо урана в радиальной зоне воспроизводства реактора типа БН-800 позволяет ежегодно вместо 70 кг практически оружейного плутония нарабатывать примерно 115 кг 130 кг урана-233 с содержанием в последнем примерно ppm урана-232. Производительность наработки урана-233 и степень его чистоты (количество урана 232 в уране 233) слабо зависят от вида ториевого топлива. 2. Радиационные характеристики отработавших сборок бокового экрана 2.1. Исходные данные, программы и рассчитываемые функционалы Полученные из расчетов активной зоны потоки нейтронов и их спектры в аксиальных геометрических зонах в районе первого ряда бокового экрана усреднялись по всему объему топливной части сборки. Рассчитанные таким образом значения использовались в качестве исходных данных при расчетах изотопной кинетики. Расчеты изотопной кинетики ядер топлива в урановых и ториевых ТВС проводились по программе CARE [5]. Рассматривались два варианта последующей истории отработавших ТВС: в первом варианте предполагалось, что отработавшее топливо не подвергается регенерации, а складируется и хранится неограниченное время; во втором варианте из ториевого топлива отделялись торий и уран с целью последующего их использования для приготовления топлива. В последнем случае исследовалось изменение радиационных и радиологических характеристик оставшихся после переработки топлива

6 отходов во времени. Рассматриваемый диапазон времен выдержки после окончания облучения простирается до 1 млн. лет. В качестве основных радиационных характеристик, по значениям которых проводилось сравнение отработавших сборок различного состава, рассматривались активности актинидов и их продуктов распада, а также продуктов деления. Для оценки радиологических последствий радиационно-опасных компонент отработавших сборок боковой зоны воспроизводства рассчитывались индексы потенциальной опасности (ИПО) радионуклидов при попадании их в организм ингаляционным или пероральным (с питьевой водой) путем: ИПО = А i / ПДК i, л воздуха или воды, i где А i активность i-го радионуклида, ПДК i предельно-допустимая концентрация i-го нуклида в воде или воздухе [6] Воспроизводящий экран на основе соединений тория Расчеты показали практическую тождественность радиационных характеристик топлива на основе оксида тория, тория металлического и нитрида тория. Поэтому представленные в этом разделе результаты расчетов относятся ко всем соединениям тория. На рис.1 показано поведение во времени активностей различных компонент излучения в ТВС с топливом на основе ториевых соединений. На протяжении 1 года активность ТВС определяется процессами распада актинидов, а затем в течение 200 лет продуктами деления. После лет выдержки решающую роль начинают играть актиниды и их продукты распада. Актиниды, определяющие поведение активности ТВС в зависимости от времени выдержки, показаны на рис.2. Суммарная активность учитывает активности не только указанных актинидов, но и их продуктов распада. В течение первого года выдержки активность отработавшего топлива за счет актинидов и их продуктов распада определяется радионуклидом 233 Pa. В последующие лет основную роль играет 232 U. При временах выдержки более 300 лет активность определяется распадом 233 U и его дочерних продуктов.

7 1E+18 1E+17 1E+16 1E+15 Активность, Бк/ТВС 1E+14 1E+13 1E+12 Актиниды Продукты распада актинидов Полная активность 1E+11 1E+10 Продукты деления 1E+9 1E+8 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 Время выдержки после окончания облучения, лет Рис.1. Активность различных компонент излучения топлива на основе металлического тория и его соединений в зависимости от времени выдержки 1E+18 1E+17 1E+16 1E+15 Активность, Бк/ТВС 1E+14 1E+13 1E+12 1E+11 1E+10 1E+9 1E+8 Полная активность, включающая активности продуктов распада актинидов Th-228 1E+7 1E+6 1E+5 Th-229 Pa-233 U-232 1E+4 1E+3 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 Время выдержкипослеконца облучения, лет Рис.2. Основные источники формирования активности отработавшего топлива на основе металлического тория и его соединений (без учета продуктов деления)

8 На рис.3 представлены зависимости индексов потенциальной опасности при потреблении с питьевой водой актинидов с их продуктами распада и продуктов деления от времени выдержки отработавшей ТВС. 1.0E E E+15 Индекс потенциальной опасности, л воды 1.0E E E E E E+9 1.0E+8 Продукты деления Актиниды и их продукты распада 1.0E+7 1.0E+6 1.0E+5 1.0E-5 1.0E-4 1.0E-3 1.0E-2 1.0E-1 1.0E+0 1.0E+1 1.0E+2 1.0E+3 1.0E+4 1.0E+5 1.0E+6 Время выдержки после окончания облучения, лет Рис.3. Компоненты ИПО в случае поступления радионуклидов отработавшего ториевого топлива в организм с питьевой водой В течение 200 лет наибольшую опасность представляют продукты деления в основном такие как 90 Sr и 90 Y. Снижение ИПО продуктов деления в течение первого года выдержки ТВС происходит за счет распада короткоживущих радионуклидов: 89 Sr, 91 Y, 95 Zr, 95 Nb, 103 Ru, 106 Ru, 129m Te, 131 I, 144 Ce и т.д. После 103 лет остаются лишь 99 Tc, 129 I и 135 Cs, но они уже не определяют уровень потенциальной опасности топлива ИПО актинидов с из продуктами распада более чем на 5 порядков выше. Наибольшую опасность в это время представляют 233 U, 229 Th и 225 Ra, причем два последние радионуклида определяют вклад в ИПО при временах выдержки, больших, чем 10 4 лет ( 45% и 36% соответственно). К концу рассматриваемого диапазона времени (к моменту 1 млн. лет) вклад их в ИПО снижается до 25% для 229 Th и 20% для 225 Ra и начинают проявлять себя долгоживущие радионуклиды 230 Th ( 17%) и 232 Th ( 12%). Кривые зависимости от времени выдержки ИПО при вдыхании воздуха приведены на рис.4. Как следует из представленных данных, в этом случае

9 основная роль переходит к актинидам и их продуктам распада уже через 1 год выдержки отработавшей ТВС. В диапазоне выдержек от 1 до 500 лет наиболее опасны радионуклиды 228 Th, вклад которого в ИПО группы актинидов и их продуктов распада составляет 40%, 233 U ( 17%), 229 Th ( 16%) и 231 Pa ( 13%). При временах выдержки более 1000 лет наблюдается значительное возрастание ИПО за счет роста активности 229 Th. 1.0E+18 Индекс потенциальной опасности, л воздуха 1.0E E E E E E E+11 Продукты деления Актиниды и их продукты распада 1.0E E+9 1.0E-5 1.0E-4 1.0E-3 1.0E-2 1.0E-1 1.0E+0 1.0E+1 1.0E+2 1.0E+3 1.0E+4 1.0E+5 1.0E+6 Время выдержки после окончания облучения, лет Рис.4. Компоненты ИПО в случае поступления радионуклидов отработавшего ториевого топлива в организм с вдыхаемым воздухом Существенное изменение в поведении величины активности актинидов и их продуктов распада происходит при переработке ториевого топлива. На рис. 5 приведены зависимости активностей радионуклидов из группы актинидов и продуктов деления. Из сравнения приведенных результатов с данными рис.1 и 2 видно, что отделение изотопов урана и тория из отработавшего ториевого топлива приводит к значительному снижению активности оставшихся актинидов и их продуктов распада, что улучшает радиационную обстановку не только сразу после переработки топлива, но и на все последующее время выдержки отходов.

10 1E+18 1E+17 1E+16 1E+15 1E+14 Продукты деления Активность, Бк/ТВС 1E+13 1E+12 1E+11 1E+10 1E+9 1E+8 1E+7 1E+6 1E+5 1E+4 1E+3 Актиниды и их продукты распада 1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 Время выдержки после конца облучения, лет Рис.5. Активность отходов после переработки ТВС с ториевым топливом Сразу после извлечения изотопов тория и урана активность оставшихся актинидов и их продуктов распада снижается в течение 7 лет. Последующее возрастание активности объясняется тем, что накопившийся 227 Ac испытывает β-распад (с периодом 21.8 года) с образованием 227 Th и его продуктов распада. Дальнейшее поведение активности (после лет выдержки) определяется активностью 231 Pa. Такая же картина для отходов переработанного топлива наблюдается и в поведении зависимости индекса потенциальной опасности при потреблении радионуклидов с питьевой водой и их ингаляционном поступлении Сравнительный анализ радиационных характеристик ТВС на основе оксида урана, металлического тория и его соединений Полученные результаты показывают следующие отличия радиационных характеристик исследуемых видов топлива. На рис. 6 представлена зависимость активности актинидов их продуктов распада в зависимости от времени выдержки для разных видов исследуемого отработавшего топлива при долговременном хранении топлива без переработки. В период от 1 года до 10 тыс. лет наименьшую активность имеют ОТВС с топливом на основе тория, причем характеристики такого топлива практически не зависят от типа соединения тория (несколько более высокие значения активности характерны для нитрида тория). Вне указанного диапазона времен выдержек лучшие характеристики имеет топливо на основе оксида урана.

11 1E+18 Активность актинидов и их продуктов распада, Бк/ТВС 1E+17 1E+16 1E+15 1E+14 1E+13 1E+12 1E+11 Двуокись урана Торий металлический Нитрид тория Двуокись тория 1E+10 1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 Время выдержки после окончания облучения, лет Рис. 6. Активность актинидов их продуктов распада в зависимости от времени выдержки отработавшего топлива На рис. 7 представлена зависимость активности актинидов их продуктов распада в зависимости от времени выдержки для разных видов исследуемого отработавшего топлива после выделения из отработавшего уранового топлива изотопов урана и плутония, а из ториевого изотопов тория и урана. При выдержке до 1 года и в диапазоне от 10 до 200 тыс. лет топливо на основе оксида урана имеет лучшие радиационные характеристики по сравнению с топливом на основе тория. Характеристики топлива на основе различных соединений тория практически одинаковы, причем после выдержки более 200 тыс. лет топливо на основе соединений тория имеет существенно лучшие радиационные характеристики по сравнению с топливом на основе оксида урана.

12 1E+18 1E+17 Активность актинидов и их продуктов распада, Бк/ТВС 1E+16 1E+15 1E+14 1E+13 1E+12 1E+11 1E+10 1E+9 1E+8 1E+7 1E+6 1E+5 Двуокись урана Двуокись тория Нитрид тория Торий металлический 1E+4 1E+3 1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 Время выдержки послеокончания облучения,лет Рис. 7. Активность актинидов их продуктов распада в зависимости от времени выдержки переработанного отработавшего топлива Заключение Расчётные исследования нейтронно-физических характеристик реактора типа БН-800 при замене в радиальной зоне воспроизводства двуокиси обедненного урана на материал из тория (двуокись, металл, нитрид) дали следующие результаты: исключается наработка 70 кг плутония оружейного качества в год; исключается потребление 4.7 тонн обедненного UO 2 в год; наработка урана-233 составляет от 115 кг/год до 130 кг/год с содержанием в нем 100 ppm урана-232 и слабо зависит от вида соединений тория. Сравнительные оценки параметров безопасности реактора типа БН-800 при использовании в боковом экране двуокиси обедненного урана и соединений тория показали, что параметры безопасности реактора при переходе от урана к торию изменяются слабо и практически не зависят от вида ториевого топлива: происходит незначительное снижение Кэфф (на %) ; натриевый пустотный эффект реактивности становится более отрицательным (на % k/k) ; постоянная Допплера изменяется менее, чем на 10%.

13 Сравнительный анализ радиационных характеристик отработавших сборок на основе двуокиси урана и сборок на основе соединений тория при использовании их в первом ряду боковой зоны воспроизводства реактора типа БН-800 показал: при временах выдержки до 1 года существенно лучшие характеристики имеет топливо на основе оксида урана; при долговременном хранении отработавшего топлива без переработки при выдержке до 10 тыс. лет некоторое преимущество будет иметь топливо на основе тория и его соединений; после выделения из отработавшего уранового топлива изотопов урана и плутония, а из ториевого изотопов тория и урана оставшиеся радиоактивные продукты из топлива на основе соединений тория имеют существенно лучшие радиационные характеристики по сравнению с оставшимися радиоактивными продуктами из топлива на основе оксида урана после времени выдержки свыше 200 тыс. лет. Список использованных источников 1. Fast reactor database. IAEA-TECDOC-866, Vienna, Austria, February Зизин М.Н. и др. Вычислительные модули DD3 и DD3S многогруппового расчета плотности потока и ценности нейтронов в диффузионном приближении. Отчет ИЯР / РНЦ «КИ» 36/ , 1993 г. 3. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М., Поляков А.Ю. Комплекс программ CONSYST/ABBN - подготовка констант БНАБ к расчетам реакторов и защиты. Отчет ГНЦ РФ ФЭИ, инв. 9865, 1998 г. 4. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М.. Система групповых констант БНАБ-93. ВАНТ, серия «Ядерные константы», 1, 1996 г. 5. Кочетков. Программа CARE расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке. Препринт ФЭИ Обнинск, 1995 г. 6. Нормы радиационной безопасности. НРБ-76/87. М., Энергоатомиздат, 1988.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО АЭС Ядерное топливо и его радиологические характеристики Основой современной атомной энергетики являются АЭС с тепловыми водоводяными реакторами,

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

Вестник Командно-инженерного института МЧС Республики Беларусь, 2 (10), 2009

Вестник Командно-инженерного института МЧС Республики Беларусь, 2 (10), 2009 УДК 621.039.58 Вестник Командно-инженерного института МЧС Республики Беларусь, 2 (10), 2009 ПРИМЕНЕНИЕ ВЕРОЯТНОСТНОЙ МОДЕЛИ ПРОЦЕССА ВЫГРУЗКИ ИЗ ЭНЕРГОБЛОКОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ

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

Радиационная экология

Радиационная экология Радиационная экология 1. Цель и задачи дисциплины Целью освоения дисциплины «Радиационная экология» является изучение действия радиации как экологического фактора на всех иерархических уровнях биосферы.

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

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

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

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

ВЫЖИГАНИЕ АКТИНИДОВ И ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ.

ВЫЖИГАНИЕ АКТИНИДОВ И ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ. ВЫЖИГАНИЕ АКТИНИДОВ И ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ. И. Ю. Кривицкий, А. В. Тихомиров email: : rotni@ippe.rssi.ru, Государственный Научный Центр Российской Федерации Физико Энергетический

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

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

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

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

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

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

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее»

Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» Конференция «Радиохимия и радиохимическая технология: прошлое, настоящее, будущее» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

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

«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

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

ПЕРСПЕКТИВЫ ЗАХОРОНЕНИЯ И УТИЛИЗАЦИИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ УКРАИНЫ

ПЕРСПЕКТИВЫ ЗАХОРОНЕНИЯ И УТИЛИЗАЦИИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ УКРАИНЫ УДК 621.039.73 Вісник НТУУ «КПІ». Серія «Гірництво». 2009. Вип. 18 105 ПЕРСПЕКТИВЫ ЗАХОРОНЕНИЯ И УТИЛИЗАЦИИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ УКРАИНЫ М. С. Филиппова, студ., Т.

Подробнее

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПОДКРИТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С КАСКАДНЫМ УМНОЖЕНИЕМ НЕЙТРОНОВ ИСТОЧНИКА

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПОДКРИТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С КАСКАДНЫМ УМНОЖЕНИЕМ НЕЙТРОНОВ ИСТОЧНИКА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПОДКРИТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С КАСКАДНЫМ УМНОЖЕНИЕМ НЕЙТРОНОВ ИСТОЧНИКА Барзилов А.П Кандидат физико-математических наук, старший научный сотрудник, Государственный научный

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

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

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

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович УДК:621.039.51 На правах рукописи Лопаткин Александр Викторович ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ НА ПРИНЦИПАХ ТОПЛИВНОГО И РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА И НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ 05.14.03 «Ядерные

Подробнее

ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Министерство образования Республики Беларусь Учебно-методическое объединение по естественнонаучному образованию УТВЕРЖДАЮ Первый заместитель Министра образования Беларусь (У^'^' А.й. Жук Регистрационный

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

Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС

Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС Определение количества, качества, формы и вида упаковки радиоактивных отходов, возвращаемых после технологического хранения и переработки ОТВС Авторы: А.Н. Дорофеев, А.А. Иващенко, С.Н. Комаров, С.В. Семеновых

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

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

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

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

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

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

Подробнее

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

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

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Что такое ядерное топливо Около половины энергии в Украине вырабатывается

Подробнее

Проблемы ядерной энергетики, которые могут быть решены с использованием источников термоядерных нейронов

Проблемы ядерной энергетики, которые могут быть решены с использованием источников термоядерных нейронов РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Проблемы ядерной энергетики, которые могут быть решены с использованием источников термоядерных нейронов С.А.Субботин Субботин АТОМЭКСПО 2010 Москва,, 7-97 июня 2010 1 Основные

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ИСПОЛЬЗОВАНИЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА В ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРАХ Современная наука рассматривает ядерную энергетику как один из основных источников энергообеспечения человечества

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

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

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

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

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

ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В АКТИВНЫХ ЗОНАХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ ЛЕДОКОЛОВ

ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В АКТИВНЫХ ЗОНАХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ ЛЕДОКОЛОВ УДК 621.039.58 ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В АКТИВНЫХ ЗОНАХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ ЛЕДОКОЛОВ Н.Н. Мельников, В.П. Конухин, В.А. Наумов, С.А. Гусак, А.В. Наумов, Е.В. Караваева

Подробнее

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение

Физическая и ядерная безопасность. Лекция 1. Введение Физическая и ядерная безопасность Лекция 1. Введение 2 Что такое ядерные материалы? ядерные материалы (ЯМ) материалы, содержащие делящиеся вещества, или способные их воспроизвести (например, уран- 238);

Подробнее

НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ПЛУТОНИЯ ПРИ ЕГО ВОВЛЕЧЕНИИ В ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ПЛУТОНИЯ ПРИ ЕГО ВОВЛЕЧЕНИИ В ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ПЛУТОНИЯ ПРИ ЕГО ВОВЛЕЧЕНИИ В ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ Лепендин А.В., Черкашин В.А., Усанов В.И., Коробейников В.В., Маркелов П.И. научный сотрудник, e-mail:

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

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

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

Применение экстракционной хроматографии в радиохимических технологиях выделения стронция-89, стронция-90, иттрия-90, ниобия-95 и стронция-82

Применение экстракционной хроматографии в радиохимических технологиях выделения стронция-89, стронция-90, иттрия-90, ниобия-95 и стронция-82 Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ имени А.И. Лейпунского ИНСТИТУТ ИННОВАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЙ Применение

Подробнее

Переработка ОЯТ будущее ядерной энергетики ПОГЛЯД С.С. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ОАО «ГНЦ НИИАР» ГК «РОСАТОМ»

Переработка ОЯТ будущее ядерной энергетики ПОГЛЯД С.С. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ОАО «ГНЦ НИИАР» ГК «РОСАТОМ» Переработка ОЯТ будущее ядерной энергетики ПОГЛЯД С.С. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ОАО «ГНЦ НИИАР» ГК «РОСАТОМ» "У нас нет времени экспериментировать с призрачными источниками энергии, цивилизация в опасности,

Подробнее

Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность Задачи современной радиохимии

Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность Задачи современной радиохимии Предисловие... 5 От авторов... 6 Список сокращений... 8 Глава первая Радиоактивность... 10 1.1. Задачи современной радиохимии... 10 1.2. Развитие представлений о радиоактивности... 12 1.2.1. Открытие радиоактивности...

Подробнее

. моноизотопами 176 Lu и 176 Yb, к тому же, материалы. . кроме того, производитель имеет возможность

. моноизотопами 176 Lu и 176 Yb, к тому же, материалы. . кроме того, производитель имеет возможность УДК 621.039.8.002:621.039.554 СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ СХЕМ РЕАКТОРНОЙ НАРАБОТКИ ЛЮТЕЦИЯ- 2013 В.А. Тарасов, Е.Г. Романов, Р.А. Кузнецов ОАО ГНЦ НИИАР, Ульяновская область, Димитровград-10 Поступила в редакцию

Подробнее

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN.

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN. АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN. Г. М. Жердев научный сотрудник лаб.103, e-mail: jerdev@ippe.obninsk.ru, раб.тел: +7 084-39 9-54-21 Государственный Научный Центр Российской Федерации Физико Энергетический

Подробнее

СБОРКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР

СБОРКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР СБОРКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ ГОСТ 2850690 ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ

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

ÍÀÄÇÎÐ È ÊÎÍÒÐÎËÜ Â ÑÔÅÐÅ ÁÅÇÎÏÀÑÍÎÑÒÈ. Ó ÅÒ È ÊÎÍÒÐÎËÜ ÄÅËßÙÈÕÑß ÌÀÒÅÐÈÀËÎÂ

ÍÀÄÇÎÐ È ÊÎÍÒÐÎËÜ Â ÑÔÅÐÅ ÁÅÇÎÏÀÑÍÎÑÒÈ. Ó ÅÒ È ÊÎÍÒÐÎËÜ ÄÅËßÙÈÕÑß ÌÀÒÅÐÈÀËÎÂ Ñ. Â. Áåäåíêî, È. Â. Øàìàíèí ÍÀÄÇÎÐ È ÊÎÍÒÐÎËÜ Â ÑÔÅÐÅ ÁÅÇÎÏÀÑÍÎÑÒÈ. Ó ÅÒ È ÊÎÍÒÐÎËÜ ÄÅËßÙÈÕÑß ÌÀÒÅÐÈÀËÎÂ Ó ÅÁÍÎÅ ÏÎÑÎÁÈÅ ÄËß ÌÀÃÈÑÒÐÀÒÓÐÛ Ðåêîìåíäîâàíî â êà åñòâå ó åáíîãî ïîñîáèÿ Ðåäàêöèîííî-èçäàòåëüñêèì

Подробнее

Министерство образования и науки Российской федерации

Министерство образования и науки Российской федерации Министерство образования и науки Российской федерации СЕВЕРСКИЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ - филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего профессионального образования

Подробнее

Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ

Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Л. Девос АРЕВА, Региональный ВП, Россия и СНГ Атомэко, Москва, 10 ноябрь 2015 г. Преимущества переработки и рециклирования ОЯТ Л. Девос 10 ноября 2015 Атомэко

Подробнее

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

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

Подробнее

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

любые последовательные 5 лет, но не более 50 мзв в год 150 мзв 15 мзв

любые последовательные 5 лет, но не более 50 мзв в год 150 мзв 15 мзв 2. ТРЕБОВАНИЯ К ОГРАНИЧЕНИЮ ТЕХНОГЕННОГО ОБЛУЧЕНИЯ В КОНТРОЛИРУЕМЫХ УСЛОВИЯХ 2.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: - персонал (группы

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

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

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

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

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

Подробнее

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» ВАСИЛЬЕВ Александр Владимирович

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» ВАСИЛЬЕВ Александр Владимирович 6r^04-b/V5-b2. РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» На правах рукописи ВАСИЛЬЕВ Александр Владимирович РАЗВИТИЕ КОМПЛЕКСА JARFR И ИССЛЕДОВАНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ИННОВАЦИОННЫХ

Подробнее

Стратегия поиска. Топливообеспечение атомной энергетики. главный калибр тема номера РЭа. 10 октябрь 2011

Стратегия поиска. Топливообеспечение атомной энергетики. главный калибр тема номера РЭа. 10 октябрь 2011 30 главный калибр тема номера РЭа Павел АЛЕКСЕЕВ, директор отделения НИЦ «Курчатовский институт» Станислав СУББОТИН, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Стратегия поиска Топливообеспечение атомной

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

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике

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

Подробнее

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

УЧРЕЖДЕНИЕ РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК Институт физической химии и электрохимии им. А.Н.Фрумкина РАН (ИФХЭ РАН)

УЧРЕЖДЕНИЕ РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК Институт физической химии и электрохимии им. А.Н.Фрумкина РАН (ИФХЭ РАН) 1 УЧРЕЖДЕНИЕ РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК Институт физической химии и электрохимии им. А.Н.Фрумкина РАН (ИФХЭ РАН) Ленинский проспект, 31, корп. 4, Москва, 119991. Тел. 955-46-01. Факс: 952-53 - 08. E-mail:

Подробнее

Список аттестованных методик измерений, разработанных специалистами УМЦУК.

Список аттестованных методик измерений, разработанных специалистами УМЦУК. Список аттестованных методик измерений, разработанных специалистами УМЦУК. 1. МИ «Уран и его соединения. Методика измерений массовой доли изотопа уран-235 в уране с использованием гамма-спектрометра высокого

Подробнее

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

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

Подробнее

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

ДЕТКИНА А.В., КАНАШОВ Б.А., ЛЕЩЕНКО А.Ю., СЕМЕНОВЫХ С.В. ООО НПФ «Сосны», г. Димитровград, Россия

ДЕТКИНА А.В., КАНАШОВ Б.А., ЛЕЩЕНКО А.Ю., СЕМЕНОВЫХ С.В. ООО НПФ «Сосны», г. Димитровград, Россия 51 ДЕТКИНА А.В., КАНАШОВ Б.А., ЛЕЩЕНКО А.Ю., СЕМЕНОВЫХ С.В. ООО НПФ «Сосны», г. Димитровград, Россия РАЗРАБОТКА МЕТОДА РАСЧЕТА КИНЕТИКИ НАКОПЛЕНИЯ ВОДОРОДА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ

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

КОНЦЕПЦИЯ ФРАКЦИОНИРОВАНИЯ ВАО С УХОДОМ ОТ ЗАХОРОНЕНИЯ В ГЛУБОКИЕ ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ

КОНЦЕПЦИЯ ФРАКЦИОНИРОВАНИЯ ВАО С УХОДОМ ОТ ЗАХОРОНЕНИЯ В ГЛУБОКИЕ ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ АО "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина" ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» КОНЦЕПЦИЯ ФРАКЦИОНИРОВАНИЯ ВАО С УХОДОМ ОТ ЗАХОРОНЕНИЯ В ГЛУБОКИЕ ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ФОРМАЦИИ АтомЭко-2017 21 22

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

ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА ДИЭЛЕКТРИКОВ ПРИ НЕЙТРОННЫХ ОБЛУЧЕНИЯХ В БЫСТРОМ БН-600 И ТЕРМОЯДЕРНОМ ДЕМО-С РЕАКТОРАХ

ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА ДИЭЛЕКТРИКОВ ПРИ НЕЙТРОННЫХ ОБЛУЧЕНИЯХ В БЫСТРОМ БН-600 И ТЕРМОЯДЕРНОМ ДЕМО-С РЕАКТОРАХ УДК 539.16 ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА ДИЭЛЕКТРИКОВ ПРИ НЕЙТРОННЫХ ОБЛУЧЕНИЯХ В БЫСТРОМ БН-600 И ТЕРМОЯДЕРНОМ ДЕМО-С РЕАКТОРАХ Д.А. Блохин 1, В.М. Чернов 1, А.И. Блохин 2 1 АО «Высокотехнологический научно-исследовательский

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