Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов"

Транскрипт

1 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 Курчатовский Институт, пл. Курчатова, Москва, Россия, Реакторы, охлаждаемые водой со сверхкритическими параметрами - один из шести типов реакторов, выбранных для проекта Generaton IV [1]. В них используется вода высокой температуры и давления с параметрами выше критической точки. В сравнении с легководными реакторами, они имеют более высокий экономический потенциал - более высокий КПД (порядка 45%, в то время как для современных легководных реакторах КПД 35%), более компактный, с меньшими затратами на прокачку теплоносителя. В данной статье представлена двухконтурная ЯЭУ с прямоточным парогенератором ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов. Положительный пустотный эффект является основной проблемой данного типа реакторов, однако решить ее с традиционными видами топлива не представляется возможным. В работе представлены результаты расчетов реактора СКД-600 с добавлением в топливо "постоянных" компонент замедлителя BeO, ZrH 2. Рассматривались так же варианты с измененной геометрией (с добавлением центральной зоны воспроизводства и другие гетерогенные компоновки). Добавление BeO приводит к значительному улучшению ПЭР. Исследования показали, что используя BeO можно добиться отрицательного значения ПЭР. Также на улучшение ПЭР влияет изменение геометрических размеров активной зоны (уплощение АЗ, уменьшение толщины или отказ от воспроизводящих зон). Необходимо отметить, что добавление BeO в топливо отрицательно сказывается на эффективной доли запаздывающих нейтронов. В конце кампании при выведенных из активной зоны органах СУЗ. Рассматривались варианты компоновок реактора с добавлением тория в зоны воспроизводства, что так же позволяет снизить величину ПЭР. Рассматривалась работа реактора в замкнутом топливном цикле. В данном варианте в активную зону реактора вводилась центральная ториевая зона воспроизводства для снижения величины пустотного эффекта. Замыкание топливного цикла осуществлялось по плутонию и урану-233. Расчеты проводились на программном комплексе CONSUL[2]. Программный комплекс CONSUL, предназначенный для расчета активных зон реактора, был создан в начале 90-х гг. Вычисление характеристик ядерных реакторов осуществляется на основе взаимосогласованных расчетов нейтронных, температурных и изотопных полей. До 2007 г. ПК CONSUL использовался в основном для расчета характеристик топливных загрузок реакторов типа ВВЭР и был верифицирован на значительном количестве бенчмарк задач. Наличие современной константной базы (69 и 172 групповые библиотеки на основании файлов оцененных данных ENDFB-VII, ENDFB-VI, JENDL-3.2, JEF2.2) и гибкое построение расчетного модуля позволяет использовать ПК CONSUL для расчетов широкого круга реакторных установок работающих как в тепловом, так и в быстром спектре. Программный комплекс был адаптирован для расчета реакторных систем со сверхкритическим давлением. Основные технические параметры базового варианта компоновки АЗ парового СКД (ПСКД-600[3]) даны в таблице 1. Более высокие параметры пара на входе в парогенератор позволяют достичь более высокой термодинамической эффективности, однако из-за этого невозможно использовать сплавы циркония для оболочек твэлов. Поэтому в качестве материала оболочек были выбраны ферритно-мартенситные стали. Технические характеристики ПСКД реактора Таблица 1

2 Характеристика ПСКД Электрическая мощность, отпускаемая в сеть, МВт 600 Тепловая мощность, МВт 1430 КПД АЭС (брутто / нетто), % 42.5 / 40 Содержание U- (Pu) в АЗ / U- в БЗВ, % (16.5) / 0.2 Топливо АЗ / Бланкет МОХ / UОХ Энерговыработка (средняя по реактору), Мвт*сут/кг тм 54.5 Давление теплоносителя в реакторе/перед турбиной, МПа 25.0 / 23.0 Температура теплоносителя на входе/выходе реактора, С 390 / 500 Гидравлическое сопротивление активной зоны, МПа 0.15 Высота активной зоны, мм 1500 Толщина бокового/верхнего/нижнего бланкетов, мм 144 / 250 / 250 Материал оболочки Спектр сталь быстрый Выгорание(среднее по активной зоне) МВт*сут/кг т.а. 54,3 Изотопный состав загружаемого в АЗ Pu(/239/240/241/) 2.58/58.47/26.45/5.53/6.97% соответствует среднему для из тепловых реакторов типа ВВЭР. S1= мм h1= 9.49 мм S1= мм h1= мм S2= мм d1= 8.4 мм S2= мм d1= 9.65 мм S3= мм d1= 0.5 мм S3= мм d1= 0.5 мм Рис. 1 Картограмма ТВС АЗ (слева) и БЗВ (справа) реакторной установки ПСКД-600 Основные конструктивные характеристики ТВС активной зоны и БЗВ представлены в таблице 2 и рисунке 2. Основные конструктивные характеристики ТВС активной зоны и БЗВ Таблица 2

3 Характеристика Ед. изм. Величина Высота активной зоны м 1.50 Толщина торцевых экранов верхнего/нижнего м 0.25/0.25 Высота газовой полости твэл м 0.50 Геометрия ТВС шестигранная очехлованная Число твэлов (компактов) в ТВС шт. - активной зоны - бокового экрана Тип твэлов (компактов) стержневой Материал оболочки твэла Толщина оболочки твэла - в ТВС активной зоны - в ТВС бокового экрана мм сталь типа ЧС ТВС 1-ого типа (7 шт.) - 4 года ТВС 2-ого типа (42 шт.) - 4 года ТВС 3-его типа (84 шт.) - 4 года ТВС4-ого типа (150 шт.) - 4 года ТВС 5-ого типа (66 шт.) - 6 лет ТВС БЗВ (72 шт.) 8 лет Кластер РС (1 шт.) Кластер КС (12 шт.) Кластер АЗ (15 шт.) тип ТВС базовый вариант, (%PuO 2 в МОХ топливе) Рис. 2 Картограмма размещения ТВС различного типа в АЗ реакторной установки ПСКД-600 Основные нейтронно-физические характеристики топливного цикла РУ ПСКД-600 для базового варианта компоновки АЗ приведены в таблице 3. Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600. Таблица 3 Параметр Размерность ПСКД-

4 600 Длинна микрокампании сут. 330 Количество микрокампаний АЗ/БЗВ 4/8 Топливная загрузка - боковой экран Среднее выгорание топлива в стационарном цикле: - в активной зоне - в торцевых экранах - в боковом экране Максимальное выгорание топлива в стационарном цикле Годовой расход топлива - боковые экраны тонн тм Мвт*сут/кг тм Мвт*сут/кг тм 96 тонн тм / год Запас критичности на выгорание % 2.0 КН= ( m U 233 U Pu239 mpu241) + ( m U 233 mu Pu ) КН активной зоны КН торцевых экранов КН бокового экрана Наработка Pu= ( + загружаемого = В активной зоне В торцевых экранах В боковом экране Pu ) Pu ) = загруженного Кг/ год Достаточно большой коэффициент накопления для АЗ РУ СКД-600 и быстрый спектр приводят к незначительным изменениям критичности отдельных кассет и твэлов в течение микрокомпании. Увеличение вклада экранов, как в энерговыделение, так и в накопление плутония может быть получено в результате оптимизации загрузки. Наличие приводов СУЗ в верхнем торцевом экране дает резкое уменьшение в наработке Pu. При профилировании учитывалась двухзаходное прохождение теплоносителя через ТВС БЗВ и крайний ряд (5-ый тип) ТВС АЗ. На рисунке 3 представлено изменение значения коэффициента размножения в зависимости от средней плотности теплоносителя на начало и конец кампании для базового варианта. Кэфф Keff (начало) Keff (конец) ср. плотность теплоносителя г/см3 Рис. 3 Изменение значения коэффициента размножения в зависимости от средней плотности теплоносителя на начало и конец кампании.

5 Для анализа особенностей рассматриваемой РУ на рисунке 3 приводится усредненный по активной зоне спектр нейтронов (спектр нормирован на 1.). Для сравнения на рисунках приводятся также аналогичные спектры для быстрого натриевого реактора БН-1200 [5] и ВВЭР-1000 [4]. Как видно из приведенных результатов, спектр нейтронов в рассматриваемом реакторе в номинальном режиме сравнительно близок в существенной своей части (в пределах изменения плотности потока нейтронов на 2 порядка) к спектру нейтронов в реакторе БН-1200 и становиться значительно мягче в области ниже 100 кэв. Энергия, МэВ 1.E-09 1.E-07 1.E-05 1.E-03 1.E-01 1.E+01 1.E E+06 ВВЭР-1000 БН-1200 Быстрый СКД (рабочий) 1.0E E E E E E E-01 Ф, отн. ед. 1.0E E E E E-06 Рис. 4 Спектры нейтронов в активной зоне ПСКД-600, БН-1200 и ВВЭР-1000 На рисунке 5 представлены усредненные спектры нейтронов по активной зоне ПСКД- 600 в номинальном, обезвоженном и залитым холодной водой состояниях. Энергия, МэВ 1.E-09 1.E-07 1.E-05 1.E-03 1.E-01 1.E+01 1.E E+05 Быстрый СКД (обезвоживание) Быстрый СКД (рабочий) 1.0E+04 Быстрый СКД (залитый) 1.0E E E E E-01 Ф, отн. ед. 1.0E E E E E-06

6 Рис. 5 Спектры нейтронов в активной зоне ПСКД-600 в номинальном, обезвоженном и залитом холодной водой состоянии. Как видно из представленных на рисунке 5 зависимостях, при обезвоживании гомогенной активной зоны происходит резкий сдвиг спектра нейтронов из быстро-резонансной области в быструю, с соответствующим увеличением реактивности. Это обуславливает большую величину положительного пустотного эффекта в гомогенной активной зоне с MOX - топливом. Одной из основных проблем для быстрых реакторов является проблема положительного пустотного эффекта (ПЭР). В таблице 4 представлены некоторые параметры нейтронной кинетики РУ ПСКД-600, без применения набора имеющихся технических решений для оптимизации ПЭР. Некоторые параметры нейтронной кинетики РУ ПСКД-600. Параметр ед. изм. ПСКД-600 Доля запаздывающих нейтронов, βэфф ПЭР $ 5.9 Допплеровский коэффициент реактивности, α(т) Плотностной коэффициент реактивности, α(γ тн ) 9.6 1/K 2.2E-5 2.2E-5 1/(г/см 3 ) -8.1E E-02 Таблица 4 В таблице 5 представлены значения весов различных групп органов регулирования (в соответствии с рисунком 2.4). Таблица 5 Веса групп органов регулирования РУ СКД-600. наименование шт. кластеров вес, $ группы (*7 кассет) РС КС АЗ все СУЗ Основной проблемой для быстрых реакторов является проблема положительного пустотного эффекта. Существуют следующие пути снижения ПЭР за счет: - снижения паразитного поглощения нейтронов в АЗ; - выбора изотопного состава Pu с повышенным содержанием 241 Pu и пониженным содержанием 240 Pu; - снижение рабочей температуры топлива; - уменьшение размеров активной зоны, их профилирования, введение повышенного уплощения; - снижение объемной доли топлива в АЗ; - применение гетерогенной модульной и кольцевой компоновки реактора; - введение в АЗ постоянно присутствующего замедлителя (BeO, ZrH 2 ); - профилирование размещения MOX топлива с вовлечением вставок с ThO 2 и с (Th- 233 U) O 2 по высоте и по радиусу активной зоны.

7 В данной статье рассматривалось влияние на ПЭР топливной составляющей. Ниже представлены варианты компоновок с введением постоянно присутствующего замедлителя BeO, а так же активная зона с центральной ториевой зоной воспроизводства, работающая в замкнутом топливном цикле. Нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 с ЦЗВ с обедненным ураном. Для достижения улучшенных показателей пустотного эффекта реактивности был рассмотрен вариант с размещением зоны воспроизводства внутри активной зоны (см. рисунок 6). Основные характеристики обогащения топливной части ТВС приведены в таблице 6 (типы ТВС соответствуют расположению на рисунке 2). Толщина внутренней части зоны воспроизводства составляет 40 см. Внешний ряд ТВС 5-ого типа не содержит зоны воспроизводства по всей длине. Профилирование осуществляется за счет различного содержания BeO в топливе при содержании Pu 21%вес. В боковой отражатель добавлен ZrH м 0.14м 2.45 м 0.14м 0.14м 0.8м АЗ 0.4м БЗВ 5 -тип ЦЗВ 5 -тип БЗВ 0.8м тип Рис. 6 Схематический радиальный разрез реакторной установки СКД-600 с ЦЗВ. Основные характеристики обогащения топливной части ТВС ПСКД-600 с ЦЗВ. Таблица 7 тип ТВС вариант, %PuO 2 в МОХ топливе %BеO в матрице (об.) Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 с ЦЗВ приведены в таблице 8. Управление величиной ПЭР сказывается на основных параметрах активной зоны, таких как: критические параметры, запас критичности на выгорание, среднее достижимое выгорание, коэффициент накопления. Таблица 8 Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600. Параметр Ед. изм. Значения Длинна микрокампании сут. 330 Топливная загрузка тонн тм

8 - боковой экран 12.7 Среднее выгорание топлива в Мвт*сут/кг тм стационарном цикле: - в активной зоне - в торцевых экранах - в боковом экране Максимальное выгорание топлива в Мвт*сут/кг тм 91 стационарном цикле Годовой расход топлива - боковые экраны тонн тм / год Запас критичности на выгорание % 2.8 КН= ( mu 233 U ( mu 233 U КН активной зоны КН торцевых экранов КН бокового экрана Наработка Pu= ( = В активной зоне В торцевых экранах В боковом экране Pu239 Pu 239 ) ) Pu загружаемого Pu ) Pu ) = загруженного Кг/ год bэфф ПЭР a(т) a(g) Основные динамические характеристики РУ ПСКД-600. Параметр ед. изм. Значения $ /K -2.1E-5-2.1E-5 1/(г/см 3 ) -4.5E E-02 Таблица 9 Данный вариант компоновки за счет увеличения утечки и эффективного использования BeO позволяет добиться наименьшего значения ПЭР вначале кампании. Веса групп органов регулирования РУ ПСКД-600 с ЦЗВ. наименование группы вес, $ шт. кластеров (*7 кассет) РС Таблица 10 КС

9 АЗ все СУЗ Нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 с ториевой ЦЗВ Активная зона реактора Основные конструктивные характеристики активной зоны представлены в таблице 11. Картограмма размещения ТВС в активной зоне реактора показана на рисунке 7. Радиальный разрез представлен на рисунке 8. В активной зоне реактора присутствуют три группы ТВС с различным содержанием PuO 2 : 16, 18.5 и 21%(вес.) соответственно. В основном варианте конструкции активной зоны к первой группе относятся ТВС типа 1 и типа 2, ко второй группе относятся ТВС типа 3 и 4, к третей группе ТВС типа 5 (см. рисунок 7). В торцевых и боковых зонах воспроизводства находится обедненный уран с содержанием U 0.2%(вес.). В центральной части АЗ размещена зона с ThO 2, необходимая для обеспечения приемлемого пустотного коэффициента реактивности. Система управления и защиты РУ СКД-600 состоит из набора кластеров. Каждый кластер объединяет стержни ПЭЛ размещенные в 6-ти направляющих каналах 7-ми ТВС (см. рисунок 2). ПЭЛ кластеров РС и КС содержат естественный бор, а в кластерах АЗ бор повышенного обогащения (80% 10 B). Кластеры КС компенсируют запас на выгорание и выводятся из АЗ в течение микрокомпании. Основные конструктивные характеристики активной зоны Таблица 11 Характеристика Ед. изм. Значение Число ТВС (ТК) в активной зоне шт. 349 Число ТВС в боковой зоне воспроизводства (БЭ) шт. 72 Высота активной зоны м 1.70 Толщина торцевых экранов верхнего/нижнего м 0.15/0.15 Толщина центральной ториевой вставки м 0.3 Шаг расположения ТВС см Число приводов ОР СУЗ в активной зоне - кластеры РС (В 4 С) - кластеры КС (В 4 С) - кластеры АЗ (В 4 С - 80% 10 B) шт Вид топлива (Pu-U)O 2 Топливная загрузка (MOX) - торцевые и боковой экраны (UO 2 (обедн.)) - центральная зона (ThO 2 ) тонн тм

10 Изотопный состав Pu, загружаемого в АЗ Pu- Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu- % тип ТВС базовый вариант, (%PuO 2 в МОХ топливе) Рис. 7 Картограмма размещения ТВС различного типа в АЗ реакторной установки ПСКД-600

11 0.15м 0.14м 0.14м 2.45м 0.14м 0.14м ТЗВ (UO2) 0.7м АЗ (MOX) 0.3м БЗВ ЦЗВ БЗВ (UO2) (ThO2) (UO2) 0.7м 0.15м ТЗВ (UO2) Рис. 8 Схематический радиальный разрез реакторной установки ПСКД-600 Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 В таблице 12 представлены основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД- 600; основные коэффициенты реактивности активной зоны приведены в таблице 13; веса групп органов регулирования реактора представлены в таблице 14. Таблица 12 Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600. Параметр Ед. изм. Значения Длинна микрокампании сут. 330 Топливная загрузка - центральная зона - боковой экран Среднее выгорание топлива в стационарном цикле: - в активной зоне - в центральной зоне - в торцевых экранах - в боковом экране Максимальное выгорание топлива в стационарном цикле Годовой расход топлива - центральная зона - боковые экраны тонн тм Мвт*сут/кг тм Мвт*сут/кг тм 75.1 тонн тм / год Запас критичности на выгорание % 1.5 КН= ( mu 233 U ( mu 233 U КН активной зоны КН центральной зоны КН торцевых экранов Pu239 Pu 239 ) ) Pu загружаемого

12 КН бокового экрана Наработка Pu= ( = В активной зоне В центральной зоне (U 233 ) В торцевых экранах В боковом экране Pu ) Pu ) = загруженного Кг/ год 0+48(U 233 ) (U 233 ) Параметры нейтронной кинетики РУ ПСКД-600. Таблица 13 Параметр ед. изм. ПСКД-600 Доля запаздывающих нейтронов, βэфф ПЭР $ Допплеровский коэффициент реактивности, α(т) 1/K -2.1E E-05 Плотностной коэффициент реактивности, α(γ) 1/(г/см 3 ) -4.5E E-02 Таблица14 Веса групп органов регулирования РУ ПСКД-600. шт. наименование вес, $ кластеров группы вариант а) (*7 кассет) РС КС АЗ все СУЗ На рисунке 9 представлено изменение значения коэффициента размножения в зависимости от средней плотности теплоносителя на начало и конец кампании. На рисунке 10 представлено изменение значения коэффициента размножения в зависимости от температуры топлива на начало кампании. В течение компании существенного изменения доплеровского коэффициента реактивности не происходит.

13 Рис. 9 Изменение значения коэффициента размножения в зависимости от средней плотности теплоносителя на начало и конец кампании. Рис. 9 Изменение значения коэффициента размножения от температуры топлива на начало кампании. Замыкание топливного цикла При использовании для замыкания топливного цикла только плутония, полученного в ходе работы реактора, рециклирование невозможно из-за нехватки топлива. Поэтому для работы реактора в замкнутом топливном цикле необходимо добавлять уран, наработанный в центральной ториевой зоне воспроизводства. Однако при использовании всего полученного урана уже при третьем рецикле обнаруживается рост конечного k eff, таким образом можно говорить об избытке топлива. В связи с этим для дальнейших расчетов использовалось топливо с 70% получаемого урана. Через 5-6 циклов устанавливается новый состав Pu: Pu(/239/240/241/) 0.53/52.55/35.82/6.32/4.68% На рис.10 представлено изменение состава плутония при рецикле.

14 Рис. 10 Изменение состава плутония при рецикле. Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 В таблице 12 представлены основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД- 600; основные коэффициенты реактивности активной зоны приведены в таблице 13; веса групп органов регулирования реактора представлены в таблице 14. Таблица 12 Основные нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600. Параметр Ед. изм. Значения Длинна микрокампании сут. 330 Топливная загрузка - центральная зона - боковой экран Среднее выгорание топлива в стационарном цикле: - в активной зоне - в центральной зоне - в торцевых экранах - в боковом экране Максимальное выгорание топлива в стационарном цикле Годовой расход топлива - центральная зона - боковые экраны тонн тм Мвт*сут/кг тм Мвт*сут/кг тм 87.8 тонн тм / год Запас критичности на выгорание % 1.5 КН= ( mu 233 U ( mu 233 U КН активной зоны КН центральной зоны КН торцевых экранов КН бокового экрана Pu239 Pu 239 ) ) Pu загружаемого

15 Наработка Pu= ( = В активной зоне В центральной зоне (U 233 ) В торцевых экранах В боковом экране Pu ) Pu ) = загруженного Кг/ год 0+50(U 233 ) (U 233 ) Параметры нейтронной кинетики РУ ПСКД-600. Таблица 13 Параметр ед. изм. ПСКД-600 Доля запаздывающих нейтронов, βэфф ПЭР $ Допплеровский коэффициент реактивности, α(т) 1/K -2.04E E-05 Плотностной коэффициент реактивности, α(γ) Заключение 1/(г/см 3 ) -6.23E E-01 В данной работе рассматривался один из типов реакторов с СКД - быстрый легководный реактора ПСКД-600. Основной проблемой быстрых реакторов охлаждаемых пароводяной смесью с закритическими параметрами является высокое значение пустотного эффекта реактивности (ПЭР). Значительная часть исследования посвящена решению этой проблемы. Расчеты показали эффективность использования перспективных видов топлива, таких как ThO 2, топливо с добавлением постоянно присутствующего замедлителя BeO. Введение их в позволяет существенно снизить величину ПЭР. Как показали исследования, не удается снизить ПЭР до отрицательных значений. Однако при обезвоживании происходит увеличение температуры топлива и положительный пустотный эффект реактивности компенсируется Доплер эффектом. Путем изменения состава и компоновки реактора удалось снизить значение ПЭР до приемлемого уровня (при котором данная компенсация возможна). Для дальнейших исследований выбран вариант с ЦЗВ с ThO 2, торцевыми экранами по 10см и высотой АЗ 1,8м. Для данного варианта рассматривалась возможность собственного замкнутого топливного цикла. В качестве топлива использовалось МОХ-топливо с плутонием полученным в ходе работы реактора и добавкой 70% урана, полученного в ториевой ЦЗВ. Литература 1. A Technology Roadmap for Generaton IV Nuclear Energy Systems, GIF , US DOE Nuclear Energy Research Advsory Commttee and the Generaton IV Internatonal Forum (2002). 2. В.Ф. Цибульский, А.В.Чибиняев. CONSUL-программа уточненного комплексного расчета ядерного реактора// ВАНТ, сер. ФЯР, 1995, вып.3, стр П.Н.Алексеев, А.А.Седов, А.В.Чибиняев и др. «Двухконтурный вариант ВВЭР-СКД одноходовой активной зоной и с быстро-резонансным спектром нейтронов» Отчет РНЦ КИ, инв 36-10/08-09, от А.К.Горохов, Ю.Г.Драгунов, Г.Л.Лунин, А.Н.Новиков и др. Обоснование нейтроннофизических и радиационных частей проектов ВВЭР. - М.:ИКЦ "Академкнига", Evaluaton of Benchmark Calculatons on a Fast Power Reactor Core wth Near-Zero Sodum Vod Effect // IAEA TECDOC-731, 1994.

Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Москва, 7-10 июня 2010 г. Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения

Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Москва, 7-10 июня 2010 г. Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения Международный форум АТОМЭКСПО 2010 Москва, 7-10 июня 2010 г. Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения 1 Ближайшая целевая задача АЭС-2006 М (он же АЭС АЭС-2010, он же АЭС

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

"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

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

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

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

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

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

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

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

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

НОВАЯ СТРУКТУРА ПОСТРОЕНИЯ ВЫСОКОНАДЕЖНОЙ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

НОВАЯ СТРУКТУРА ПОСТРОЕНИЯ ВЫСОКОНАДЕЖНОЙ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 4707 УДК 621.039.577 НОВАЯ СТРУКТУРА ПОСТРОЕНИЯ ВЫСОКОНАДЕЖНОЙ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА М.Х. Дорри Институт проблем управления им. В.А. Трапезникова РАН Россия, 117997,

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

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ УДК621.039.524.441 РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ И.И.Лощаков, А.Л.Сироткина Санкт-Петербургский государственный политехнический университет Saint-Petersburg

Подробнее

ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С.

ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С. УДК 621.039.546.8 ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С. Эволюционный ряд бесчехловых ТВС ВВЭР

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

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

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция Проект реакторной установки с реактором ВВЭР мощностью 1200 МВт эл. (АЭС-2006) основан на многолетнем опыте, полученном

Подробнее

Цикл Карно и цикл Ренкина на насыщенном и перегретом паре

Цикл Карно и цикл Ренкина на насыщенном и перегретом паре Цикл Карно и цикл Ренкина на насыщенном и перегретом паре Цикл Карно на водяном паре Цикл Карно является наиболее эффективным циклом теплового двигателя Цикл Карно состоит из двух адиабатных процессов

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

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

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

Подробнее

Результаты оценки экономии природного урана, ЕРР и изотопный состав топлива Сравнение технико-экономических характеристик

Результаты оценки экономии природного урана, ЕРР и изотопный состав топлива Сравнение технико-экономических характеристик 2 СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ ВВЕДЕНИЕ.... 6 ГЛАВА 1. ОБЗОР ПО ОСОБЕННОСТЯМ ЗАМЫКАНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ... 19 1.1. Актуальность и мировой опыт замыкания топливного цикла с реакторами

Подробнее

Исследовательские ядерные установки в Республике Беларусь

Исследовательские ядерные установки в Республике Беларусь Ежегодное совещание Коалиции исследовательских реакторов Содружества Независимых Государств, г. Алматы, Казахстан, 23-26 августа 2016 года Исследовательские ядерные установки в Республике Беларусь С.Н.Сикорин

Подробнее

ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС. Тема. ПГ в тепловой схеме АЭС

ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС. Тема. ПГ в тепловой схеме АЭС ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС Тема. ПГ в тепловой схеме АЭС Основные вопросы Понятие парогенератора, теплоносителя и рабочего тела Принципиальные схемы генерации пара на АЭС. Сравнительные достоинства и недостатки

Подробнее

ВНЕРЕАКТОРНЫЙ КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ВВЭР АППАРАТУРОЙ АКНП-АКЭ. Аннотация

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

Подробнее

Перспективы и новые продукты.

Перспективы и новые продукты. МЕЖДУНАРОДНЫЙ ФОРУМ «АТОМЭКСПО 2012» Перспективы и новые продукты. Леонов В.Н. (ОАО ВНИИАЭС) Москва, 4-6 июня 2012 г. Структура мировой ядерной энергетики в зависимости от сценария ее развития Обозначения:

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

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

U0 2. Рис Схематическое изображение твэла

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

Подробнее

СТАРКОВ Владимир Александрович

СТАРКОВ Владимир Александрович ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ На правах рукописи УДК 621.039.5 СТАРКОВ Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Подробнее

Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций

Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций Проектно-конструкторский филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» Д.В. Бугаев 02.10.2014 Цели Проекта «ВВЭР-ТОИ» Создать конкурентоспособный

Подробнее

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ КАК ОБЪ- ЕКТЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ КАК ОБЪ- ЕКТЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ УДК: 62-533.65 ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ КАК ОБЪ- ЕКТЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ студент гр. 10309114 Лукьянчик А. Ю. Научный руководитель Чигарев А. В. Белорусский национальный технический университет Минск,

Подробнее

Решение многогруппового уравнения для эквивалентного реактора

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

Подробнее

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

Теплогидравлика однозаходной активной зоны ВВЭР-СКД. Гидропрофилирование и устойчивость

Теплогидравлика однозаходной активной зоны ВВЭР-СКД. Гидропрофилирование и устойчивость Теплогидравлика однозаходной активной зоны ВВЭР-СКД. Гидропрофилирование и устойчивость А.Н. Чуркин, П.В. Ягов, О.В. Мохова ОКБ ГИДРОПРЕСС, Подольск, Россия Тезисы. В настоящее время ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (г.

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

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

1. Номинальная тепловая мощность реактора, МВт

1. Номинальная тепловая мощность реактора, МВт 1 Проект активной зоны для РУ АЭС-2006. Авторы: Драгунов Юрий Григорьевич, Рыжов Сергей Борисович, Васильченко Иван Никитович, Кобелев Сергей Николаевич, Вьялицын Виктор Васильевич Аннотация Проект АЭС-2006,

Подробнее

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА кандидат геологоминералогических наук доцент О.А. Максимова Ядерная энергия - это энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях. Ядерная энергетика

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

Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях.

Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях. Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях. ЛЕКЦИИ ПРАКТИЧЕСКИЕ ЗАНЯТИЯ ФОРМА ОТЧЕТНОСТИ 27 ЧАСОВ 27 ЧАСОВ ЭКЗАМЕН

Подробнее

Использование технологии SimInTech в Виртуальной АЭС с РУ ВВЭР компании ОАО «СПбАЭП» Козлов О.С., Петухов В.Е., Тимофеев К.А., Паршиков И.А.

Использование технологии SimInTech в Виртуальной АЭС с РУ ВВЭР компании ОАО «СПбАЭП» Козлов О.С., Петухов В.Е., Тимофеев К.А., Паршиков И.А. Использование технологии SimInTech в Виртуальной АЭС с РУ ВВЭР компании ОАО «СПбАЭП» Козлов О.С., Петухов В.Е., Тимофеев К.А., Паршиков И.А. Москва, 2013 Виртуальная АЭС «Виртуальный энергоблок АЭС с ВВЭР»

Подробнее

Перегудов Антон Александрович ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ РАСЧЕТА НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ И ОЦЕНКИ ИХ ПОГРЕШНОСТЕЙ

Перегудов Антон Александрович ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ РАСЧЕТА НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ И ОЦЕНКИ ИХ ПОГРЕШНОСТЕЙ На правах рукописи Перегудов Антон Александрович ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ РАСЧЕТА НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ И ОЦЕНКИ ИХ ПОГРЕШНОСТЕЙ Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические

Подробнее

Институт ядерной энергетики и технической физики. Кафедра «Атомные и тепловые станции»

Институт ядерной энергетики и технической физики. Кафедра «Атомные и тепловые станции» МИНОБРНАУКИ РОССИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙУНИВЕРСИТЕТ ИМ. Р.Е. АЛЕКСЕЕВА» (НГТУ)

Подробнее

является первым, оценочным приближением для гомогенных реакторов больших размеров ряд результатов интегральные и качественные

является первым, оценочным приближением для гомогенных реакторов больших размеров ряд результатов интегральные и качественные Метод многих групп До настоящего времени для решения задач физики ядерных реакторов мы использовали одногогрупповой метод. Мы полагали что в реакторе присутствуют нейтроны только одной энергии то есть

Подробнее

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

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

Подробнее

ОПТИМИЗАЦИЯ ГЕОМЕТРИИ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ПАРОГЕНЕРАТОРА ДЛЯ РУ БН-1200

ОПТИМИЗАЦИЯ ГЕОМЕТРИИ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ПАРОГЕНЕРАТОРА ДЛЯ РУ БН-1200 ОПТИМИЗАЦИЯ ГЕОМЕТРИИ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ПАРОГЕНЕРАТОРА ДЛЯ РУ БН-1200 Руководитель: М.В. Смирнов Автор доклада: Г.В. Лосевской, В.А. Лахов, Д.А. Лахов Введение В соответствии с Федеральной целевой

Подробнее

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

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

Подробнее

«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

Институт Физико-технический Направление подготовки Ядерные физика и технологии Кафедра Физико-энергетических установок

Институт Физико-технический Направление подготовки Ядерные физика и технологии Кафедра Физико-энергетических установок Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Подробнее

СБОРНИК ЗАДАЧ. по дисциплине «Экономические вопросы атомной отрасли» для студентов по специальности «Ядерные реакторы и материалы»

СБОРНИК ЗАДАЧ. по дисциплине «Экономические вопросы атомной отрасли» для студентов по специальности «Ядерные реакторы и материалы» МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

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

Министерство образования Российской Федерации. Обнинский институт атомной энергетики

Министерство образования Российской Федерации. Обнинский институт атомной энергетики Министерство образования Российской Федерации Обнинский институт атомной энергетики Факультет повышения квалификации и профессиональной переподготовки специалистов В.Ф. Украинцев УЧЕБНОЕ ПОСОБИЕ ЭФФЕКТЫ

Подробнее

КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Подробнее

1. «Холодный» реактор; 2. Точечно-параметрическое приближение; 3. Реактивность первоначально критическому реактору сообщается самым простым и жёстким

1. «Холодный» реактор; 2. Точечно-параметрическое приближение; 3. Реактивность первоначально критическому реактору сообщается самым простым и жёстким 1. «Холодный» реактор; 2. Точечно-параметрическое приближение; 3. Реактивность первоначально критическому реактору сообщается самым простым и жёстким образом - мгновенным скачком. Характер реального процесса

Подробнее

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

Подробнее

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

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

Подробнее

Опыт создания систем контроля после аварий на АЭС с разрушением топлива

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

Подробнее

УДК Очистка регенерированного урана в каскадах с обогащением 235 U до 5 %

УДК Очистка регенерированного урана в каскадах с обогащением 235 U до 5 % УДК 621.039.516.22 Очистка регенерированного урана в каскадах с обогащением 235 U до 5 % Палкин В.А. (Уральский федеральный университет, г. Екатеринбург) Для сведения к минимуму радиационной опасности

Подробнее

ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС РАСЧЕТА КРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ МЕТОДОМ МОНТЕ-КАРЛО. Рыбкин А.С., Залялов А.Н., Малькин А.Г., Огнев С.П., Рослов В.И.

ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС РАСЧЕТА КРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ МЕТОДОМ МОНТЕ-КАРЛО. Рыбкин А.С., Залялов А.Н., Малькин А.Г., Огнев С.П., Рослов В.И. Российский федеральный ядерный центр Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики ИНСТИТУТ ТЕОРЕТИЧЕСКОЙ И МАТЕМАТИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС РАСЧЕТА КРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ

Подробнее

ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР. ПРОБЛЕМЫ ПОВЫШЕНИЯ МОЩНОСТИ И ВОЗМОЖНЫЕ ПУТИ РЕШЕНИЯ Руководитель: С.А. Харченко Автор: Д.А. Лахов

ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР. ПРОБЛЕМЫ ПОВЫШЕНИЯ МОЩНОСТИ И ВОЗМОЖНЫЕ ПУТИ РЕШЕНИЯ Руководитель: С.А. Харченко Автор: Д.А. Лахов ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР. ПРОБЛЕМЫ ПОВЫШЕНИЯ МОЩНОСТИ И ВОЗМОЖНЫЕ ПУТИ РЕШЕНИЯ Руководитель: С.А. Харченко Автор: Д.А. Лахов Очевидно, что основой развития атомной энергетики в мире являются и сохранят

Подробнее

КИНЕТИКА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

КИНЕТИКА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Е. Ф. Селезнев КИНЕТИКА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Под редакцией академика РАН А. А. Саркисова Москва Наука 03 УДК

Подробнее

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ОБОРУДОВАНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ОБОРУДОВАНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ОБОРУДОВАНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ ОГЛАВЛЕНИЕ Введение... 8 Глава 1. Тепловые схемы и аппараты ТЭС и АЭС как объекты моделирования... 14 1.1. Тепловые схемы ТЭС с общим паропроводом

Подробнее

Аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП) для модернизации 5, 6 энергоблоков АЭС «Козлодуй»

Аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП) для модернизации 5, 6 энергоблоков АЭС «Козлодуй» Аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП) для модернизации 5, 6 энергоблоков АЭС «Козлодуй» Авторы: Э.О. Кулешин (АО «СНИИП»), Д.А. Малёнкин (ЗАО «СНИИП СИСТЕМАТОМ») В данном докладе показаны предложения

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

Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле

Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле Введение Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В. ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского С 2000 г. во многих странах ведутся разработки реакторов

Подробнее

ТЕПЛОВОЙ И ГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА С ВОДЯНЫМ КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

ТЕПЛОВОЙ И ГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА С ВОДЯНЫМ КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет

Подробнее

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

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

Подробнее

Многопрофильная инженерная олимпиада «Будущее России» Профиль «Ядерная энергетика и технологии» Отборочный тур гг.

Многопрофильная инженерная олимпиада «Будущее России» Профиль «Ядерная энергетика и технологии» Отборочный тур гг. Многопрофильная инженерная олимпиада «Будущее России» Профиль «Ядерная энергетика и технологии» Отборочный тур 2014-15гг. 7-8 класс 1. Что такое радиация, где и при каких условиях она возникает? Каковы

Подробнее

РАСЧЕТНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОПТИМАЛЬНОГО УСИЛИЯ ПОДЖАТИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В ХОДЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ

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

Подробнее

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

РЕФЕРАТ НА ТЕМУ: МГУ им. М.В. Ломоносова. «Атомная энергия. Принцип работы атомного реактора. Зачем обогащать уран» Физический факультет

РЕФЕРАТ НА ТЕМУ: МГУ им. М.В. Ломоносова. «Атомная энергия. Принцип работы атомного реактора. Зачем обогащать уран» Физический факультет МГУ им. М.В. Ломоносова Физический факультет РЕФЕРАТ НА ТЕМУ: «Атомная энергия. Принцип работы атомного реактора. Зачем обогащать уран» Выполнил: студент 2 курса, гр. 214 Туровецкий М.В. г. Москва, 2016

Подробнее

Глазюк Я.В., Житченко М.Л., Саламаха Б.С., Алферов В.П., Мартазов Е.С.

Глазюк Я.В., Житченко М.Л., Саламаха Б.С., Алферов В.П., Мартазов Е.С. Глазюк Я.В., Житченко М.Л., Саламаха Б.С., Алферов В.П., Мартазов Е.С. Акционерное общество «Красная Звезда» Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Основные сложности при создании ШКК

Подробнее

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ БАССЕЙНА ВЫДЕРЖКИ И ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ БАССЕЙНА ВЫДЕРЖКИ И ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ БАССЕЙНА ВЫДЕРЖКИ И ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ А.В. Подопригора, И.И. Свириденко, А.Ю. Москаленко Инженер Хмельницкая АЭС Украина Актуальность работы

Подробнее

5. БОР Бор-10. Содержание в естественной смеси: 19.8±0.3%. Спин основного состояния: Файлы

5. БОР Бор-10. Содержание в естественной смеси: 19.8±0.3%. Спин основного состояния: Файлы 5. БОР 5.1. Бор-10 Содержание в естественной смеси: 19.8±0.3%. Спин основного состояния: 3 +. 1. Файлы Реакции 10 B(n,α) (MT=107) и 10 B(n,αγ 1 ) (MT=801) используются в качестве стандартов при измерении

Подробнее

И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ. Курс лекций. Лекция 29. ЯДЕРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ И ИЗДЕЛИЯ

И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ. Курс лекций. Лекция 29. ЯДЕРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ И ИЗДЕЛИЯ 1 И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ Курс лекций Лекция 29. ЯДЕРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ И ИЗДЕЛИЯ Содержание 1. ФУНКЦИОНАЛЬНЫЕ МАТЕРИАЛЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2 1.1 Ядерное горючее 2 1.2 Топливо для реакторов на тепловых

Подробнее

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

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

Подробнее

МЕТОДИКА ОЦЕНКИ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ РАСЧЕТНЫХ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС И АНАЛИЗА НАДЕЖНОСТИ ЯЭУ. Введение

МЕТОДИКА ОЦЕНКИ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ РАСЧЕТНЫХ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС И АНАЛИЗА НАДЕЖНОСТИ ЯЭУ. Введение МЕТОДИКА ОЦЕНКИ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ РАСЧЕТНЫХ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС И АНАЛИЗА НАДЕЖНОСТИ ЯЭУ Н.В. Щукин, А.А. Семенов, С.М. Гололобов НИЯУ «МИФИ», г. Москва, Российская Федерация Введение Целью значительного

Подробнее

и технологическая проработка применимости системы удержания расплава и «Конструкторская действующих АЭС с серийной РУ В-320»

и технологическая проработка применимости системы удержания расплава и «Конструкторская действующих АЭС с серийной РУ В-320» 1 УДК 621.039.586 «Конструкторская и технологическая проработка применимости системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора (СУРОК) для действующих АЭС с серийной РУ В-320» Докладчик Кочетков

Подробнее

РАСЧЕТ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ ПТУ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ

РАСЧЕТ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ ПТУ СУДОВОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Подробнее

RU (11) (51) МПК G21C 15/18 ( )

RU (11) (51) МПК G21C 15/18 ( ) РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК G21C 15/18 (2006.01) 167 923 (13) U1 R U 1 6 7 9 2 3 U 1 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22)

Подробнее

ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ

ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ Общие положения замедления k эфф p з p т Непосредственно с процессом замедления нейтронов в реакторе связана величина p з вероятность избежать утечки замедляющихся нейтронов.

Подробнее

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

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

Подробнее

ОЦЕНКА ХАРАКТЕРИСТИК ГОДОСКОПА РЕАКТОРА МИГР

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

Подробнее

Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности

Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Форум «АТОМЭКСПО 2012» Экспертный анализ Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Кузнецов В.П., Демин В.Ф., Макаров В.И., Молчанов А.С., Созонюк

Подробнее

СРАВНЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ВЫБРОСОВ РАДИОНУКЛИДОВ АЭС ЕВРОПЫ

СРАВНЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ВЫБРОСОВ РАДИОНУКЛИДОВ АЭС ЕВРОПЫ УДК 621.039.5:502.3(1-924) Васянович М.Е., Дерябина Д.М., Пышкина М.Д. СРАВНЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ ВЫБРОСОВ РАДИОНУКЛИДОВ АЭС ЕВРОПЫ В данной работе был произведено сравнение удельных показателей выбросов

Подробнее

ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ

ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ УДК 735.29 ИННОВАЦИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ Савкин А.Н. Научный руководитель ассистент кафедры экономики и международного бизнеса горно-металлургического комплекса Шишкина Н.А. Сибирский федеральный университет

Подробнее

Гомогенный реактор с отражателем в одногрупповом приближении

Гомогенный реактор с отражателем в одногрупповом приближении Гомогенный реактор с отражателем в одногрупповом приближении Важным результатом, полученным нами при рассмотрении гомогенных реакторов различной формы, является наличие существенной неравномерности распределения

Подробнее

Международный научно-технический журнал «ТЕОРИЯ. ПРАКТИКА. ИННОВАЦИИ» ИЮЛЬ 2017 МАШИНОСТРОЕНИЕ

Международный научно-технический журнал «ТЕОРИЯ. ПРАКТИКА. ИННОВАЦИИ» ИЮЛЬ 2017 МАШИНОСТРОЕНИЕ УДК 621.03 ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ПОВЫШЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И СПОСОБ ОТВЕДЕНИЯ ТЕПЛА ОТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПУТЕМ ЕСТЕСТВЕННОЙ КОНВЕКЦИИ ГЕЛИЯ Каминская Е.Л. Национальный исследовательский

Подробнее

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

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

Подробнее

Лекция Динамические характеристики котла Общие положения

Лекция Динамические характеристики котла Общие положения План: Лекция 20 Статические и динамические характеристики парогенератора 20.1 Общие положения 20.2 Статистические характеристики 20.3 Динамические характеристики котла. 20.1 Общие положения В процессе

Подробнее

КРИТЕРИИ ОБОСНОВАНИЯ ПРОЕКТНЫХ РЕШЕНИЙ

КРИТЕРИИ ОБОСНОВАНИЯ ПРОЕКТНЫХ РЕШЕНИЙ КРИТЕРИИ ОБОСНОВАНИЯ ПРОЕКТНЫХ РЕШЕНИЙ Критерий выбора решений - приведенные затраты 1 З = * К + И = Е * К + И Т н и Наивыгоднейший - вариант, величина приведенных затрат которого наименьшая Недостатки

Подробнее

Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации»

Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации» Карта научно-технических компетенций АО «Наука и инновации» Н.М. Манцевич Е.А. Ильина 07 октября 2016 года Зачем нужна карта Чтобы добиться успеха, нужно работать не только руками, но и головой. Джон Д.

Подробнее

Изготовление реакторной феррито-мартенситной ДУО-стали методом спарк-плазменного спекания

Изготовление реакторной феррито-мартенситной ДУО-стали методом спарк-плазменного спекания НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ» Лаборатория электромагнитных методов производства новых материалов 346 Изготовление реакторной феррито-мартенситной ДУО-стали методом спарк-плазменного

Подробнее

РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ НЕЙТРОНОВ РАЗЛИЧНЫХ БЕНЧМАРК- ЭКСПЕРИМЕНТОВ В РАМКАХ ВЕРИФИКАЦИИ PSG-2/SERPENT

РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ НЕЙТРОНОВ РАЗЛИЧНЫХ БЕНЧМАРК- ЭКСПЕРИМЕНТОВ В РАМКАХ ВЕРИФИКАЦИИ PSG-2/SERPENT РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ НЕЙТРОНОВ РАЗЛИЧНЫХ БЕНЧМАРК- ЭКСПЕРИМЕНТОВ В РАМКАХ ВЕРИФИКАЦИИ PSG-2/SERPENT Синегрибов С.В., Аникин А.Ю., Курындин А.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва,

Подробнее

Ф 0 = Ф(exp - Кd).(1),

Ф 0 = Ф(exp - Кd).(1), Прохождение моноэнергетического фотонного или нейтронного излучения через образцы происходит с частичной потерей излучения вследствие различных процессов его взаимодействия с материалом образца. Это могут

Подробнее