Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения

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

Download "Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения"

Транскрипт

1 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 ядерной безопасности хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива I. Общие положения Назначение и область применения 1. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива (далее - Положение) входит в число положений о регулировании безопасности объектов использования атомной энергии (руководств по безопасности), носит рекомендательный характер и не является нормативным правовым актом. 2. Настоящее Положение содержит рекомендации по составу, содержанию и направленности научных работ, обосновывающих обеспечение ядерной безопасности при хранении и транспортировании отработавшего ядерного топлива на объектах использования атомной энергии и за их пределами с учетом выгорания ядерного топлива.

2 2 3. В Положении учтены требования действующих нормативных правовых актов, рекомендации и документы Международного агентства по атомной энергии и соответствующие нормативные правовые акты развитых стран. Нормативные основания для разработки Положения 4. Учет глубины выгорания отработавшего ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности его хранения и транспортирования на объектах использования атомной энергии допускается согласно п. 3.3 и 3.7 «Правил безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии» (НП ). 5. Учет глубины выгорания отработавшего ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности его транспортирования вне территории объектов использования атомной энергии допускается согласно п «Правил безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП ). II. Условия допустимости учета глубины выгорания при обосновании ядерной безопасности 6. Учет глубины выгорания отработавшего ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности обращения с ним согласно требованиям п. 3.7 НП и п НП допускается только в случае наличия специальных установок для измерения глубины выгорания отработавшего ядерного топлива. 7. Учет глубины выгорания отработавшего ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности обращения с ним рекомендуется использовать только в случае соблюдения следующих условий:

3 3 достоверно (с известной погрешностью) известны исходные данные для проведения расчетов, а именно: геометрические и материальные характеристики ядерного топлива, условия его облучения в реакторе, время выдержки после выгрузки из реактора, характеристики системы обращения с отработавшим ядерным топливом; имеются аттестованные программные средства, позволяющие с необходимой точностью определять нуклидный состав отработавшего ядерного топлива и коэффициент размножения нейтронов системы, загруженной этим топливом; принятые административно-технические мероприятия по обращению с отработавшим ядерным топливом предотвращают ошибки при загрузке в систему ядерного топлива. III. Обоснование ядерной безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом 8. Поскольку, согласно требованиям п. 3.2 НП и п НП эффективный коэффициент размножения нейтронов при хранении и транспортировании ядерного топлива не должен превышать 0,95 при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, процесс обоснования ядерной безопасности при хранении и транспортировании отработавшего ядерного топлива заключается в доказательстве того, что эффективный коэффициент размножения нейтронов не превышает 0,95 при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, с учетом требований раздела 3 НП и п НП при хранении, внутриобъектовом транспортировании и межобъектовом транспортировании ядерного топлива, соответственно.

4 4 9. Обоснование ядерной безопасности при хранении или транспортировании отработавшего ядерного топлива с учетом глубины его выгорания состоит из следующих четырех этапов: этап подготовки; этап расчета нуклидного состава отработавшего ядерного топлива; этап расчета коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом; этап обоснования корректности практического применения полученных результатов. Этап подготовки 10. На этапе подготовки обоснования ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом с учетом глубины его выгорания выполняется постановка задачи (например, обоснование ядерной безопасности системы с определенной партией отработавшего ядерного топлива или обоснование ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом в целом), на основании которой определяется список учитываемых при проведении анализа нуклидов, производится выбор программных средств, используемых для проведения расчетов нуклидного состава отработавшего ядерного топлива и расчетов коэффициента размножения нейтронов анализируемой системы с отработавшим ядерным топливом, сбор исходных данных, необходимых для выполнения перечисленных расчетов. К таким данным помимо геометрических и материальных характеристик свежего ядерного топлива относятся условия облучения ядерного топлива в реакторе (например, мощность ТВС и ее изменение в течение облучения, расположение ТВС в реакторе, температура топлива, теплоносителя и замедлителя, наличие МОКС-топлива в активной

5 5 зоне, содержание борной кислоты в теплоносителе, движение органов регулирования, остановы на планово-предупредительный ремонт и перегузки и т.д.), время выдержки отработавшего ядерного топлива после выгрузки из реактора и характеристики системы с отработавшим ядерным топливом (такие, как шаг решетки размещения ТВС, наличие поглотителей нейтронов и т.д.), для которой будет проводиться анализ ядерной безопасности (упаковка, бассейн выдержки и т.д.). 11. В список нуклидов, изменение содержания которых в отработавшем ядерном топливе будет учитываться при проведении расчетов коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом, следует включить все делящиеся нуклиды, вносящие существенный вклад в увеличение коэффициента размножения нейтронов. 12. Нуклиды, присутствие которых в ядерном топливе приводит к уменьшению значения коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом, рекомендуется вносить в список нуклидов, изменение содержания которых в отработавшем ядерном топливе будет учитываться при проведении расчетов коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом, только при соблюдении следующих условий: вклад нуклида в значение коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом может быть оценен с достаточной степенью точности (т.е. нуклид обладает существенным сечением поглощения нейтронов, содержится в отработавшем ядерном топливе в значимых количествах, и имеются экспериментальные данные для оценки точности получения его расчетного содержания);

6 6 нуклид и его основные соединения являются нелетучими при нормальных условиях обращения с ядерным топливом и в случае проектных аварий; нуклид является стабильным или период его полураспада значительно превышает интервал времени с момента выгрузки отработавшего ядерного топлива из реактора до окончания обращения с ним в анализируемой системе с отработавшим ядерным топливом за исключением случаев, когда распад нуклида приводит к уменьшению значения коэффициента размножения нейтронов. 13. Для проведения расчетов изменения нуклидного состава ядерного топлива при облучении в реакторе рекомендуется использовать аттестованные программные средства, удовлетворяющие следующим условиям: параметры анализируемой системы входят в область допустимых параметров согласно аттестационному паспорту программного средства; программное средство позволяет рассчитывать с необходимой точностью изменение содержания нуклидов, которые будут учитываться при проведении расчетов коэффициента размножения нейтронов, в том числе и в течение времени выдержки отработавшего ядерного топлива после окончания его облучения в реакторе; программное средство позволяет моделировать ядерное топливо с необходимой точностью (для корректного моделирования некоторых современных видов топлива использование одномерных программных средств приводит к существенному искажению получаемых результатов);

7 7 программное средство позволяет учитывать в расчетах условия облучения ядерного топлива в реакторе. 14. Для проведения расчетов коэффициента размножения нейтронов анализируемой системы с отработавшим ядерным топливом рекомендуется использовать аттестованные программные средства, удовлетворяющие следующим условиям: параметры анализируемой системы входят в область допустимых параметров согласно аттестационному паспорту программного средства; программное средство позволяет моделировать систему с отработавшим ядерным топливом с необходимой точностью (конструкция ядерного топлива, распределение нуклидного состава по ТВС и т.д.); программное средство имеет соответствующие библиотеки нейтронных констант, содержащие данные по учитываемым в расчетах нуклидам. 15. Для используемых в расчетах исходных данных (геометрических и материальных характеристик свежего ядерного топлива, условий облучения ядерного топлива в реакторе, времени выдержки отработавших ТВС после выгрузки из реактора и характеристик анализируемой системы с отработавшим ядерным топливом) рекомендуется определить погрешности (или допуски). Этап расчета нуклидного состава отработавшего ядерного топлива 16. На этапе расчета нуклидного состава отработавшего ядерного топлива производится расчетное моделирование процесса облучения ядерного топлива в реакторе с последующей его выдержкой с целью определения содержания в отработавшем ядерном топливе нуклидов,

8 8 изменение содержания которых будет учитываться при проведении расчетов коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом, на момент проведения его транспортирования и (или) в период его хранения. 17. В зависимости от поставленной задачи (обоснование ядерной безопасности системы с определенной партией отработавшего ядерного топлива или обоснование ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом в целом) результат расчета нуклидного состава может быть представлен в виде нуклидного состава определенной партии отработавшего ядерного топлива или в виде зависимости нуклидного состава отработавшего ядерного топлива от глубины выгорания и начального обогащения. 18. При определении нуклидного состава отработавшего ядерного топлива рекомендуется консервативно учитывать неопределенность исходных данных (геометрических и материальных характеристик свежего ядерного топлива, условий облучения ядерного топлива в реакторе и времени выдержки отработавшего ядерного топлива), то есть изменять значения исходных данных на величину неопределенности таким образом, который приводит к увеличению значения коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом. 19. При определении нуклидного состава отработавшего ядерного топлива рекомендуется использовать программные средства, позволяющие определять аксиальную и радиальную неравномерность выгорания ядерного топлива. 20. При определении нуклидного состава более чем одной ТВС (например, в случае обоснования ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом в целом или обоснования ядерной

9 9 безопасности большой партии отработавшего ядерного топлива, когда расчет нуклидного состава каждой отдельной ТВС невозможен или нецелесообразен) рекомендуется использовать такие значения исходных данных, которые являются консервативными для всего анализируемого множества отработавших ТВС. Если параметры ТВС анализируемого множества значительно различаются и использование консервативных для всех ТВС исходных данных нецелесообразно (например, существенно различаются значения начального обогащения), множество ТВС рекомендуется разбить на подмножества со схожими параметрами. 21. Поскольку значение коэффициента размножения нейтронов отработавшего ядерного топлива во многом определяется его нуклидным составом, рекомендуется определить погрешность полученного в результате расчета нуклидного состава отработавшего ядерного топлива, связанную с неопределенностью использованных в расчете нейтронно-физических констант, погрешностями методики определения нуклидного состава и примененного программного средства. 22. Если погрешность определения содержания в отработавшем ядерном топливе нуклида, присутствие которого в ядерном топливе приводит к уменьшению значения коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом, настолько велика, что ее учет при определении коэффициента размножения нейтронов делает учет данного нуклида в расчетах нецелесообразным, рекомендуется не учитывать данный нуклид в расчетах.

10 10 Этап расчета коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом 23. На этапе расчета коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерное топливом на основании собранных на этапе подготовки данных о ядерном топливе и системе (конструкция ТВС, шаг решетки размещения ТВС, наличие поглотителей нейтронов и т.д.) и полученных на этапе расчета нуклидного состава концентраций нуклидов создается расчетная модель системы с отработавшим ядерным топливом, с помощью которой определяется коэффициент размножения нейтронов анализируемой системы в нормальных условиях обращения с отработавшим ядерным топливом и в случае аварий. 24. В зависимости от поставленной задачи (обоснование ядерной безопасности системы с определенной партией отработавшего ядерного топлива или обоснование ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом в целом) целью проведения расчетов коэффициента размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом является проверка обеспечения ядерной безопасности обращения с определенной партией отработавшего ядерного топлива в анализируемой системе путем сравнения полученного значения коэффициента размножения нейтронов с критерием ядерной безопасности, или определение условий ядерной безопасности, то есть таких параметров системы с отработавшим ядерным топливом (начальное обогащение, глубина выгорания и шаг размещения отработавшего ядерного топлива, наличие и характеристики замедлителя/теплоносителя, наличие, вид и количество поглотителей нейтронов в системе и т.д.), при которых обеспечивается ее ядерная безопасность. Обычно условия ядерной безопасности представляются в виде кривой загрузки - зависимости минимальной глубины выгорания отработавшего ядерного топлива, необходимой для обеспечения ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом, от начального

11 11 обогащения ядерного топлива при неизменных остальных параметрах системы (таких как шаг решетки размещения ядерного топлива, температура и плотность теплоносителя и т.д.), выбираемых из консервативных приближений (пример кривой загрузки представлен в приложении 2). 25. При создании расчетной модели системы, содержащей отработавшее ядерное топливо, рекомендуется консервативно учитывать аксиальную и радиальную неравномерность выгорания ядерного топлива, которая может существенным образом влиять на коэффициент размножения нейтронов системы с отработавшим ядерным топливом. Учитывать неравномерность можно либо непосредственно задавая в расчетной модели аксиальный и радиальный профиль выгорания ядерного топлива, либо используя такое эквивалентное значение равномерно распределенной по всему объему ядерного топлива глубины выгорания, при которой значение коэффициента размножения нейтронов системы, содержащей отработавшее ядерное топливо, будет меньше или равно значению коэффициента размножения системы, содержащей отработавшее ядерное топливо, определенное с учетом аксиальной и радиальной неравномерности выгорания отработавшего ядерного топлива. 26. При создании расчетной модели системы, содержащей отработавшее ядерное топливо, рекомендуется консервативно учитывать геометрические допуски и неопределенность материального состава конструкционных элементов ТВС и элементов системы, содержащей отработавшее ядерное топливо, а также погрешность определения его нуклидного состава. 27. В соответствии с требованиями НП и НП в расчетах, используемых при обосновании ядерной безопасности обращения с ядерным топливом, должны быть учтены погрешности методов расчета. Поскольку погрешность определения начальных данных была учтена при расчете

12 12 нуклидного состава отработавшего ядерного топлива, а также при создании расчетной модели для определения коэффициента размножения нейтронов, на этапе расчета коэффициента размножения нейтронов отработавшего ядерного топлива рекомендуется определить погрешность значения коэффициента размножения нейтронов отработавшего ядерного топлива, связанную с неопределенностью использованных в расчете нейтроннофизических констант, погрешностями методики определения коэффициента размножения нейтронов и примененного программного средства. Этап обоснования корректности практического применения полученных результатов 28. На этапе обоснования корректности практического применения полученных результатов проводится обоснование эффективности принятых административно-технических мероприятий, направленных на обеспечение выполнений условий ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом, полученных на этапе расчета коэффициента размножения нейтронов. 29. При обосновании корректности практического применения полученных результатов рекомендуется показать, что эффективность принятых административно-технических мероприятий достаточна для обеспечения соответствия параметров системы с отработавшим ядерным топливом условиям ядерной безопасности, полученным на этапе расчета коэффициента размножения нейтронов. 30. В случае представления условий ядерной безопасности системы с отработавшим ядерным топливом в виде кривой загрузки рекомендуется показать, что характеристики загружаемого в систему ядерного топлива соответствуют кривой загрузки, а остальные параметры системы принятым при получении кривой загрузки.

13 В случае обоснования ядерной безопасности определенной партии отработавшего ядерного топлива на этапе обоснования корректности практического применения полученных результатов рекомендуется показать невозможность ошибки идентификации этой партии отработавшего ядерного топлива.

14 14 Приложение 1 к Положению о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива, утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. I. Термины и определения В настоящем документе применяются следующие термины и определения: Выгорание ядерного топлива изменение нуклидного состава ядерного топлива в процессе облучения в реакторе; Глубина выгорания ядерного топлива - доля первоначального количества делящихся нуклидов, которые испытали ядерные превращения в реакторе при воздействии нейтронов; Система с отработавшим ядерным топливом (для настоящего документа) содержащая ядерное топливо совокупность элементов, геометрия, материальный и нуклидный состав которых рассматриваются при обосновании ядерной безопасности.

15 15 Приложение 2 к Положению о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива, утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Пример кривой загрузки для системы обращения с отработавшим ядерным топливом


T расч =,T + k. ,ρ - средняя расчетная плотность теплоносителя в активной зоне;

T расч =,T + k. ,ρ - средняя расчетная плотность теплоносителя в активной зоне; Моделирование эксперимента по возбуждению аксиальных ксеноновых колебаний на 1-ом блоке Волгодонской АЭС Жильцов Д.А., Кавун О.Ю., Стефанов А.А, Ходаковский В.В. - ФГУП «Атомэнергопроект», Кряквин Л.В.,

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

РАСЧЕТ ГЛУБОКИХ ВЫГОРАНИЙ ТОПЛИВА ВВЭР, ВКЛЮЧАЯ MOX ТОПЛИВО

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

Подробнее

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

1. ОРГАНИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ

1. ОРГАНИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ ГОСТ Р 50088-92 ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ РЕАКТОРЫ ЯДЕРНЫЕ ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ (ВВЭР) ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ ГОССТАНДАРТ РОССИИ Москва ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

Подробнее

"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

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ЭКСПЕРТИЗЕ И ВЕРИФИКАЦИИ ПС ПО НАПРАВЛЕНИЮ НЕЙТРОННАЯ ФИЗИКА

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

Тестовая модель активной зоны ВВЭР. Целью работы является создание прецизионной тестовой модели для нейтроннофизических

Тестовая модель активной зоны ВВЭР. Целью работы является создание прецизионной тестовой модели для нейтроннофизических Тестовая модель активной зоны ВВЭР А. В. Тихомиров ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия В. Г. Артемов, А.С. Иванов ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», Сосновый Бор, Россия Целью работы является создание

Подробнее

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ УДК 621.039 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ Госатомнадзор России Москва, 2002 «Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции» устанавливают основ-ные

Подробнее

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

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

Подробнее

АНАЛИЗ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ ВВЭР ПО ПАРАМЕТРАМ МОДЕЛЕЙ ПОДГОТОВКИ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ

АНАЛИЗ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ ВВЭР ПО ПАРАМЕТРАМ МОДЕЛЕЙ ПОДГОТОВКИ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ АНАЛИЗ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ ФИЗИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ ВВЭР ПО ПАРАМЕТРАМ МОДЕЛЕЙ ПОДГОТОВКИ МАЛОГРУППОВЫХ КОНСТАНТ В.В. Брюхин, М.А. Увакин, К.Ю. Куракин, И.Г. Петкевич Постановка задачи Теплогидравлический РК

Подробнее

ОCОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КАССЕТ С УРАН-ГАДОЛИНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440.

ОCОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КАССЕТ С УРАН-ГАДОЛИНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440. ОCОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КАССЕТ С УРАН-ГАДОЛИНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440. Адеев В.А., Кольская АЭС, Полярные Зори Кавун В.О, Кавун О.Ю., ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва Тезисы На Кольской АЭС продолжается

Подробнее

ОПЫТ ВНЕДРЕНИЯ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ РБМК И 2 БЛОКОВ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС

ОПЫТ ВНЕДРЕНИЯ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ РБМК И 2 БЛОКОВ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС ОПЫТ ВНЕДРЕНИЯ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ РБМК-1500 1 И 2 БЛОКОВ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС Воронцов Б.А., Кулько А.Г., Кривошеин Г.С., Маркелов А.И., Негривода Г.П, Власкин В.И. Игналинская

Подробнее

Оглавление 1 Общие положения Результаты опытно-промышленной эксплуатации метода учета глубины выгорания отработавшего ядерного топлива, при

Оглавление 1 Общие положения Результаты опытно-промышленной эксплуатации метода учета глубины выгорания отработавшего ядерного топлива, при Министерство топлива и энергетики Украины Государственное предприятие Национальная атомная энергогенерирующая компания Энергоатом ОП Запорожская АЭС ОЯБ МЕТОДИКА УЧЕТА ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО

Подробнее

ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» (Госкорпорация «Росатом») ПРИКАЗ

ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» (Госкорпорация «Росатом») ПРИКАЗ ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» (Госкорпорация «Росатом») ПРИКАЗ 1 О НОЯ 2016 Москва < ///0 9 3 -/7 Об утверждении и введении в действие стандарта Госкорпорации «Росатом» СТО 95

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

МЕТОДЫ ОЦЕНКИ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ И НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА.

МЕТОДЫ ОЦЕНКИ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ И НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА. МЕТОДЫ ОЦЕНКИ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ И НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА. В.А. Адеев, К.И. Маракулин Кольская АЭС, Полярные Зори В период с 07.11.2011 15.11.2011 г. российские

Подробнее

КОМПЛЕКТЫ УПАКОВОЧНЫЕ ТРАНСПОРТНЫЕ С ОТРАБОТАВШИМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ СБОРКАМИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

КОМПЛЕКТЫ УПАКОВОЧНЫЕ ТРАНСПОРТНЫЕ С ОТРАБОТАВШИМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ СБОРКАМИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ГОСТ 25461-82 М Е Ж Г О С У Д А Р С Т В Е Н Н Ы Й С Т А Н Д А Р Т КОМПЛЕКТЫ УПАКОВОЧНЫЕ ТРАНСПОРТНЫЕ С ОТРАБОТАВШИМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ СБОРКАМИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ТРЕБОВАНИЯ К МЕТОДАМ РАСЧЕТА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14 ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 31 декабря 2002 г. 14 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Подробнее

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ Утверждены Постановлением Федеральной службы по экологическому,

Подробнее

П рави ла ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла

П рави ла ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ П рави ла ядерной безопасности для объектов ядерного топливного

Подробнее

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ НП - 040-02 примеры проектов Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА

Подробнее

Расчет потвэльного энерговыделения при маневрах мощности в ВВЭР с использованием комбинированного метода в комплексе программ САПФИР_95&RC_ВВЭР

Расчет потвэльного энерговыделения при маневрах мощности в ВВЭР с использованием комбинированного метода в комплексе программ САПФИР_95&RC_ВВЭР Расчет потвэльного энерговыделения при маневрах мощности в ВВЭР с использованием комбинированного метода в комплексе программ САПФИР_95&RC_ВВЭР В.Г. Артемов, А.С. Иванов, А.Н. Кузнецов, Ю.П. Шемаев ФГУП

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

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

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

Подробнее

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России)

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ТРЕБОВАНИЯ К ОБОСНОВАНИЮ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ

Подробнее

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу.

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Исполнительный директор ОАО «ТВЭЛ» Д.В. Крылов Москва 06 июня 2012 года Наша цель Поставка Заказчику

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

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

РАЗДЕЛ I ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ГЛАВА 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

РАЗДЕЛ I ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ГЛАВА 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ УТВЕРЖДЕНО Постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь 30.12.2006 72 ПРАВИЛА ядерной безопасности критических стендов РАЗДЕЛ I ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ГЛАВА 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.

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

А.П. Демехин, М.А. Увакин, В.В. Брюхин, А.Н. Устинов ОАО ОКБ Гидропресс, Подольск, Российская Федерация

А.П. Демехин, М.А. Увакин, В.В. Брюхин, А.Н. Устинов ОАО ОКБ Гидропресс, Подольск, Российская Федерация КОНСЕРВАТИВНАЯ МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ВРЕМЕНИ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ИСХОДНОГО СОБЫТИЯ ПРИ МАНЕВРЕННОМ РЕЖИМЕ ИЗМЕНЕНИЯ МОЩНОСТИ ДЛЯ РАСЧЕТОВ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ НА РУ ВВЭР ПО КОДУ КОРСАР/ГП А.П. Демехин, М.А. Увакин,

Подробнее

Лекция 4. Моделирование переноса частиц методом Монте- Карло

Лекция 4. Моделирование переноса частиц методом Монте- Карло Лекция 4 Моделирование переноса частиц методом Монте- Карло Библиотеки ACE содержит в поточечном представлении полную информацию о взаимодействии нейтронов с ядрами при энергии нейтронов от 1.0 10-5 эв

Подробнее

РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРА

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

Подробнее

Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. от 30 декабря 2005 г. 23

Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. от 30 декабря 2005 г. 23 Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 декабря 2005 г. 23 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования

Подробнее

ОГЛАВЛЕНИЕ. Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29

ОГЛАВЛЕНИЕ. Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29 ОГЛАВЛЕНИЕ Список сокращений 13 Предисловие 17 Введение 19 Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29 Глава 1. Основы ядерной и нейтронной физики 29 1.1. Основы ядерной физики 29 1.1.1. Строение

Подробнее

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет»

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

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (РОСТЕХНАДЗОР) ПРИКАЗ. Москва

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (РОСТЕХНАДЗОР) ПРИКАЗ. Москва ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (РОСТЕХНАДЗОР) ПРИКАЗ Москва Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии «Системы аварийного мониторинга

Подробнее

ПОВЫШЕНИЕ МОЩНОСТИ ВВЭР-1000

ПОВЫШЕНИЕ МОЩНОСТИ ВВЭР-1000 60 УДК 621.039.5 Д.А. Соколов, инженер, В.В. Ким, инженер, В.И. Кузнецов, инженер, Южно-Украинская АЭС ПОВЫШЕНИЕ МОЩНОСТИ ВВЭР-1000 Д.О. Соколов, В.В. Кім, В.І. Кузнецов. Підвищення потужності ВВЕР-1000.

Подробнее

ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций

ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО ФГУП «Горно-химический комбинат» комбинат» ФЯО ФГУП «ГХК» - центр обращения с ОЯТ и фабрикации топлива МОКС и РЕМИКС для атомных электростанций

Подробнее

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ СПРАВКА ДЛЯ ВИРТУАЛЬНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА ПОДКРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ НИЯУ МИФИ 2014

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

Подробнее

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

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

Подробнее

БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИИ

БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИИ В.А. Халимончук БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИИ ДИНАМИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С РАСПРЕДЕЛЕННЫМИ ПАРАМЕТРАМИ В ИССЛЕДОВАНИЯХ ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВВЭР и РБМК Киев «Основа» 2008 УДК 621.039 Серия основана

Подробнее

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

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

И.А. Ляшко 1, А.М. Киркин 1, А.В. Курындин 1, А.А. Строганов 1 1 ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва,

И.А. Ляшко 1, А.М. Киркин 1, А.В. Курындин 1, А.А. Строганов 1 1 ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва, ИНФОРМАЦИОННАЯ СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕГУЛИРУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ ВВЭР И РБМК В ТРАНСПОРТНЫХ УПАКОВОЧНЫХ КОМПЛЕКТАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ И.А. Ляшко

Подробнее

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

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

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

Подробнее

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

НУКЛИДНАЯ КИНЕТИКА С УЧАСТИЕМ ЯДЕР ГАФНИЯ И ГАДОЛИНИЯ, НАХОДЯЩИХСЯ В ДОЛГОЖИВУЩИХ ИЗОМЕРНЫХ СОСТОЯНИЯХ И. В. Шаманин 1, М. А.

НУКЛИДНАЯ КИНЕТИКА С УЧАСТИЕМ ЯДЕР ГАФНИЯ И ГАДОЛИНИЯ, НАХОДЯЩИХСЯ В ДОЛГОЖИВУЩИХ ИЗОМЕРНЫХ СОСТОЯНИЯХ И. В. Шаманин 1, М. А. УДК 539.1.09 НУКЛИДНАЯ КИНЕТИКА С УЧАСТИЕМ ЯДЕР ГАФНИЯ И ГАДОЛИНИЯ, НАХОДЯЩИХСЯ В ДОЛГОЖИВУЩИХ ИЗОМЕРНЫХ СОСТОЯНИЯХ И. В. Шаманин 1, М. А. Казарян 2 Показана возможность накопления избыточной энергии в

Подробнее

НАДЕЖНОСТЬ ПРЕДСКАЗАНИЯ ДОППЛЕР ЭФФЕКТА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ.

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

Подробнее

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

Аннотация. Введение. Артемов В.Г., Артемова Л.М., Михеев П.А. ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», Сосновый Бор, Россия ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ И ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ ДЛЯ ОЦЕНКИ ПОГРЕШНОСТИ РАСЧЕТА И ОБОСНОВАНИИ КОНСЕРВАТИЗМА ПРИ АНАЛИЗАХ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ТИПА ВВЭР Артемов В.Г., Артемова

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ. 18 сентября 2000 г МОСКВА 4

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ. 18 сентября 2000 г МОСКВА 4 ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ 18 сентября 2000 г МОСКВА 4 Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области

Подробнее

ТРЕХМЕРНЫЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ. Марьенков А.А., Кавун О.Ю.

ТРЕХМЕРНЫЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ. Марьенков А.А., Кавун О.Ю. ТРЕХМЕРНЫЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Введение Марьенков А.А., Кавун О.Ю. (НТЦ ЯРБ) В данной работе представлены результаты впервые

Подробнее

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

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

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

ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ МОДЕРНИЗАЦИИ ПЕРЕГРУЗОЧНЫХ МАШИН, С УЧЕТОМ ВЫПОЛНЕНИЯ НОВЫХ ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ ТРЕБОВАНИЙ

ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ МОДЕРНИЗАЦИИ ПЕРЕГРУЗОЧНЫХ МАШИН, С УЧЕТОМ ВЫПОЛНЕНИЯ НОВЫХ ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ ТРЕБОВАНИЙ 4-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-25 мая 2005 г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ==================================================================

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет»

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

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

ОПЫТ ФОРМИРОВАНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПРИ РАБОТЕ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ МОЩНОСТИ

ОПЫТ ФОРМИРОВАНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПРИ РАБОТЕ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ МОЩНОСТИ ОПЫТ ФОРМИРОВАНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПРИ РАБОТЕ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ МОЩНОСТИ Адеев В.А., Панов А.Е., Меленчук И.С. Кольская АЭС, Полярные Зори Введение На Кольской АЭСпродолжаетсяэксплуатация

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

СОЧЕТАНИЕ ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ ПОДХОДОВ ПРИ ОЦЕНКЕ РЕАЛИСТИЧНЫХ КРИТЕРИЕВ УСПЕХА СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РУ ВВЭР

СОЧЕТАНИЕ ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ ПОДХОДОВ ПРИ ОЦЕНКЕ РЕАЛИСТИЧНЫХ КРИТЕРИЕВ УСПЕХА СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РУ ВВЭР СОЧЕТАНИЕ ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ ПОДХОДОВ ПРИ ОЦЕНКЕ РЕАЛИСТИЧНЫХ КРИТЕРИЕВ УСПЕХА СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РУ ВВЭР С.Г. Лаптев, А.Н. Козлачков (к. т. н) АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ВВЕДЕНИЕ Безопасность

Подробнее

Официальные документы

Официальные документы Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ Утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому,

Подробнее

ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ СПРАВОЧНАЯ СТАТЬИ ИНФОРМАЦИЯ ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ Ниже представлены краткие

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ ПРИКАЗ от 4 апреля 2017 года N 108 Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила обеспечения

Подробнее

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ КРИТИЧЕСКИХ СТЕНДОВ Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 31 декабря 2004 г. N 9 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ ПРИКАЗ. от 7 февраля 2012 года N 85

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ ПРИКАЗ. от 7 февраля 2012 года N 85 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ ПРИКАЗ от 7 февраля 2012 года N 85 Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Требования

Подробнее

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

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

Подробнее

УДК : М.П. Гусев, В.Л. Данилов РЕЛАКСАЦИЯ ПРУЖИН ГОЛОВНОЙ ЧАСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ

УДК : М.П. Гусев, В.Л. Данилов РЕЛАКСАЦИЯ ПРУЖИН ГОЛОВНОЙ ЧАСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ УДК 621.039.54: 539.3 М.П. Гусев, В.Л. Данилов РЕЛАКСАЦИЯ ПРУЖИН ГОЛОВНОЙ ЧАСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ Разработана математическая модель для расчета релаксации силы сжатия пружины, работающей в условиях

Подробнее

б jh C 4 j / -, Москва

б jh C 4 j / -, Москва б jh C 4 j / -, Москва 43 Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности»

Подробнее

Выход ОАО «ТВЭЛ» на международные рынки. Валентин Борисович ИВАНОВ первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ»

Выход ОАО «ТВЭЛ» на международные рынки. Валентин Борисович ИВАНОВ первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ» Выход ОАО «ТВЭЛ» на международные рынки Валентин Борисович ИВАНОВ первый заместитель директора ОАО «ВНИИНМ» Базовое предприятие ГК «Росатом» по разработке твэлов, топлива, оболочек, комплектующих ТВС и

Подробнее

В. Г. Артемов, В. И. Гусев, Р. Э. Зинатуллин, А. С. Карпов ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», Сосновый Бор, Россия

В. Г. Артемов, В. И. Гусев, Р. Э. Зинатуллин, А. С. Карпов ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», Сосновый Бор, Россия Исследование влияния точности расчета параметров запаздывающих нейтронов на результаты моделирования экспериментов по определению эффективности аварийной защиты ВВЭР В. Г. Артемов, В. И. Гусев, Р. Э. Зинатуллин,

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

РАЗРАБОТКА РАСПРЕДЕЛЕННОЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ТВС В ПК КОРСАР/ГП

РАЗРАБОТКА РАСПРЕДЕЛЕННОЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ТВС В ПК КОРСАР/ГП РАЗРАБОТКА РАСПРЕДЕЛЕННОЙ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОЙ И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ТВС В ПК КОРСАР/ГП Руководитель: И.Г. Петкевич Автор: А.И. Синегрибова ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия Введение В данное

Подробнее

ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ ПНАЭ Г

ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ ПНАЭ Г Правила и нормы в атомной энергетике Утверждены Постановлением Госпроматомнадзора СССР ot31.10.91 1 2 ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Подробнее

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

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

Подробнее

Положение о переводе ядерных материалов в категорию радиоактивных отходов

Положение о переводе ядерных материалов в категорию радиоактивных отходов Министерство природных ресурсов и экологии Российской Федерации ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому

Подробнее

СЕКЦИЯ 3 «РАСЧЕТЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ»

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

Подробнее

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

1. Введение. 2. Методические подходы к расчету переноса нейтронов СОПОСТАВЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТА ПЛОТНОСТИ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА ОПОРНЫЕ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА ВВЭР-1000, ПОЛУЧЕННЫХ НА ОСНОВЕ РАЗЛИЧНЫХ МЕТОДИЧЕСКИХ ПОДХОДОВ Автор доклада: А.В. Сидоров Руководитель

Подробнее

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

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

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

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

Подробнее

Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. от 5 сентября 2006 г. 4

Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору. от 5 сентября 2006 г. 4 Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 5 сентября 2006 г. 4 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной

Подробнее

СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ

СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ ПЕРЕЧЕНЬ ДЕЙСТВУЮЩИХ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ 1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97).

Подробнее

ТЕСТ ПО МОДУЛЮ 3 (тема 5, 6, 7) 1. Что такое моделирование?

ТЕСТ ПО МОДУЛЮ 3 (тема 5, 6, 7) 1. Что такое моделирование? ТЕСТ ПО МОДУЛЮ 3 (тема 5, 6, 7) 1. Что такое моделирование? А) Это процесс познания объекта Б) Это процесс построения и использования модели В) Это процесс представления объекта исследования Г) Это процесс

Подробнее

ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ ОБРАЩЕНИЯ С ТОПЛИВОМ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ АЭС С ВВЭР. Д.В.Суров, Д.О. Титов, Н.А. Иванов

ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ ОБРАЩЕНИЯ С ТОПЛИВОМ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ АЭС С ВВЭР. Д.В.Суров, Д.О. Титов, Н.А. Иванов УДК 621.039.76 ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ ОБРАЩЕНИЯ С ТОПЛИВОМ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ АЭС С ВВЭР Д.В.Суров, Д.О. Титов, Н.А. Иванов Введение В данном сообщении рассматривается оборудование, используемое при обращении

Подробнее