НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ"

Транскрипт

1 НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Александрова Е.Н., Мельников К.Г. Государственный Научный Центр Российской Федерации Физико Энергетический Институт имени академика А.И. Лейпунского г. Обнинск ВВЕДЕНИЕ В последние годы мировое энергетическое сообщество проявляет интерес к применению в ядерной энергетике тяжелых теплоносителей (свинца и эвтектического сплава свинец висмут), способных в силу своих свойств (малое сродство к кислороду, высокие температуры кипения) обеспечить ядерным энергетическим установкам внутренне присущую безопасность. В России, обладающей приоритетом в освоении этих теплоносителей, ведутся разработки ряда проектов АЭС и АТЭЦ, охлаждаемых тяжелыми теплоносителями/1/. В этом ряду находятся и проработки, представленные в данном докладе. ГНЦ РФ ФЭИ совместно с ОКБ «Гидропресс» проводятся проработки исследовательского реакторного комплекса ТЖМР, охлаждаемого теплоносителем свинец - висмут. В настоящем докладе представлены результаты расчетных исследований нейтронно-физических характеристик исследовательского реакторного комплекса ТЖМР c реакторным модулем тепловой мощностью ~30 МВт. Основные задачи, которые могли бы быть решены на таком реакторном комплексе: - Ядерно-физические исследования; - Исследования и испытания конструкционных материалов и топливных композиций; - Исследование инженерных аспектов использования ТЖМТ; - Освоение технологии новых (модифицированных) жидкометаллических теплоносителей в условиях реальной эксплуатации при совокупном воздействии радиационных, температурных и временных факторов; - Испытания термоэмиссионных преобразователей энергии; - Нейтронографические исследования; - Производство трековых мембран; - Производство радиоизотопов;

2 - Реализация методов и средств нейтронно-захватной и нейтронной терапии онкологических больных. Стремление создать такой реактор на традиционных для установок с теплоносителем свинец- висмут решениях не позволило получить в реакторе нейтронные потоки выше 1, н/см 2 с /2/. Это привело к необходимости проработки исследовательского реакторного комплекса на новых для установок с этим теплоносителем технических решениях. К таким взаимосвязанным решениям относятся: - повышение удельной мощности активной зоны до ~600 квт/л; - покассетная сборка-разборка активной зоны; - применение перегрузочной машины; - вынос исполнительных органов СУЗ за пределы активной зоны (в боковой отражатель) и др. В докладе показано, что подобные технические решения, которые применяются в реакторах, могут обеспечить высокий уровень нейтронного потока (~2, н/см 2 с), предоставляющий уникальные возможности для проведения широкого класса фундаментальных и прикладных исследований в области физики, материаловедения, радиационной медицины. 1. КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА На рисунке 1 представлен общий вид реакторного модуля. Активная зона набирается из 139 очехлованных ТВС размером под ключ 38,3мм, которые устанавливаются, и закрепляются в нижней опорной плите по треугольной решетке с шагом 39,3мм. В каждой ТВС имеется 7 твэлов, расположенных по треугольной решетке с шагом 13,6 мм. Твэл представляет собой заполненную топливной композицией стальную трубку-оболочку с внешним диаметром 12 мм, толщиной 0,4 мм, с четырьмя спиральными ребрами на внешней поверхности для дистанционирования твэлов. В нижней части твэльной трубки располагается нижний торцевой отражатель из стали, а в верхней части - компенсационный объем для сбора газообразных продуктов деления. Размеры отражателя и компенсационного объема будут уточнены на дальнейших стадиях проработки. Чехол ТВС выполнен в виде шестигранной трубы 38,3х0,5мм, которая приварена к верхней и нижней решеткам и образует вместе с ними силовой каркас ТВС. При предварительных проработках конструкции ТВС предполагалось, что центральный элемент в ней будет использоваться для крепления и перемещения ТВС. Поэтому при оценке нейтронно-физических характеристик принято, что в ТВС содержится 6 твэлов и 1 стальной стержень.

3 С учетом вышесказанного общее число твэлов в активной зоне составляет N тв = 834 шт., загрузка реактора по тяжелым атомам G т.а. = 361 кг. Внешний ряд ТВС дополняется установкой 12 шестигранных стальных пакетов (СП) с таким же размером "под ключ", как у ТВС. Эти пакеты образуют часть бокового отражателя реактора. При необходимости СП могут заменяться штатными или нештатными ТВС. Все ТВС и СП установлены в стальную обойму с внешним диаметром 530 мм. За обоймой со стороны боковой поверхности находится стальной боковой отражатель (БО) толщиной 200 мм. БО представляет собой разрезную (по секторам) конструкцию, часть которой используется в качестве подвижных органов СУЗ компенсирующих и регулирующих стержней (КС, РС). В неподвижной части БО предусмотрены каналы для размещения стержней аварийной защиты (АЗ). В боковом отражателе реактора выполнены четыре наклонные проходки под ампульные и петлевые каналы, нижние части которых располагаются вблизи внешней поверхности обоймы активной зоны. Такое решение позволяет увеличить значения нейтронных потоков в каналах по сравнению с вариантом их вертикального размещения, при котором из-за наличия перегрузочной машины каналы вынужденно сместились бы на периферию отражателя, т.е. в область низких потоков. По оси реактора может быть организована проходка под центральный экспериментальный канал диаметром ~50 мм и имеется возможность производить установку экспериментальных ТВС, подобных по конструкции штатным ТВС, непосредственно в активную зону. Реактор имеет горизонтальные каналы, среди которых два канала диаметром 80 мм предназначены для вывода нейтронных пучков с поверхности активной зоны за пределы внешней радиационной защиты для проведения различных диагностических и терапевтических процедур, связанных с нейтронным облучением пациентов. В качестве дополнительного экспериментального устройства в составе реакторного модуля имеется большой канал усилителя нейтронного потока (конвертора) подкритического бланкета, вынесенного за боковой отражатель реактора, для которого основная активная зона служит внешним источником. Основная активная зона и зона конвертора соединены каналом нейтроноводом. Такой конвертор даст возможность проведения разного рода технологических испытаний не только отдельных твэлов, но и относительно крупногабаритных изделий, например, макетов опытных ТВС. На данной стадии проработок система охлаждения конвертора объединена с системой охлаждения активной зоны реактора, однако габариты канала конвертора позволяют организовать контур его автономного охлаждения. В этом случае возможности канала расширяются, например, он сможет использоваться для проведения исследований с различными перспективными теплоносителями.

4 Некоторые данные о конструкции активной зоны приведены в таблице 1, а сама конструкция показана на рис РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ОСНОВНЫХ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА И ОРГАНОВ СУЗ Расчеты проводились для мононитрида урана UN с эффективной плотностью γ =12,5 г/см 3 (эффективная плотность по урану γ = 11,8 г/см 3 ). Под эфф UN эффективной плотностью понимается плотность материала с учетом зазоров на распухание топливного сердечника. Нейтронно-физические характеристики реактора рассчитаны для его первоначальной загрузки с обогащением топлива по урану ,6%, одинаковым для всех ТВС. На настоящей стадии не рассматривались алгоритмы частичных перегрузок и ядерно-физический состав активной зоны, соответствующий установившемуся режиму. На основании предварительных оценочных расчетов принято, что длительность межперегрузочного периода (микрокампания) составляет τ = 2000 эффективных часов. Расчеты большинства нейтронно-физических характеристик выполнены по программе MCNP /4/, реализующей расчет реактора методом Монте-Карло, с использованием микроконстант с детальной энергетической зависимостью на базе библиотеки ENDFB-V. Изменение реактивности за микрокампанию оценено в 26-групповом диффузионном приближении в двумерной цилиндрической геометрии с использованием программного комплекса RZA/PC /3/ и системы констант БНАБ. Начальная загрузка реактора по урану- 235 составляет G 5 = 161 кг. Требуемая эффективность подвижных органов СУЗ определена исходя из безусловного выполнения требований нормативных документов по ядерной безопасности. Результаты расчета нейтронно-физических характеристик реактора с начальной загрузкой приведены в таблице 2. Средняя глубина выгорания топлива в ТВС за микрокампанию составляет 0,7 % т.а. Если принять, в качестве максимально допустимой глубины выгорания значение 10% т.а., то при максимальной объемной неравномерности распределения осколков 1,4 полное время пребывания ТВС в реакторе составит эфф. часов (10 микрокампаний). Таким образом, число ТВС, заменяемых при каждой перегрузке в установившемся режиме шт. Спектр нейтронов в нескольких точках по радиусу реактора в его центральной плоскости показан на рис.3. эфф U

5 3. КАНАЛ-УСИЛИТЕЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА (КОНВЕРТОР) Предварительный расчёт нейтронно-физических характеристик конвертора проводился по программе MCNP с системой констант ENDF/B-V на упрощенной расчетной модели (рис.4), в которой конвертор задавался в виде гомогенной цилиндрической области, окружённой стальным отражателем. Диаметр конвертора был взят равным 32 см, высота 37,2 см; толщина отражателя 16,5 см. Состав «активной зоны» конвертора по высоте был взяты таким же, как в «основном» реакторе. Были рассмотрены два варианта отражателя основного реактора в направлении на конвертор: сплошной и с отверстием для вывода потока нейтронов с поверхности основной активной зоны. Рассчитывались следующие параметры конвертора: полное энерговыделение в kэфф конверторе, влияние конвертора на величину основного реактора, радиальное распределение нейтронного потока в системе «реактор-конвертор». Результаты расчётов приводятся на рис.5 и в таблице 3 Для оценки эффекта реактивности от добавления конвертора были посчитаны коэффициенты размножения комплекса без конвертора полученная расчётная k эфф величина =0,9937, с конвертором при отсутствии отверстия в отражателе 0,9939, с конвертором и дополнительным отверстием 0,9878. Таким образом влияние конвертора на общую величину коэффициента размножения менее 0,6%. При этом доля полного энерговыделения в зоне конвертора по отношению к основной активной зоне составляет соответственно 3 и 5% (0,94 и 1,43 МВт при мощности основной активной зоны 30 МВт). На дальнейшей стадии проектирования предполагается исследование возможностей увеличения уровня нейтронного потока и изменения спектра в конвертере за счёт использования отражателя из различных материалов, внесения замедлителя, применения профилирования по обогащению, а также изменения высоты активной части ТВС конвертора и формы нейтроновода. ЗАКЛЮЧЕНИЕ В результате расчетов получены нейтронно-физические характеристики исследовательского многоцелевого реакторного комплекса на базе высокопоточного (до~2, н/cм 2 с) быстрого реактора тепловой мощностью 30 МВт, охлаждаемого теплоносителем свинец-висмут. Проведены расчеты двухзонной системы, включающей основную активную зону и подкритический конвертор. При этом конвертор позволил увеличить уровень потока за корпусом реактора на три порядка до величины ~ 2,0x10 14 н/(см 2 с).

6 В дальнейшем предполагается провести исследования двухзонных систем с другими конструкциями конвертора, направленные на улучшение параметров рассматриваемого исследовательского реактора. БЛАГОДАРНОСТИ Авторы доклада выражают благодарности А.В. Дедулю, О.Г. Комлеву, Н.Н. Новиковой, Чекунову В.В. за помощь в подготовке доклада, ценные советы и рекомендации при написании доклада. СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 1. Г.И. Тошинский и др. СВБР 75/100: Концепция реактора, возможные области применения. Доклад в США, штат Вирджиния, г. Арлингтон на конференцию ICONE-10, апреля 2002 г. 2. Е.Н Александрова, Ю.В. Бойко. Результаты расчетного исследования нейтроннофизических характеристик многоцелевого исследовательского реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Доклад на Симпозиум Международной Ассоциации Молодых Атомщиков, г. Висагинас, Игналинская АЭС, Литва, 31 июня-6 июля 2002 г. 3. В.И.Аржанов, А.В.Воронков, Л.Я.Исакова, Н.Н.Новикова. Система автоматизации физического проектирования ядерно-энергетических установок. Препринт ФЭИ- 2326, Обнинск, 1993 г. 4. MCNP 4C - Monte Carlo N-Particle Transport Code System. Los Alamos National Laboratory, ССС-700, 2000 г.

7 ПРИЛОЖЕНИЕ Таблица 1. Данные о конструкции активной зоны исследовательского реактора ТЖМР. Параметр Значение Тепловая мощность, Мвт 30 Размеры активной зоны D оп x H, мм 520 х 372 Диаметр оболочки твэла, мм 12 х 0,4 Шаг треугольной решетки твэлов в ТВС, мм 13,6 Число элементов в ТВС 7(в расчетах принято 6 твэлов + центральный элемент крепления) Размер ТВС "под ключ", мм 38,3 Шаг ТВС, мм 39,3 Число ТВС 139 Энергонапряженность активной зоны, квт/л 600 Топливная композиция UN Загрузка, кг т.а. 361 Обогащение топлива по урану-235, % 44,6 Таблица 2. Нейтронно-физические характеристики реактора с начальной загрузкой. Параметр Значение Загрузка по урану-235, кг 161 Длительность микрокампании τ, эфф. часы 2000 Изменение реактивности за микрокампанию, % 0,7 Максимальная неравномерность "подогревного" поля энерговыделения 1,29 K r max Требуемая эффективность системы КС (РС), % 2,5 Требуемая эффективность стержней АЗ, % 1,05 Расчетная эффективность 4-х КС, % 2,7 Расчетная эффективность 4-х стержней АЗ, % 1,05 Потоки нейтронов на уровне центральной плоскости активной зоны Местоположение по радиусу реактора центральная ТВС стальной пакет БО Место расположения ЭК Интегральный поток, н/см 2 сек 2, , , Флюенс быстрых нейтронов 6, , , (Е > 0,1 Мэв) за 1 год, н/см 2 Повреждающая доза для стали за 1 год, с.н.а ,0 / Максимальное значение по длине канала (в нижней части канала).

8 Таблица 3. Распределение среднего потока для различных конфигураций системы «реактор-конвертор». Расстояние от центра аз, см Поток, н см Конвертор отсутствует Поток без дополнительного отверстия в отражателе -20,42 1,48E+15 1,46E+15 1,50E+15 2 с При наличии отверстия в отражателе аз -13,61 1,98E+15 2,00E+15 2,02E+15-6,81 2,34E+15 2,35E+15 2,38E ,46E+15 2,49E+15 2,48E+15 6,81 2,34E+15 2,37E+15 2,34E+15 13,61 1,98E+15 1,99E+15 1,94E+15 20,42 1,48E+15 1,47E+15 1,34E ,86E+14 7,04E+14 5,49E ,85E+14 4,98E+14 4,62E ,43E+14 3,58E+14 4,04E ,13E+14 2,31E+14 3,77E ,01E+14 1,72E+14 2,59E ,92E+13 1,60E+14 2,44E ,47E+13 1,74E+14 2,63E ,79E+12 1,70E+14 2,64E ,25E+12 1,57E+14 2,43E ,23E+11 1,45E+14 2,17E ,58E+11 1,25E+14 1,94E ,97E+10 1,04E+14 1,60E ,34E+11 7,91E+13 1,25E ,33E+09 5,27E+13 8,46E ,91E+13 6,10E ,72E+13 4,05E+13

9 Верхний блок радиационной защиты Большая поворотная пробка A Исполнительные механизмы СУЗ, 8 шт. Малая поворотная пробка Вход теплоносителя 2 контура Промежуточный теплообменник, 4 шт. Буферная полость Выход теплоносителя 2 контура Уровень теплоносителя Обогрев корпуса модуля Корпус модуля Конвертор Страховочный корпус модуля Б Б Канал термостатирования Внутрикорпусная радиационная защита Активная зона Стальной боковой отражатель Раздаточная камера Входная камера реактора Стальной отражатель А Б-Б В В Рис. 1. Реакторный модуль

10 подвижный орган СУЗ (КС) неподвижная часть стального отражателя ТВС стальной пакет канал стержня АЗ возможное место для экспериментального канала неподвижная часть стального отражателя Рис. 2. Схема поперечного сечения активной зоны со стальным боковым отражателем

11 доля нейтронов в группе номер группы 26-группового разбиения центр а.з. периферия а.з. ЭК в БО БН-800 Рис. 3. Спектр нейтронов в исследовательском реакторе ТЖМР (в центральной горизонтальной плоскости)

12 ~80 cm а) отражатель с отверстием б) отражатель сплошной Рис. 4. Схема расчётной модели конвертора с отверстием в отражателе основного реактора и без него. Поперечный разрез. 1.E+16 1.E+15 1.E+14 величина потока 1.E+13 1.E+12 без конвертора 1.E+11 с отверстием в отражателе со сплошным отражателем 1.E расстояние от центра аз, см Рис. 5. Радиальное распределение среднего потока в основной активной зоне и конверторе.

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

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

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

Подробнее

"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

Рис. 1 Разбивка поперечного сечения активной зоны на ячейки в программе ТЕМП-GP

Рис. 1 Разбивка поперечного сечения активной зоны на ячейки в программе ТЕМП-GP Программа TEMP-GP для расчета полей скоростей и температур в активных зонах реакторов охлаждаемых теплоносителем Pb-B руководитель А.В. Дедуль автор А.В. Проухин Введение Обеспечение высокой эффективности

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

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

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

Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Введение Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе Г.И.Тошинский, О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников, 12.03.2013 С любезного разрешения ГНЦ РФ-ФЭИ и

Подробнее

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

Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ

Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ А.Л.Петелин, М.Н.Святкин, С.А.Сазонтов, А.И.Звир 13-ое Российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок» 23-27 мая

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

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

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

ТВЭЛЫ РЕАКТОРА ВВР-М ОБЪЕКТ ПОСТОЯННОГО ИЗУЧЕНИЯ И МОДЕРНИЗАЦИИ. К.А. Коноплёв, Г.А. Кирсанов

ТВЭЛЫ РЕАКТОРА ВВР-М ОБЪЕКТ ПОСТОЯННОГО ИЗУЧЕНИЯ И МОДЕРНИЗАЦИИ. К.А. Коноплёв, Г.А. Кирсанов ТВЭЛЫ РЕАКТОРА ВВР-М ОБЪЕКТ ПОСТОЯННОГО ИЗУЧЕНИЯ И МОДЕРНИЗАЦИИ К.А. Коноплёв, Г.А. Кирсанов Рост объема научных исследований на реакторе ВВР-М ставил перед реакторщиками задачу повышения производительности

Подробнее

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Наименование взаимодействия Проведение научноисследовательских работ Участие

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

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

ПРОЕКТ 3: «КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ ИЛИ СПЛАВ СВИНЕЦ ВИСМУТ»

ПРОЕКТ 3: «КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ ИЛИ СПЛАВ СВИНЕЦ ВИСМУТ» Другим теплоносителем АЭС с реакторами на быстрых нейтронах является свинец или сплав свинца и висмута. Атомные энергетические установки с этим типом теплоносителя впервые были применены. Отличительной

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

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ПОДКРИТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР

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

Подробнее

Важные особенности ТВС-2М: возможность эксплуатации энергоблоков в «гибких» топливных. высокую надежность;

Важные особенности ТВС-2М: возможность эксплуатации энергоблоков в «гибких» топливных. высокую надежность; ТВС-2М логичное развитие конструкции «циркониевой» тепловыделяющей сборки второго поколения (с жестким каркасом) ТВС-2 в части увеличения загрузки топлива и повышения эксплуатационной надежности для повышения

Подробнее

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

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

Подробнее

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

Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов Изучение влияния состава топлива на значение пустотного эффекта реактивности для активной зоны реактора ПСКД-600 с быстрым спектром нейтронов Алексеев П.Н., Теплов П.С., Фролова М.В., Чибиняев А.В. РНЦ

Подробнее

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

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА ОАО МСЗ Железняк В.М. заместитель начальника Отдела Главного Конструктора (ОГК) e-mail: msz@elemash.ru, тел: (095) 702-99-28 Поздняков В.В. ведущий инженер

Подробнее

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН Рогожкин С.А. 1, Крылов А.Н. 1, Осипов С.Л. 1, канд. техн. наук, Сазонова М.Л. 2, канд. физ.-мат. наук, Шепелев С.Ф. 1, канд. техн. наук, Шмелев

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

МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЗАВИСИМОСТИ ФОНОВЫХ ПОКАЗАНИЙ СЕКТОРНОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛ РЕАКТОРА БН-600 ОТ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ

МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЗАВИСИМОСТИ ФОНОВЫХ ПОКАЗАНИЙ СЕКТОРНОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛ РЕАКТОРА БН-600 ОТ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЗАВИСИМОСТИ ФОНОВЫХ ПОКАЗАНИЙ СЕКТОРНОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛ РЕАКТОРА БН-600 ОТ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ПАРАМЕТРОВ Д.А. Лукьянов, О.И. Албутова При изготовлении твэл

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

Проблема замыкания топливного цикла ядерных реакторов

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

Подробнее

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ 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

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

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

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

Подробнее

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

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

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

ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ

ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ ГНЦ РФ- «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» КОРПУСНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ "АТОМЭКСПО 2010", 7 июня 2010 В.А. Пивоваров Перспективы легководного направления АЭС-2006, АЭС-2009, ВВЭР-1500,

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

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

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

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

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

Technical section. Головин А.О., Сивак З.В., Леончук М.П.

Technical section. Головин А.О., Сивак З.В., Леончук М.П. АНАЛИЗ ВОПРОСОВ БЕЗОПАСНОСТИ РУ СВБР-75/100 ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РЕГИОНАЛЬНОЙ АТЭЦ (ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ СВБР-75/100 ЧЕРЕЗ СИСТЕМУ СПОТ.) Головин А.О., Сивак З.В.,

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

Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок

Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» Разработка и усовершенствование ядерного топлива для активных зон энергетических установок

Подробнее

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения

Положение. I. Общие положения. Назначение и область применения Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 г. Положение о порядке и условиях допустимости учета глубины выгорания ядерного топлива при обосновании

Подробнее

СПОСОБЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ В АМПУЛЬНОМ КАНАЛЕ С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ

СПОСОБЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ В АМПУЛЬНОМ КАНАЛЕ С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ СПОСОБЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ В АМПУЛЬНОМ КАНАЛЕ С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ Введение В.А. Узиков, Т.А. Осипова, П.С. Палачев АО ГНЦ НИИАР, 33510, г. Димитровград-10 При проведении реакторных испытаний

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

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

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

РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ ПГ

РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ ПГ РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ ПГ Руководитель А.П. Скибин, В.В. Макаров А.П. Носенко, В.Ю. Волков ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия Разработана CFD-модель

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

РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР

РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР Руководитель темы: В.В. Вьялицын Автор доклада: А.А. Сатин Аннотация Тенденции к увеличению длительности топливных циклов, повышению выгорания топлива

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

Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей.

Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей. МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ «НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ» Физико энергетический факультет Кафедра РКР АЭС ДОКЛАД

Подробнее

ВЛИЯНИЕ НЕРАВНОМЕРНОСТИ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА ПОВРЕЖДАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ НА РЕСУРС РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА

ВЛИЯНИЕ НЕРАВНОМЕРНОСТИ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА ПОВРЕЖДАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ НА РЕСУРС РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА Известия Томского политехнического университета. 005. Т. 308. видимому в условиях относительно медленного нагрева очага газовая фаза способствует его зажиганию за счет химических экзотермических реакций

Подробнее

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800 Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов МНТК-2014 Энергоблок БН-600: ТЭП Показатели Ед. изм. 2013 год За период эксплуатации

Подробнее

Расчет перфорированных элементов ВКУ и ТВС ВВЭР. к.т.н. Юременко В.П., к.т.н. Абрамов В.В., Евдокименко В.В., Элкснин В.В. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС")

Расчет перфорированных элементов ВКУ и ТВС ВВЭР. к.т.н. Юременко В.П., к.т.н. Абрамов В.В., Евдокименко В.В., Элкснин В.В. (ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС) Расчет перфорированных элементов ВКУ и ТВС ВВЭР к.т.н. Юременко В.П., к.т.н. Абрамов В.В., Евдокименко В.В., Элкснин В.В. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС") 1. Расчет напряжений в перфорированных пластинах и оболочках

Подробнее

5.2. Атомные энергетические установки

5.2. Атомные энергетические установки 5.2. Атомные энергетические установки Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления атомных ядер тяжёлых химических элементов под действием медленных нейтронов была осуществлена под руководством

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ»

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ. Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» Корпорация «ТВЭЛ» ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ Докладчик: В.Л. Молчанов Зам. исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ» 6-я международная конференция «Обеспечение безопасности

Подробнее

КОСМИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ ДВИГАТЕЛЬНЫЕ И ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ. Н.Е. Кухаркин, В.А. Павшук, В.А. Усов

КОСМИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ ДВИГАТЕЛЬНЫЕ И ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ. Н.Е. Кухаркин, В.А. Павшук, В.А. Усов КОСМИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ ДВИГАТЕЛЬНЫЕ И ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ Н.Е. Кухаркин, В.А. Павшук, В.А. Усов 1 Три «К» Символически началом отечественной эры космической ядерной энергетики считается встреча в Институте

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

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ДИНАМИКИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ТЖМТ В АВАРИЯХ С МЕЖКОНТУРНЫМИ ТЕЧАМИ

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ДИНАМИКИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ТЖМТ В АВАРИЯХ С МЕЖКОНТУРНЫМИ ТЕЧАМИ РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ДИНАМИКИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ТЖМТ В АВАРИЯХ С МЕЖКОНТУРНЫМИ ТЕЧАМИ Руководитель: А. В. Дедуль Автор доклада: А. А. Рогов 1 Введение В настоящее время одной из наиболее актуальных,

Подробнее

Росэнергоатом О.Сараев г. Томск

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

Подробнее

Доклад на 5-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г.

Доклад на 5-й международной научно-технической конференции Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР (г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г. Доклад на 5-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, 29 мая - 1 июня 2007 г.) Роль модели газового зазора твэла в сопряженных нейтронно-физических

Подробнее

главный калибр тема номера РЭа начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Близость к сценарию Перспективы эволюционного развития топлива ВВЭР

главный калибр тема номера РЭа начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Близость к сценарию Перспективы эволюционного развития топлива ВВЭР 24 главный калибр тема номера РЭа Юрий СЕМЧЕНКОВ, заместитель директора НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПАВЛОВИЧЕВ, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Александр ЧИБИНЯЕВ, начальник

Подробнее

РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ ГРАФИТА

РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ ГРАФИТА Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» Москва, 21-23 мая 2014 г. РАСЧЕТНЫЙ ПРОГНОЗ ПРОГИБОВ КАНАЛОВ РБМК-1000 НА СТАДИИ РАСТРЕСКИВАНИЯ

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

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011»

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011» III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011» РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БН-1200 ВАСИЛЬЕВ БОРИС АЛЕКСАНДРОВИЧ ГЛАВНЫЙ КОНСТРУКТОР РУ БН ОАО «ОКБМ Африкантов» г. МОСКВА 2011 год СТАТУС

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ РЕАКТОРОВ ВВЭР Активные зоны строящихся и проектируемых реакторов ВВЭР имеют значительную общую неизменяемую часть, параметры которой выбраны еще при проектировании

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

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

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

РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО ТОПЛИВА ВВЭР НА ПОВЕРХНОСТЬ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА РАСЧЕТ ПРОХОЖДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ОТ ГЛУБОКО ВЫГОРЕВШЕГО ТОПЛИВА ВВЭР НА ПОВЕРХНОСТЬ ТРАНСПОРТНОГО КОНТЕЙНЕРА Руководитель: В.В.Синица (ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт») Автор доклада: Д.Т. Иванов

Подробнее

Программа вступительного испытания сформирована на основе федеральных государственных образовательных стандартов высшего образования.

Программа вступительного испытания сформирована на основе федеральных государственных образовательных стандартов высшего образования. Программа вступительного испытания сформирована на основе федеральных государственных образовательных стандартов высшего образования. Форма проведения испытания: Вступительное испытание по направлению

Подробнее

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

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

Подробнее

Тепло гидравлические характеристики ТВС с микротвэлами

Тепло гидравлические характеристики ТВС с микротвэлами ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ГИДРОДИНАМИКИ И ТЕПЛООБМЕНА В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКЕ С МИКРОТВЭЛАМИ А.Т. Комов, Е.В. Бочарова, Ю.Н. Токарев Московский Энергетический институт (технический университет)

Подробнее

ВОЗМОЖНОСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОДА «СОВЕТЧИК ОПЕРАТОРА РЕАКТОРА» ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ РБМК-1000

ВОЗМОЖНОСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОДА «СОВЕТЧИК ОПЕРАТОРА РЕАКТОРА» ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ РБМК-1000 ВОЗМОЖНОСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОДА «СОВЕТЧИК ОПЕРАТОРА РЕАКТОРА» ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ РБМК-1000 Руководитель докладчика: д.т.н., проф. В.В. Постников И.С. Якунин, С.И. Александров,

Подробнее

Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий из диапазона 0 14,5 МэВ

Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий из диапазона 0 14,5 МэВ Моисеев А.Н., Климанов В.А. МИФИ (ГУ) Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий из диапазона 0 14,5 МэВ Введение На сегодняшний день есть все

Подробнее

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

РОЛЬ ОТДЕЛЬНЫХ ФАКТОРОВ В РАЗВИТИИ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В., Никитин Ю.М., Черкашов Ю.М.

РОЛЬ ОТДЕЛЬНЫХ ФАКТОРОВ В РАЗВИТИИ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В., Никитин Ю.М., Черкашов Ю.М. УДК 621.039.562.3 РОЛЬ ОТДЕЛЬНЫХ ФАКТОРОВ В РАЗВИТИИ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В., Никитин Ю.М., Черкашов Ю.М. (НИКИЭТ) Непосредственно после аварии на четвертом

Подробнее

Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов

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

Подробнее

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

3. Термодинамические циклы паротурбинных АЭС

3. Термодинамические циклы паротурбинных АЭС 3. Термодинамические циклы паротурбинных АЭС Термодинамические циклы ПТУ АЭС во многом определяются ПароПроизводящей Установкой, главное место в которой занимает Ядерный Реактор. Именно особенности работы

Подробнее

Универсальный стенд вибродинамических испытаний элементов канала регулирования

Универсальный стенд вибродинамических испытаний элементов канала регулирования Универсальный стенд вибродинамических испытаний элементов канала регулирования реактивности ВВЭР В.У.Хайретдинов, А.С.Рыжов, А.Б.Родионов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия В настоящее время для проведения

Подробнее

СТЕНДОВЫЕ ИСПЫТАНИЯ МОДЕЛЕЙ ТВС НА ПАДЕНИЕ ПРИ ТТО. Руководитель: В.В. Макаров Автор доклада: Д.А. Иванов

СТЕНДОВЫЕ ИСПЫТАНИЯ МОДЕЛЕЙ ТВС НА ПАДЕНИЕ ПРИ ТТО. Руководитель: В.В. Макаров Автор доклада: Д.А. Иванов СТЕНДОВЫЕ ИСПЫТАНИЯ МОДЕЛЕЙ ТВС НА ПАДЕНИЕ ПРИ ТТО Руководитель: В.В. Макаров Автор доклада: Д.А. Иванов Введение Тепловыделяющая сборка, содержащая радиоактивное топливо, может оказаться в аварийной ситуации

Подробнее

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000 ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ СБОРОК

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000 ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ СБОРОК ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000 ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ СБОРОК Панфёров П.П. Кочкин В.Н. Махотин Д.Ю. Российский научный центр «Курчатовский институт» (123182,

Подробнее

Сравнительный анализ результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по разным программным комплексам

Сравнительный анализ результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по разным программным комплексам Сравнительный анализ результатов расчетов выгорания топлива в кассетах PWR, проведенных по разным программным комплексам Климов А.Д., Буколов С.Н., Давыдов В.К., Рождественский И.М. ОАО НИКИЭТ, Москва,

Подробнее

РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ РАСХОДОВ В МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ДВУХПЕТЛЕВОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТИПА ВВЭР

РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ РАСХОДОВ В МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ДВУХПЕТЛЕВОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТИПА ВВЭР Наиболее полно отвечающей конструкции моделируемой РУ является схема 5 а, поскольку включает в себя четыре питательных насоса как и в натурном реакторе. Однако в ходе выполнения оценочных расчетов было

Подробнее

НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ»

НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ» НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Д.В.Крылов ОАО «ТВЭЛ» Международный форум «АТОМЭКСПО 2011» «Развитие атомной энергетики: пауза или продолжение». Круглый стол «Перспективы международной кооперации в ядерном

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

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

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

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

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ с ВВЭР-1000 реакторная установка с водо-водяным энергетическим реактором для блоков АЭС мощностью 1000 МВт (электрических).

Подробнее

РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ КОНСТАНТНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ CONSYST/ABBN

РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ КОНСТАНТНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ CONSYST/ABBN РАЗВИТИЕ СИСТЕМЫ КОНСТАНТНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ /ABBN Поляков АЮ инженер лаб103, e-mail: abbn@ipperssiru рабтел: +7 084-39-9-62-96 Государственный Научный Центр Российской Федерации Физико Энергетический Институт

Подробнее

ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ, ОСНОВАННЫЙ НА ПОДКРИТИЧЕСКОЙ СБОРКЕ, УПРАВЛЯЕМОЙ УСКОРИТЕЛЕМ ЭЛЕКТРОНОВ

ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ, ОСНОВАННЫЙ НА ПОДКРИТИЧЕСКОЙ СБОРКЕ, УПРАВЛЯЕМОЙ УСКОРИТЕЛЕМ ЭЛЕКТРОНОВ http://www.kipt.kharkov.ua/kipt_sites/neutronsource ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ, ОСНОВАННЫЙ НА ПОДКРИТИЧЕСКОЙ СБОРКЕ, УПРАВЛЯЕМОЙ УСКОРИТЕЛЕМ ЭЛЕКТРОНОВ Национальный научный центр «Харьковский

Подробнее

ПРИМЕНЕНИЕ СТРУЙНЫХ НАСОСОВ ДЛЯ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛООБМЕНА В ЛЕГКОВОДНОМ РЕАКТОРЕ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

ПРИМЕНЕНИЕ СТРУЙНЫХ НАСОСОВ ДЛЯ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛООБМЕНА В ЛЕГКОВОДНОМ РЕАКТОРЕ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПРИМЕНЕНИЕ СТРУЙНЫХ НАСОСОВ ДЛЯ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛООБМЕНА В ЛЕГКОВОДНОМ РЕАКТОРЕ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ Научный руководитель: В.М. Махин Авторы: А.П.Григорьев (НИЯУ МИФИ, каф.13),

Подробнее