"midicore" Вода. Сталь Смесь вода+сталь. Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE. Характеристика

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download ""midicore" Вода. Сталь Смесь вода+сталь. Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE. Характеристика"

Транскрипт

1 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 данной работы является расчет стандартной задачи AER (MIDICORE benchmark) по анализу потвэльного энерговыделения с использованием программного средства САПФИР_95&RC_ВВЭР [1]. Бенчмарк MIDICORE это двухмерная задача по расчёту активной зоны ВВЭР-1000 с подробным описанием геометрии радиального отражателя. Главная задача бенчмарка это расчёт потвэльного энерговыделения в выбранных ТВС, расположенных на периферии активной зоны ВВЭР Для этого лучше всего подходит первая топливная загрузка (вся зона загружена свежими ТВСА-Т для АЭС Темелин), где максимальная мощность твэл (K r ) реализуется в периферийной ТВС в твэле на границе ТВС, направленной к центру активной зоны. Специфика задачи заключается не только в расположении твэл, но и особенно в относительно больших различиях K r наблюдаемых значений потвэльного энерговыделения, при использовании диффузионных кодов с потвэльным расчётом с одной стороны, и диффузионных нодальных кодов, в которых потвэльное энерговыделение восстанавливается методом суперпозиции, с другой. Поскольку значение K r не точно определяется системами мониторинга активной зоны, должен быть сделан бенчмарк такого рода. Поэтому была разработана задача MIDICORE [2]. В работе представлены результаты сравнительных расчетов методом Монте-Карло (pin by pin) и результаты, полученные по программному комплексу САПФИР_95&RC_ВВЭР, используемому в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» для подготовки малогрупповых констант, выполнения расчетов нейтроннофизических характеристик топливных циклов, потоков нейтронов на элементы ТВС и другие конструкции активной зоны реактора. Исходные данные Поскольку целью бенчмарка MIDICORE является сравнение расчетных значений потвэльного энерговыделения, полученного с использованием различных групп диффузионных кодов с референтным (наиболее точным) распределением, в данном докладе проводится анализ расчёта по программному комплексу САПФИР_95&RC_ВВЭР. Перед нами стоит задача сравнить потвэльное распределение для ТВС вблизи границы активной зоны, поэтому для решения задачи необходимо точно описать радиальный отражатель в области диффузии вместо применения граничных условий активной зоны. В нашем случае в качестве референтного распределения используются данные, полученные по методу Монте-Карло. Однако метод Монте-Карло отнимает очень много времени при вычислении, поэтому бенчмарк ограничен сектором активной зоны ВВЭР-1000 из 10 ТВС. Бенчмарк MIDICORE рассчитывается в двухмерной геометрии для холодного состояния реактора. Он ограничивается малой частью активной зоны ВВЭР-1000 вблизи периферии, так как это отображено на рисунке 1 в секторе 1/6 активной зоны ВВЭР Структура активной зоны по высоте бесконечная, гомогенизированная. Детальная информация о конструкции активной зоны представлена в таблицах 1-3 и на рисунке 1. Геометрические размеры радиального отражателя была принята такой как в доступной технической документации. Расстояние между центрами двух соседних ТВС составляет 236 мм для геометрии в холодном состоянии. В этом смысле сектор активной зоны может быть представлен гексагональной сеткой, а отражатель смоделирован, так как показано на рисунке 1. Картограмма модели активной зоны с отражателем показана на рисунке 1. Схематичное расположение элементов ТВС представлены на рисунках 2-5. ПС СУЗ не введены в активную зону, поэтому направляющие каналы заполнены водой.

2 Активная зона "midicore" Вода A40E6 A200 A200 A P36E9 A200 A P40E9 A A40E6 ТВС Тип ТВС Сталь Смесь вода+сталь Рис. 1 Расчётная модель MIDICORE Таблица 1 Характеристики активной зоны MIDICORE Характеристика Значение шаг ТВС, мм 236,0 количество ТВС, шт. 10 материал отражателя сталь+вода плотность материала отражателя, г/см 3 8,0 концентрация поглощающего материала H 3 BO 3, г/кг 5,8 плотность поглощающего материала H 3 BO 3, г/см 3 0,6618 температура конструкционных материалов, К 600 Таблица 2 Характеристики ТВС Характеристика Значение количество твэлов в топливной сборке, шт. 312 шаг расположения твэлов, мм 12,75 максимальный размер «под ключ», мм 234,8 количество направляющих каналов, шт. 18 материал направляющего канала Е-635 наружный диаметр, мм 12,6 внутренний диаметр, мм 10,9 материал центральной трубы Е-635 наружный диаметр, мм, 13,0 внутренний диаметр, мм 11,0 материал топливной таблетки UO 2 материал топливной таблетки твэга UO 2 +Gd2O3 содержание оксида гадолиния в материале топливной таблетки, масс. %, 5 материал топливной таблетки твэла Е-110 наружный диаметр твэла (твэга), мм 9,1 внутренний диаметр твэла (твэга), мм 7,73 масса топлива (UO 2 ) в твэле, кг 10,376 масса топлива (UO 2 + Gd 2 O 3 ) в твэге, кг 9,799 диаметр топливной таблетки, мм 7,6 диаметр внутреннего отверстия топливной таблетки, мм 1,2

3 Таблица 3 Описание типов ТВС Тип Количество твэлов Характеристика топливных элементов с гадолинием (твэгов) Номер ТВС /обогащение, масс.% 235 U Количество твэгов/ обогащение, масс.% 235 U Содержание Gd 2 O 3,масс.% рисунка A /2,0 - - Рис. 2 A40E6 306/4,0 6/3,3 5,0 Рис. 3 P36E9 Тип 1 243/3,6 Тип 2 60/3,3 6/3,3 5,0 Рис. 4 P40E9 Тип 1 243/4,0 Тип 2 60/3,6 6/3,3 5,0 Рис. 5 Рис. 2 Расположение элементов в ТВС (A200) Рис. 3 Расположение элементов в ТВС (A40E6)

4 Рис. 4 Расположение элементов в ТВС (P36E9) Рис. 5 Расположение элементов в ТВС (P40E9) Для всех материалов температура топлива и замедлителя равна 600 К. Давление 15.7 МПа, а соответствующая плотность замедлителя 0, г/см 3. Основная цель бенчмарка MIDICORE - дать рекомендации для более точного расчёта потвэльного распределения на периферии активной зоны ВВЭР-1000, вычисленного при помощи стандартных программных средств, использующих диффузионное приближение с несколькими энергетическими группами. Цели бенчмарка это сравнение вычисленных значений: 1) Коэффициент эффективного размножения K eff ; 2) Распределения относительной мощности ТВС в расчётном секторе; 3) Потвэльного распределение энерговыделения в ТВС 6, 7, 9. Программа RC предназначена для расчета полей нейтронов и энерговыделения в трехмерной модели реактора в малогрупповом диффузионном приближении. Ячейки конечно-разностной схемы в плане имеют вид треугольника. Рассчитывается полная активная зона или сектор 60. Малогрупповые характеристики ТВС, зависящие в общем случае от пяти параметров - энерговыработки, плотности и температуры теплоносителя, концентрации жидкого поглотителя, температуры топлива, предварительно рассчитываются программой SAPFIR_95 для серии реперных значений этих параметров. В плоскости реактора используется конечно-разностная сетка с 6-ю или 24-мя точками на кассету (Рис 6). Рассчитывается потвэльное энерговыделение методом суперпозиции микрораспределения поля нейтронов в кассете и макрополя в целом по реактору: (1) где: -относительная скорость деления в i-том твэле в макрогруппе G в бесконечной решетке ячеек. Расчитывается в САПФИР_95; - макропоток и сечение деления в месте расположения i-того твэла в группе G находится интерполяцией на основе макрорасчета с 24 точками на ТВС.

5 Рис. 6 Конечно-разностная сетка с 24-мя точками на ТВС В таблице 4 приведены погрешности программного комплекса SAPFIR_95&RC_ВВЭР. Таблица 4 Погрешности программного комплекса САПФИР_95&RC_ВВЭР Характеристика Значение K eff, % 0,7 Коэффициент неравномерности относительного энерговыделения по ТВС в активной зоне (K q ), % 5 Коэффициент неравномерности потвэльного энерговыделения (K r ), % 5 Относительное потвэльное энерговыделение в ТВС (среднеквадратичное отклонение MSD), % 5 Результаты расчётов В ходе работы в программном комплексе SAPFIR_95&RC_ВВЭР была смоделирована тестовая задача и проведены сравнительные расчёты. Были рассчитаны значения Keff, относительное энерговыделение в периферийных ТВС, а также потвэльное энерговыделение в данных ТВС. Полученные в расчёте значения были сопоставлены с расчётом методом Монте-Карло (pin by pin), результаты которого приведены в [2]. Отклонение результатов по двум кодам были вычислены по формуле: 100 (2) В таблице 5 приведены результаты расчётов эффективного коэффициента размножения нейтронов и относительное отклонение в результатах расчета по двум кодам.

6 Таблица 5 САПФИР_95&RC_ВВЭР MCNP Разница, % 1,0396 1,0420-0,6 На рисунке 6 приведены результаты расчёта относительного распределения мощности ТВС рассчитанные в тестовой задаче и относительное отклонение в расчётах. ТВС Kq delta Рис. 7 Распределение относительной мощности ТВС На рисунках 8-10 представлено относительное отклонение потвэльного энерговыделения в периферийных ТВС рассчитанное по двум кодам. Среднеквадратичное отклонение относительного энерговыделения для ТВС 6 составляет 3,6%, для ТВС 7 и 9 составляет 6,5% и 6,9% соответственно.

7 Рис. 8 Относительное отклонение потвэльного энерговыделения в ТВС А200

8 Рис. 9 Относительное отклонение потвэльного энерговыделения в ТВС P36E9

9 Рис. 10 Относительное отклонение потвэльного энерговыделения в ТВС P40E9 Заключение По результатам решения стандартной задачи «MIDICORE» с использованием программного комплекса SAPFIR_95&RC_VVER: - подтверждены погрешности расчёта, указанные в паспорте аттестации: δk eff = 0,6% < 0,7%; δk q = 4,1% < 5%; MSD (K r, A200)=3,6 < 5 % - среднеквадратичное отклонение относительного энерговыделения для периферийных ТВС превышает паспортное значение MSD (Kr)=6,9% > 5% - погрешность для MAX(K r ) не оценивалась, поскольку нет данных реперного расчёта с потвэльным энерговыделением в центральной ТВС; - невозможно утверждать о достижении поставленной цели в отношении верификации расчёта потвэльного энерговыделения. Обнаруживаемые значительные отклонения в расчётах относительной мощности твэлов могут быть вызваны: - ошибками пользователя; - применением метода суперпозиции при расчёте потвэльного энерговыделения. Для корректного моделирования требуется «прямой» потвэльный расчёт или его аналог (см. например [3]).

10 Список литературы 1. В.Г. Артёмов, А.В. Ельшин, А.С. Иванов и др. «Разработка нейтроннно-физических моделей различных реакторов на основе унифицированных алгоритмов ППП САПФИР» Материалы Международного семинара по проблемам физики реакторов, г. Москва 2-6 сентября 1997 г. 2. MIDICORE model definition (Vaclav Krysl, Pavel Mikolaš, «MIDICORE» VVER-1000 core periphery power distribution benchmark proposal, Proceedings of 20 th Symposium of AER, Espoo, Finland, 2000) 3. «Трёхмерный расчёт энерговыделения в активной зоне ВВЭР на основе алгоритмов САПФИР_95&RC_ВВЭР», Сборник статей 14-го Симпозиума AER, Сочи, 2014

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

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

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ НИЦ «Курчатовский институт» На правах рукописи Гордиенко Павел Владимирович МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ НЕЙТРОННО- ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРАХ ВВЭР С ПОТВЭЛЬНОЙ ДЕТАЛИЗАЦИЕЙ Специальность 05.14.03

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

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

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

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

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

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

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

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

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ УДК 61.039.517 МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ В.В. Ганн, А.М. Абдуллаев, А.И. Жуков, С.В. Марехин, С.A. Солдатов Национальный научный центр Харьковский физико-технический

Подробнее

ВЕРИФИКАЦИЯ ТРЕХМЕРНОЙ МОДЕЛИ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КОДА ТРАП-КС ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАСЧЕТОВ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ С ИЗМЕНЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ

ВЕРИФИКАЦИЯ ТРЕХМЕРНОЙ МОДЕЛИ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КОДА ТРАП-КС ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАСЧЕТОВ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ С ИЗМЕНЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ ВЕРИФИКАЦИЯ ТРЕХМЕРНОЙ МОДЕЛИ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КОДА ТРАП-КС ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАСЧЕТОВ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ С ИЗМЕНЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ М.А. Увакин, Г.В. Алехин, М.А. Быков, С.И. Зайцев ОАО ОКБ Гидропресс, Подольск,

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

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

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

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2, 2015 г.

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2, 2015 г. Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 2, 2015 г. УДК 519.622 Алгоритм решения линейной задачи Коши для систем обыкновенных дифференциальных уравнений

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

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива

Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива Опыт разработки и внедрения современной системы контроля условий эксплуатации ядерного топлива А.Е. Калинушкин, В.И. Митин, Ю.М. Семченков РНЦ «Курчатовский институт» Доклад на круглом столе «Унифицированная

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

Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана Кафедра Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки. Кавун О.Ю.

Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана Кафедра Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки. Кавун О.Ю. Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана Кафедра Ядерные реакторы и ядерные энергетические установки Кавун О.Ю. «САПР отрасли. Программы и программные комплексы, применяемые

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

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

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

АНАЛИЗ ВОЗМОЖНЫХ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ ПРИ ОБРАЩЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ТВС РЕАКТОРА ВВЭР-1200

АНАЛИЗ ВОЗМОЖНЫХ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ ПРИ ОБРАЩЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ТВС РЕАКТОРА ВВЭР-1200 АНАЛИЗ ВОЗМОЖНЫХ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ ПРИ ОБРАЩЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ТВС РЕАКТОРА ВВЭР-1200 С.Н. Сикорин, С.А. Полозов, Ю.В. Доморад Государственное научное учреждение «Объединенный институт энергетических

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

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

РАСЧЕТ И ЭКСПЕРИМЕНТ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА. Щуровская М.В. (МИФИ)

РАСЧЕТ И ЭКСПЕРИМЕНТ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА. Щуровская М.В. (МИФИ) РАСЧЕТ И ЭКСПЕРИМЕНТ ПРИ ОПРЕДЕЛЕНИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА Щуровская М.В. (МИФИ) Классификация программ нейтронно-физического расчета По тематике: ПС для расчета пространственно-энергетического

Подробнее

5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», май 2007 г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС

5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», май 2007 г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС ВЕРИФИКАЦИЯ МОДЕЛИ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В КОРПУСЕ РЕАКТОРА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА 4-Х ПЕТЛЕВОМ СТЕНДЕ ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС М.А.Быков, Е.А.Лисенков, Ю.В.Беляев, В.Н.Ульяновский, Е.В.Сотсков,

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

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

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-М. К.А. Коноплёв, М.С. Онегин, А.С.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-М. К.А. Коноплёв, М.С. Онегин, А.С. СОВРЕМЕННЫЕ ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-М К.А. Коноплёв, М.С. Онегин, А.С. Полтавский В настоящее время для сопровождения безопасной эксплуатации

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ

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

Подробнее

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

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

ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС

ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС Г.В. Кулиш, Д.А. А.М. Абдуллаев, С.Н. Слепцов ЦПАЗ НТК «Ядерный Топливный Цикл», ХФТИ, Харьков, Украина

Подробнее

КАНАЛЫ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

КАНАЛЫ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР КАНАЛЫ ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ ОБЩИЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ ГОСТ 24789-81 ИПК

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

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2015 г. Выпуск подготовлен АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС"

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2015 г. Выпуск подготовлен АО ОКБ ГИДРОПРЕСС Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 3, 2015 г. Выпуск подготовлен АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС" Применение искусственных нейронных сетей для исследования

Подробнее

Марихин Николай Юрьевич КОМПЛЕКС ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ НА БАЗЕ ПРЕЦИЗИОННОГО КОДА ДЛЯ РАСЧЁТОВ НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭКСПУАТАЦИИ РЕАКТОРА СМ

Марихин Николай Юрьевич КОМПЛЕКС ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ НА БАЗЕ ПРЕЦИЗИОННОГО КОДА ДЛЯ РАСЧЁТОВ НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭКСПУАТАЦИИ РЕАКТОРА СМ На правах рукописи Марихин Николай Юрьевич КОМПЛЕКС ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ НА БАЗЕ ПРЕЦИЗИОННОГО КОДА ДЛЯ РАСЧЁТОВ НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ЭКСПУАТАЦИИ РЕАКТОРА СМ Специальность 05.13.18 математическое

Подробнее

Атомные реакторы и ядерная энергетика

Атомные реакторы и ядерная энергетика Министерство образования Российской Федерации МЕЖДУНАРОДНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ПРИРОДЫ, ОБЩЕСТВА И ЧЕЛОВЕКА «ДУБНА» УТВЕРЖДАЮ Проректор Ю.С.Сахаров 2008 г. ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ Атомные реакторы и ядерная энергетика

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

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

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

Подробнее

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ СМЕШЕНИЯ РАЗНОТЕМПЕРАТУРНЫХ СТРУЙ МЕТОДОМ «CABARET».

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ СМЕШЕНИЯ РАЗНОТЕМПЕРАТУРНЫХ СТРУЙ МЕТОДОМ «CABARET». МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ СМЕШЕНИЯ РАЗНОТЕМПЕРАТУРНЫХ СТРУЙ МЕТОДОМ «CABARET». Зайцев А.М, аспирант 3 года ИБРАЭ РАН Научный руководитель: д.ф.-м.н. проф. МГУ Головизнин В.М. Институт проблем безопасного

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

Руководитель темы И. А. Воронков. Автор доклада А. В. Тимофеев ВВЕДЕНИЕ

Руководитель темы И. А. Воронков. Автор доклада А. В. Тимофеев ВВЕДЕНИЕ ТРЕХМЕРНЫЕ ГИДРОДИНАМИЧЕСКИЕ CFD-РАСЧЕТЫ ТЕЧЕНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В МЕЖТВЭЛЬНОМ ПРОСТРАНСТВЕ ПРИ УСТАНОВЛЕННЫХ ПЕРЕМЕШИВАЮЩИХ И ДИСТАНЦИОНИРУЮЩИХ РЕШЕТКАХ Руководитель темы И. А. Воронков Автор доклада А.

Подробнее

АНАЛИЗ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В ЯЧЕЕЧНЫХ РАСЧЕТАХ РЕАКТОРА ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОДОВ MCNP5 И MCU_FREE

АНАЛИЗ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В ЯЧЕЕЧНЫХ РАСЧЕТАХ РЕАКТОРА ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОДОВ MCNP5 И MCU_FREE РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОГО РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES NUCLEAR SAFETY INSTITUTE Препринт ИБРАЭ IBRAE-2013-04 Preprint IBRAE-2013-04 П.А. Кизуб, Д.А.

Подробнее

Рисунок 1 Конструкционная схема секции парогенератора АЭС БН-600

Рисунок 1 Конструкционная схема секции парогенератора АЭС БН-600 СНИЖЕНИЕ НАПРЯЖЕНИЙ В УЗЛЕ ЗАДЕЛКИ ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ В ТРУБНУЮ ДОСКУ Автор: Руководитель: Халутин А.А, к.т.н. Лякишев С.Л. Введение Узлы заделки теплообменных труб (ТОТ) в трубные доски (ТД) парогенераторов

Подробнее

Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ

Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук УДК 621.039.5 На правах рукописи Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ

Подробнее

кафедра конструирования приборов и установок, Национальный исследовательский ядерный университет Московский инженерно-физический институт, г.

кафедра конструирования приборов и установок, Национальный исследовательский ядерный университет Московский инженерно-физический институт, г. Development of the multi-purpose simulator of the system of inter-reactor control for VVER with application of NI ELVIS instruments Maksimkin A. 1, Erofeev I. 2, Konashenkova N. 3 Создание многофункционального

Подробнее

Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности Строганов А.А., Курындин А.В., Киркин А.М., Аникин А.Ю., Синегрибов С.В., Курбатова М.В. Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности ОПЫТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

Подробнее

Критическое уравнение для реактора конечных размеров

Критическое уравнение для реактора конечных размеров Критическое уравнение для реактора конечных размеров Расчеты, основанные на одногрупповом приближении, не дают точных результатов для реактора на тепловых нейтронах. Такие расчеты не учитывают потери нейтронов

Подробнее

Форма обучения очная

Форма обучения очная МИНОБРНАУКИ РОССИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ИМ. Р.Е. АЛЕКСЕЕВА» (НГТУ)

Подробнее

СТАТЬИ РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА PSG2/SERPENT ДЛЯ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ УРАН-ВОДНЫХ СИСТЕМ

СТАТЬИ РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА PSG2/SERPENT ДЛЯ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ УРАН-ВОДНЫХ СИСТЕМ СТАТЬИ УДК 621.039.58 РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА PSG2/SERPENT ДЛЯ РАСЧЕТА ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ УРАН-ВОДНЫХ СИСТЕМ Строганов А.А., к.ф.-м.н., Курындин А.В., Аникин А.Ю.,

Подробнее

В О П Р О С Ы А Т О М Н О Й Н А У К И И Т Е Х Н И К И

В О П Р О С Ы А Т О М Н О Й Н А У К И И Т Е Х Н И К И НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ В О П Р О С Ы А Т О М Н О Й Н А У К И И Т Е Х Н И К И НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ СБОРНИК СЕРИЯ: Ф И З И К А Я Д Е Р Н Ы Х Р Е А К Т О Р О В ИЗДАЁТСЯ c

Подробнее

Разработка программного обеспечения для проведения нейтронно-физического расчёта ядерного реактора космического аппарата

Разработка программного обеспечения для проведения нейтронно-физического расчёта ядерного реактора космического аппарата УДК 621.362 Разработка программного обеспечения для проведения нейтронно-физического расчёта ядерного реактора космического аппарата Суханов Д.А., студент Россия, 105005, г. Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана,

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

Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами

Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами УДК 53.088, 621.039.53 Исследование инерционности термопарных измерений в экспериментах с твэлами Д.К. Валетов 1,2 1 Московский физико-технический институт (государственный университет) 2 Институт безопасного

Подробнее

ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238

ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238 ВВЭР со спектральным регулированием путь к эффективному использованию урана - 238 Семченков Ю.М., НИЦ «Курчатовский институт» Мохов В.А., ОКБ «Гидропресс» Алексеев П.Н., НИЦ «Курчатовский институт» Москва,

Подробнее

РАЗРАБОТКА И ОБОСНОВАНИЕ ТВСА С ПЕРЕМЕШИВАЮЩИМИ РЕШЕТКАМИ

РАЗРАБОТКА И ОБОСНОВАНИЕ ТВСА С ПЕРЕМЕШИВАЮЩИМИ РЕШЕТКАМИ РАЗРАБОТКА И ОБОСНОВАНИЕ ТВСА С ПЕРЕМЕШИВАЮЩИМИ РЕШЕТКАМИ О.Б. Самойлов, А.И. Романов, А.А. Фальков, Д.Л. Шипов ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Н.Новгород, Россия Введение ТВСА тепловыделяющая сборка с жестким

Подробнее

РАСЧЕТ ГИДРОДИНАМИКИ КОНСТРУКЦИИ ПРОТОЧНОЙ ЧАСТИ ПЕРВОГО КОНТУРА ПАРОГЕНЕРАТОРА ПГВ-1500 C ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ CFD-КОДОВ

РАСЧЕТ ГИДРОДИНАМИКИ КОНСТРУКЦИИ ПРОТОЧНОЙ ЧАСТИ ПЕРВОГО КОНТУРА ПАРОГЕНЕРАТОРА ПГВ-1500 C ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ CFD-КОДОВ РАСЧЕТ ГИДРОДИНАМИКИ КОНСТРУКЦИИ ПРОТОЧНОЙ ЧАСТИ ПЕРВОГО КОНТУРА ПАРОГЕНЕРАТОРА ПГВ-1500 C ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ CFD-КОДОВ Д.А. Посысаев, О.В. Кудрявцев, А.П. Скибин, А.В. Шишов, М.А. Быков, Н.Б. Трунов ФГУП

Подробнее

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации

1. Назначение и конструкция пэла ВВЭР-1000 и ВВЭР Опыт эксплуатации ПЕРСПЕКТИВНЫЙ ПОГЛОЩАЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ВВЭР: КОНСТРУКЦИЯ, МЕТОДИКИ И РЕЗУЛЬТАТЫ ОБОСНОВАНИЯ С.А.Кушманов, И.Н.Васильченко, В.В.Вьялицын, К.В.Зинин, И.И.Ионова, К.Ю.Куракин, В.М.Махин,

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

"REBEL" - ПРОГРАММА ПОДГОТОВКИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЕТОВ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

REBEL - ПРОГРАММА ПОДГОТОВКИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЕТОВ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ "REBEL" - ПРОГРАММА ПОДГОТОВКИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ РАСЧЕТОВ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Руководитель: А.В. Дедуль Автор доклада: А.А. Николаев Введение REBEL (REactor

Подробнее

РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ДИСТАНЦИОНИРУЩЕЙ РЕШЕТКИ ПЛАСТИНЧАТОЙ КОНСТРУКЦИИ ДЛЯ ТВС АЭС С ВВЭР

РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ДИСТАНЦИОНИРУЩЕЙ РЕШЕТКИ ПЛАСТИНЧАТОЙ КОНСТРУКЦИИ ДЛЯ ТВС АЭС С ВВЭР РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ДИСТАНЦИОНИРУЩЕЙ РЕШЕТКИ ПЛАСТИНЧАТОЙ КОНСТРУКЦИИ ДЛЯ ТВС АЭС С ВВЭР Ю.В. Лузан, А.А. Малахов, П.М. Аксенов, А.Е. Лернер, В.М. Кочергин, С.И. Цирин

Подробнее

Разработка трехмерной конечно элементной динамической модели ВКУ ВВЭР-1000 для обоснования прочности при сейсмических нагрузках

Разработка трехмерной конечно элементной динамической модели ВКУ ВВЭР-1000 для обоснования прочности при сейсмических нагрузках Разработка трехмерной конечно элементной динамической модели ВКУ ВВЭР-1000 для обоснования прочности при сейсмических нагрузках В.В.Абрамов, Л.А.Лякишев, В.А.Пиминов, В.П.Юременко ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»,

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

ВЕРИФИКАЦИЯ CFD КОДА STAR-CCM+ ДЛЯ РАСЧЕТА ЛОКАЛЬНЫХ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТВС ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ

ВЕРИФИКАЦИЯ CFD КОДА STAR-CCM+ ДЛЯ РАСЧЕТА ЛОКАЛЬНЫХ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТВС ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ «STAR Russian Conference 06» Нижний Новгород, 7-8 мая 06 г ВЕРИФИКАЦИЯ CFD КОДА STAR-CCM+ ДЛЯ РАСЧЕТА ЛОКАЛЬНЫХ ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТВС ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ Носков А.С., Фальков А.А., Шипов

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

АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ АЭС ПОВЫШЕННОЙ ДЛИТЕЛЬНОСТИ

АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ АЭС ПОВЫШЕННОЙ ДЛИТЕЛЬНОСТИ Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное агентство по образованию Саратовский государственный технический университет М.В. Ульянова, В.А. Хрусталев АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ТОПЛИВНЫХ

Подробнее

Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-600 с использованием

Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-600 с использованием Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-6 с использованием расчетного кода КОРСАР/ГП Руководитель темы В. В. Щеколдин Автор доклада И. А. Черемисов Введение При проектировании РУ требуется

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

Заключение комиссии Актуальность

Заключение комиссии Актуальность Заключение комиссии по представлению диссертации Абрамова Бориса Дмитриевича «Актуальные методы математического моделирования в задачах теории переноса нейтронов и теории ядерных реакторов», для принятия

Подробнее

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» КАЛУГИН Михаил Александрович

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» КАЛУГИН Михаил Александрович РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» На правах рукописи УДК 61.039.5 КАЛУГИН Михаил Александрович РАЗВИТИЕ ПРЕЦИЗИОННЫХ И ИНЖЕНЕРНЫХ МЕТОДОВ И ПРОГРАММ РАСЧЕТА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ

Подробнее

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Песня Юрий Егорович

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Песня Юрий Егорович НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» На правах рукописи Песня Юрий Егорович Расчетное обеспечение экспериментальных исследований на реакторе ИР-8 с использованием прецизионной программы

Подробнее

Разработка расчетной модели твэла с топливной таблеткой, имеющей торцевые дефекты Каширин Б.А. (Москва, ОАО «ВНИИНМ им. Бочвара»)

Разработка расчетной модели твэла с топливной таблеткой, имеющей торцевые дефекты Каширин Б.А. (Москва, ОАО «ВНИИНМ им. Бочвара») Разработка расчетной модели твэла с топливной таблеткой, имеющей торцевые дефекты Каширин Б.А. (Москва, ОАО «ВНИИНМ им. Бочвара») В работе описаны этапы создания трехмерной параметрической модели фрагмента

Подробнее

Разработка CFD модели реактора проекта АЭС-2006

Разработка CFD модели реактора проекта АЭС-2006 Разработка CFD модели реактора проекта АЭС-2006 В.Ю. Волков, Л.А. Голибродо, А.А. Крутиков, О.В. Кудрявцев, Ю.Н. Надинский, А.П. Скибин АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» В работе представлено поэтапное создание CFD-модели

Подробнее

МЕТОД МОНТЕ-КАРЛО ДЛЯ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ФОККЕРА ПЛАНКА КОЛМОГОРОВА *

МЕТОД МОНТЕ-КАРЛО ДЛЯ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ФОККЕРА ПЛАНКА КОЛМОГОРОВА * СБОРНИК НАУЧНЫХ ТРУДОВ НГТУ 007 3(49) 41 46 УДК 51916 МЕТОД МОНТЕ-КАРЛО ДЛЯ РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЯ ФОККЕРА ПЛАНКА КОЛМОГОРОВА * КС КИРЯКИН Рассмотрен метод Монте-Карло для решения уравнения Фоккера Планка Колмогорова

Подробнее

Аннотации статей журнала "Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов", вып. 4, 2013 г.

Аннотации статей журнала Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, вып. 4, 2013 г. Аннотации статей журнала "Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов", вып. 4, 2013 г. УДК 621.039.5 Двумерные уравнения метода поверхностных гармоник для решения задач пространственной

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

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ВЕРОЯТНОСТЬ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС-2006

АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ВЕРОЯТНОСТЬ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС-2006 АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ВЕРОЯТНОСТЬ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПАРОГЕНЕРАТОРА АЭС-2006 П.В. Алексеев; НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия Руководитель: д.т.н. Тутнов

Подробнее

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-1000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-1000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР А.А.Горчаков ФГУП ОКБ «Гидропресс» О.В.Кувшинова ФГУП

Подробнее

Физическая теория ядерных реакторов

Физическая теория ядерных реакторов Физическая теория ядерных реакторов Распределение учебного времени Лекции Лабораторные занятия Практические занятия 48 часов; 3 часа; 16 часов. Выходной контроль: зачет и экзамен Физическая теория ядерных

Подробнее

Технические характеристики и результаты эксплуатации ТВСА ВВЭР-1000

Технические характеристики и результаты эксплуатации ТВСА ВВЭР-1000 Технические характеристики и результаты эксплуатации ТВСА ВВЭР-1000 Самойлов О.Б., Кайдалов В.Б., Романов А.И., Фальков А.А. ОКБМ, г.н.новгород,россия 2 Молчанов В.Л., Ионов В.Б. ОАО "ТВЭЛ", г. Москва,

Подробнее

ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006

ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006 Введение ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006 Руководитель темы: В.М. Рогов Автор доклада: А.Л. Глазунов АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск,

Подробнее

Труды Нижегородского государственного технического университета им. Р.Е. Алексеева 4(83)

Труды Нижегородского государственного технического университета им. Р.Е. Алексеева 4(83) 20 Труды Нижегородского государственного технического университета им. Р.Е. Алексеева 4(83) УДК 62.039 С.М. Дмитриев, О.Б.Самойлов 2, В.Е. Лукьянов 2, О.Н. Морозкин 2 АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ ПЕРЕМЕШИВАЮЩИХ

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

КОНТРОЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В ПЕРИОД ЗАГРУЗКИ ТОПЛИВА В АКТИВНУЮ ЗОНУ РЕАКТОРА БЛОКА 1 ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС

КОНТРОЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В ПЕРИОД ЗАГРУЗКИ ТОПЛИВА В АКТИВНУЮ ЗОНУ РЕАКТОРА БЛОКА 1 ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС КОНТРОЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА В ПЕРИОД ЗАГРУЗКИ ТОПЛИВА В АКТИВНУЮ ЗОНУ РЕАКТОРА БЛОКА 1 ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС О.С.Сударев, А.А.Семенихин, С.Н.Нистратов ФГУП «Фирма «Атомтехэнерго», г. Мытищи 1 ВВЕДЕНИЕ. При

Подробнее

Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ

Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ На правах рукописи УДК 621.039.5 Старков Владимир Александрович НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ МОДЕРНИЗАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА СМ Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

Подробнее

ИЗМЕРЕНИЕ ОБЩЕЙ МАССЫ СУГ В РЕЗЕРВУАРЕ РАДИОЧАСТОТНЫМ ДАТЧИКОМ. Терешин В. И. ОOO Техносенсор, г. Санкт-Петербург

ИЗМЕРЕНИЕ ОБЩЕЙ МАССЫ СУГ В РЕЗЕРВУАРЕ РАДИОЧАСТОТНЫМ ДАТЧИКОМ. Терешин В. И. ОOO Техносенсор, г. Санкт-Петербург ИЗМЕРЕНИЕ ОБЩЕЙ МАССЫ СУГ В РЕЗЕРВУАРЕ РАДИОЧАСТОТНЫМ ДАТЧИКОМ Терешин В. И. ОOO Техносенсор, г. Санкт-Петербург www.tsensor.ru, technosensor@yandex. В докладе рассматриваются новые технические решения

Подробнее

ИЗМЕРЕНИЕ АСИММЕТРИИ РАЗМНОЖАЮЩИХ СВОЙСТВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ЭТАПЕ ФИЗИЧЕСКОГО ПУСКА РЕАКТОРА БЛОКА 1 ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС

ИЗМЕРЕНИЕ АСИММЕТРИИ РАЗМНОЖАЮЩИХ СВОЙСТВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ЭТАПЕ ФИЗИЧЕСКОГО ПУСКА РЕАКТОРА БЛОКА 1 ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС ИЗМЕРЕНИЕ АСИММЕТРИИ РАЗМНОЖАЮЩИХ СВОЙСТВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ЭТАПЕ ФИЗИЧЕСКОГО ПУСКА РЕАКТОРА БЛОКА ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС О.С.Сударев, Ф.Н.Татаркин, А.В.Кирин, А.В.Семенихин, ФГУП «Фирма «Атомтехэнерго», г. Мытищи

Подробнее

ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИМПУЛЬСНОГО УРАН ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТУ ГОДОСКОПА

ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИМПУЛЬСНОГО УРАН ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТУ ГОДОСКОПА Известия Челябинского научного центра, вып. 4 (17), 2002 ИНФОРМАТИКА И ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ УДК 621.039.573 ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИМПУЛЬСНОГО УРАН ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТУ ГОДОСКОПА

Подробнее

Определение собственных частот колебаний теплообменных труб модели ПГ РУ БН Руководитель: А.А. Шевкопляс Автор: Н.В. Жаров

Определение собственных частот колебаний теплообменных труб модели ПГ РУ БН Руководитель: А.А. Шевкопляс Автор: Н.В. Жаров Определение собственных частот колебаний теплообменных труб модели ПГ РУ БН - 1200 Руководитель: А.А. Шевкопляс Автор: Н.В. Жаров Введение Исследование вибрации теплообменных труб ПГ РУ БН - 1200 является

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

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «Национальный исследовательский ядерный университет

Подробнее

Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР

Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР Беркович В.Я. Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР Семченков Ю.М. Восьмая международная научнотехническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012 г.москва,

Подробнее

МОДУЛЬ 1. ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ Специальность «Техническая физика» Температурное поле с цилиндрической стенке при граничных условиях первого рода

МОДУЛЬ 1. ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ Специальность «Техническая физика» Температурное поле с цилиндрической стенке при граничных условиях первого рода МОДУЛЬ ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ Специальность 300 «Техническая физика» Лекция 4 Теплопроводность цилиндрической стенки без внутренних источников тепла Температурное поле с цилиндрической стенке при граничных условиях

Подробнее

2. РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

2. РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 2. РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ Рассмотрим основные особенности гетерогенного реактора, работающего на медленных (тепловых) нейтронах. Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах

Подробнее

При решении научных и инженерно-технических задач часто бывает необходимо математически описать какую-либо динамическую систему. Это можно сделать в

При решении научных и инженерно-технических задач часто бывает необходимо математически описать какую-либо динамическую систему. Это можно сделать в При решении научных и инженерно-технических задач часто бывает необходимо математически описать какую-либо динамическую систему. Это можно сделать в виде дифференциальных уравнений ДУ или системы дифференциальных

Подробнее