Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "Техническая секция. А.Г. Хохлов ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО"

Транскрипт

1 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 - ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ им. академика А. И. ЛЕЙПУНСКОГО Работа посвящена расчетному исследованию и сравнению радиационных свойств свежего и отработавшего топлива двух видов двуокиси урана и смешанного (МОХ) топлива на основе оружейного плутония. Для обоих видов топлива рассчитаны изотопные составы, интенсивности и спектры нейтронного и гамма-излучения актинидов и (для отработавшего топлива) продуктов деления. Кроме того, для свежего топлива учитывается тормозное излучение дочерних продуктов распада 238 U. Оценены уровни мощностей эквивалентных доз на поверхности и вблизи ТВС, обусловленные нейтронным, гамма- и рентгеновским излучениями. Для свежего топлива определены вклады отдельных радионуклидов в величину мощности дозы. Введение В настоящее время энергетический реактор БН-600 на быстрых нейтронах работает на урановым топливе. Планируемое использование в этом реакторе МОХ-топлива на основе оружейного плутония требует проведения дополнительных исследований по изучению характеристик этого топлива. Условия обращения с МОХ-топливом отличаются от условий обращения с традиционным урановым топливом. Прежде всего необходимо отметить различие в наборе основных радионуклидов, формирующих нейтронную и гамма-дозу. Это приводит, например, к тому, что эквивалентная мощность дозы от ТВС со свежим МОХтопливом оказывается существенно выше. Набор измеренных данных по радиационной обстановке при обращении с отдельными экспериментальными МОХ-ТВС весьма ограничен. В этой связи большое значение приобретают расчетные методы исследования. Предполагаемое использование в реакторе БН-600 смешанного топлива на основе оружейного плутония предъявляет более жесткие требования к организации транспортирования и хранения как свежих, так и отработавших ТВС, по сравнению с используемым в настоящее время урановым топливом. Все технологические операции, связанные как с непосредственным контактом персонала с ТВС, так и выполняемые дистанционно, также должны быть заново пересмотрены и, при необходимости, скорректированы с учетом более высокого радиационного фона, характерного для МОХ-топлива. Точность прогнозирования дозиметрической обстановки в значительной степени определяется корректным учетом всех компонент источников излучения, наличием надежного расчетного аппарата (расчетных программ, ядерно-физических констант). Целью работы является: расчетное исследование радиационных характеристик свежего и отработавшего МОХ-топлива на основе оружейного плутония, оценка дозиметрической обстановки при работе с незащищенной ТВС и сравнение этих характеристик с аналогичными характеристиками уранового топлива.

2 1. Расчет радиационных характеристик свежего топлива ТВС реактора БН-600 Сравниваются два вида топлива, загружаемого в ТВС зоны большого обогащения UO 2 и (UO 2 +PuO 2 ). В обоих случаях используется один и тот же тип ТВС. Характеристики ТВС представлены в таблице 1. Таблица 1 Геометрические характеристики ТВС активной зоны реактора БН-600 Элемент ТВС Параметр Значение Чехол Размер "под ключ", см см Твэл Количество в ТВС, шт. Внешний диаметр, см Толщина оболочки, см Характеристики загружаемого свежего топлива приведены в таблице 2. Таблица 2 Характеристики загружаемого топлива ТВС реактора БН-600 Зона ТВС Параметр Тип топлива UO 2 ÌÎÕ Верхний торцевой экран Высота, см Плотность двуокиси внутри твэла, г/см 3 Обогащение урана по 235 U, % Активная зона Нижний торцевой экран Высота, см Плотность двуокиси внутри твэла, г/см 3 Обогащение урана по 235 U, % Обогащение топлива по Pu, % Высота, см Плотность двуокиси внутри твэла, г/см 3 Обогащение урана по 235 U, % Радионуклидный состав урана в UO 2 -топливе активной зоны: 234 U / 235 U / 238 U = 0.2 / 26.0 / 73.8 %%, Радионуклидный состав плутония в (UO 2 +PuO 2 )-топливе активной зоны: 238 Pu / 239 Pu / 240 Pu / 241 Pu / 242 Pu / 241 Am = 0.02 / / 5.81 / 0.18 / 0.03 / 0.02 %%. Все последующие результаты относятся к топливу, содержащемуся только в активной части ТВС. Расчеты кинетики изменения изотопного состава топлива и источников нейтронного излучения проводились по программе CARE [1]. При определении спектрального состава и интенсивностей источников излучения в свежем топливе учитывались как радионуклиды, изначально входящие в состав топлива, так и находящиеся с ними в равновесии дочерние продукты распада. В расчетах нейтронного источника учитывались нейтроны, рожденные при спонтанном делении актинидов и в (α,n)- реакциях на кислороде, входящем в состав топлива.

3 Для расчетов мощностей доз использована расчетная модель ТВС в (R,Z)- геометрии, представленная на рис. 1. Z, см 5.0 Головка ТВС 30.0 Верхний торцевой экран Активная зона Чехол ТВС Воздух 35.0 Нижний торцевой экран 5.0 Хвостовик R, см Рис. 1. Расчетная (R,Z)- модель ТВС без защиты Значения мощностей эквивалентных доз рассчитывались на расстояниях 0, 10, 50, 100 и 200 см от поверхности ТВС. Расчеты проводились по двумерной программе DOT-3.5 [7] в S 16 Р 1 -приближении метода дискретных ординат и в разложении индикатрисы рассеяния, с использованием комплекса подготовки констант CONSYST (для констант БНАБ) и GIP (для 25-групповой системы гамма-констант). Рассчитанные значения мощностей эквивалентных доз, обусловленных нейтронным, гаммаи тормозным (рентгеновским) излучениями активной части ТВС для обоих типов топлива приведены в таблице 3. Тип топлива 1.1. Мощности эквивалентных доз от незащищенной ТВС со свежим урановым и МОХтопливом Расстояние от ТВС, см Таблица 3 Мощности эквивалентных доз от незащищенной ТВС со свежим топливом, мкзв / ч D n D γ D n,γ D γ(β) Σ γ D Σ E E E E E E E E E E E E+00 UO E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+02 ÌÎÕ E E E E E E E E E E E E E E E E E E+00 Здесь: D n - мощность дозы, обусловленная источником нейтронов (спонтанное деление актинидов + (α,n)-реакция на кислороде; D n,γ, D γ, D γ(β) - мощности дозы за счет захватного излучения, γ-излучения актинидов, рентгеновского (тормозного) излучения соответственно;

4 Σ γ - мощность дозы от всех компонент рентгеновского и γ-излучения; D Σ - величина полной мощности эквивалентной дозы. Из приведенных в таблице 3 данных видно, что величина мощности дозы от ТВС со свежим МОХ-топливом в 20 раз превышает мощность дозы от ТВС с урановым топливом. В урановом топливе мощность дозы полностью определяется гамма-излучением (вклад нейтронов составляет лишь 0.8 %). Для МОХ-топлива вклады гамма- и нейтронной составляющих в мощность дозы практически одинаковы. Из сравнения уровней мощностей доз, обусловленных тормозным излучением, видно, что, несмотря на значительное различие интенсивностей соответствующих источников, мощности доз для обоих видов топлива практически одинаковы. 2. Расчет радиационных характеристик отработавшего топлива ТВС реактора БН-600 Радиационные характеристики отработавшего топлива рассчитывались для двух времен выдержки после облучения в активной зоне реактора БН года и 3 года. Эти времена выдержки приблизительно соответствуют моменту извлечения ТВС из внутриреакторного хранилища и моменту отправки отработавших ТВС на завод по переработке топлива. При расчетах мощностей эквивалентных доз учитывались источники излучения не только активной части ТВС, как это делалось в случае свежего топлива, но и зон воспроизводства верхнего (ВТЭ) и нижнего (НТЭ) торцевых экранов, содержащих обедненный уран. Для более корректного учета пространственного распределения источников в активной части ТВС она представлена тремя частями приблизительно равной высоты: АЗ(1) - 35 см, АЗ(2) - 33 см и АЗ(3) - 35 см (отсчет ведется от ВТЭ к НТЭ). Изотопный состав отработавшего топлива рассчитывался по программе CARE [1]. Длительность облучения ТВС в активной зоне 560 эфф.сут Мощности эквивалентных доз от незащищенной ТВС с отработавшим урановым и МОХ-топливом Расчеты мощностей доз проводились с использованием расчетной модели, приведенной на рис. 2. Z, см 5.0 Головка ТВС 30.0 ВТЭ 35.0 АЗ(1) 33.0 АЗ(2) Чехол ТВС Воздух 35.0 АЗ(3) 35.0 НТЭ 5.0 Хвостовик R, см Рис. 2. Расчетная (R,Z)-модель для незащищенной ТВС с отработавшим топливом Рассчитанные по двумерной программе DOT-3.5 [7] значения мощностей эквивалентных доз, обусловленных нейтронным и гамма-излучениями ТВС, для обоих типов топлива приведены в таблице 4.

5 Время выдержки после облучения, год Тип топлива Расстояни е от ТВС, см Таблица 4 Мощности эквивалентных доз от незащищенной ТВС с отработавшим топливом, мкзв / ч D n D n,γ D γ D n D n,γ D γ E E E E E E E E E E E E+08 UO E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+07 ÌÎÕ E E E E E E E E E E E E E E E E E E+06 В отработавшем топливе мощность дозы определяется гамма-излучением продуктов деления. В случае выдержки топлива в течение 0.5 года основными радионуклидами, ответственными за формирование гамма-компоненты мощности дозы, являются: в урановом топливе 95 Zr и 95 Nb, в МОХ-топливе - 95 Zr, 95 Nb и 106 Rh. Как следует из приведенных данных, после выдержки ТВС в течение 0.5 года мощность дозы от уранового топлива несколько выше, чем от МОХ-топлива. По мере увеличения времени выдержки это соотношение изменяется: уже для 3-х летней выдержки мощность дозы от ТВС с МОХ-топливом становится больше, по сравнению с урановым (это связано с большой наработкой 106 Rh â ÌÎÕ-òîïëèâå). Величина нейтронной составляющей мощности дозы в отработавшем МОХ-топливе при выдержке 0.5 года примерно в 25 раз превышает нейтронную составляющую для уранового топлива. Основными источниками нейтронного излучения являются: в урановом топливе изотопы плутония 238 Pu, 239 Pu и 240 Pu, а в МОХ-топливе 240 Pu и изотопы кюрия 242 Cm и 242 Cm, обладающие высоким выходом нейтронов спонтанного деления. К трем годам выдержки нейтронная составляющая мощности дозы от ТВС с МОХ-топливом падает в 2.5 раза, поскольку к этому моменту 242 Cm (период полураспада 163 дня), в значительной степени распадается. В урановом же топливе интенсивность нейтронного источника за это время практически не изменяется из-за большого времени жизни изотопов плутония 238 Pu, 239 Pu и 240 Pu.

6 Заключение Анализ полученных данных для свежего топлива показывает: 1. Мощность дозы на поверхности ТВС со свежим МОХ-топливом составляет мкзв/ч и превышает мощность дозы от ТВС с урановым топливом примерно в 20 раз. 2. В урановом топливе мощность дозы полностью определяется гамма- излучением, в случае МОХ-топлива вклады нейтронной и гамма-составляющих приблизительно равны и составляют мкзв/ч и мкзв/ч соответственно. 3. Практическое влияние тормозного излучения необходимо учитывать только для ТВС с урановым топливом. Из сопоставления расчетных результатов для отработавших ТВС на основе уранового и МОХ-топлива следует: 1. Мощность дозы от незащищенной ТВС в обоих случаях определяется гамма-излучением продуктов деления. 2. Мощность дозы на поверхности ТВС с урановым топливом после выдержки 0.5 года составляет мкзв/ч и практически совпадает с данными для МОХ-топлива. 3. Мощность дозы от ТВС с МОХ-топливом после трех лет выдержки составляет мкзв/ч и несколько превышает мощность дозы от ТВС с урановым топливом. Это связано с большой наработкой 106 Rh в МОХ-топливе. 4. Величина нейтронной составляющей мощности дозы от ТВС с отработавшим МОХтопливом при выдержке 0.5 года составляет мкзв/ч и примерно в 25 раз превышает вклад нейтронов в мощность дозы для уранового топлива. 5. После трехлетней выдержки мощность дозы на поверхности ТВС со смешанным топливом составляет мкзв/ч, а с урановом мкзв/ч. Литература 1. А.Л. Кочетков. Программа CARE расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке. Препринт ФЭИ Обнинск, Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 39 МКРЗ. В двух книгах. Москва, Энергоатомиздат, Ю. В. Хольнов, В. П. Чечев и др. Характеристики излучений радионуклидов, применяемых в народном хозяйстве. Оцененные данные. Справочник. М., Атомиздат, Ю. В. Хольнов, В. П. Чечев и др. Оцененные значения ядерно-физических характеристик радиоактивных нуклидов, применяемых в народном хозяйстве. Справочник. М., Энергоиздат, В. П. Чечев, Н. К. Кузьмененко, В. О. Сергеев и др. Оцененные значения ядерно-физических характеристик трансурановых радионуклидов. Справочник. М., Энергоиздат, В. М. Колобашкин, П. М. Рубцов, В. Г. Алексанкин и др. Бета-излучение продуктов деления. Справочник. М. Атомиздат, Mynatt F.R., et. al. The DOT III Two-Dimensional Discrete Ordinates Transport Code, Oak Ridge National Laboratory, TN, ORNL-TM-4280 (September, 1973).

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

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

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

РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШИХ ВОСПРОИЗВОДЯЩИХ СБОРОК НА ОСНОВЕ ТОРИЯ ДЛЯ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШИХ ВОСПРОИЗВОДЯЩИХ СБОРОК НА ОСНОВЕ ТОРИЯ ДЛЯ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В.А. Черный, А.Г. Цикунов, Г.Н. Хохлов, А.И. Невиница, А.Г. Хохлов тел. (708439) 95861,

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

Определение эффективной мощности дозы нейтронов в помещениях судовых АЭУ по результатам измерений. Н.Г.Андреев, В.Н.Вавилкин, О.С.Замятин, С.П.

Определение эффективной мощности дозы нейтронов в помещениях судовых АЭУ по результатам измерений. Н.Г.Андреев, В.Н.Вавилкин, О.С.Замятин, С.П. Определение эффективной мощности дозы нейтронов в помещениях судовых АЭУ по результатам измерений Н.Г.Андреев, В.Н.Вавилкин, О.С.Замятин, С.П.Довбуш ОАО «ОКБМ Африкантов» Аннотация Условием обеспечения

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

Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А.

Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А. Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение Ответственный исполнитель Андрюшин И.А. 2 АННОТАЦИЯ Настоящий отчет содержит результаты первого этапа исследований

Подробнее

Иванов В.Б. Государственная Дума РФ. Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах

Иванов В.Б. Государственная Дума РФ. Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах Иванов В.Б. Государственная Дума РФ Об утилизации плутония в замкнутом топливном цикле с использованием реакторов на быстрых нейтронах Схемы утилизации плутония a) b) Pu оружейный 34 т Pu оружейный 34

Подробнее

ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. Защита временем, количеством, расстоянием

ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. Защита временем, количеством, расстоянием ТЕМА 2.5 ИНЖЕНЕРНЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С УЧЕТОМ РАССЕЯНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ Защита временем, количеством, расстоянием Допустимые условия работы с источниками излучения требуют, чтобы выполнялись

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

«МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И.

«МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И. «МОКС-топливо: технологии получения, перспективы применения в ядерной энергетике» Главный инженер Радиохимического завода ФГУП ФЯО «ГХК» С.И. Бычков Цели создания производства МОКС-топлива Топливообеспечение

Подробнее

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

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

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

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

Подробнее

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 21

ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ. Инжечик Лев Владиславович. Кафедра общей физики Лекция 21 ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА ПОЛУЧЕНИЕ ПРИМЕНЕНИЕ Инжечик Лев Владиславович Кафедра общей физики inzhechik@stream.ru Лекция 21 Единицы некоторых величин, связанных с ионизирующим излучением Активность радионуклида

Подробнее

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

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

Подробнее

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

Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3

Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3 Устройства детектирования на основе сцинтилляционных кристаллов бромида лантана (LaBr 3 :Ce) и спектрометрические системы построенные на их базе ЗАО «НПЦ «Аспект». НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ с использованием сцинтилляционных

Подробнее

Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом. Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев

Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом. Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев Натриевый реактор на быстрых нейтронах со смешанным нитридным топливом Главный конструктор РУ БН Б.А. Васильев Введение Натрий как теплоноситель реакторов на быстрых нейтронах впервые был применен в нашей

Подробнее

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г.

ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ. Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. ПРОЕКТ «ПРОРЫВ» - СОЗДАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЙ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Д.т.н., проф. Е.О. Адамов 29 ноября 2012 г. Глава 5. Этапы стратегии п.6. Развертывание НИР и ОКР по технологии замкнутого ядерного

Подробнее

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

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

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

Радиационная экология

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

Подробнее

Кафедра вычислительной физики ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ ДЛЯ ПРОВЕРКИ ОСТАТОЧНЫХ ЗНАНИЙ СТУДЕНТОВ

Кафедра вычислительной физики ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ ДЛЯ ПРОВЕРКИ ОСТАТОЧНЫХ ЗНАНИЙ СТУДЕНТОВ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Казанский (Приволжский) федеральный университет» Кафедра вычислительной физики ТЕСТОВЫЕ ЗАДАНИЯ

Подробнее

СЕРИЯ: АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

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

Подробнее

Технологии замыкания ядерно-топливного цикла

Технологии замыкания ядерно-топливного цикла Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Технологии замыкания ядерно-топливного цикла Генеральный директор ФГУП «ГХК» П. М. Гаврилов Актуальные проблемы

Подробнее

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

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

Подробнее

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

НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Александрова Е.Н., Мельников К.Г. Государственный Научный Центр Российской

Подробнее

МИНИСТЕРСТВО ЭКОНОМИЧЕСКОГО РАЗВИТИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ. ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО АККРЕДИТАЦИИ (росаккредитация) ПРИКАЗ. Москва Х!!

МИНИСТЕРСТВО ЭКОНОМИЧЕСКОГО РАЗВИТИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ. ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО АККРЕДИТАЦИИ (росаккредитация) ПРИКАЗ. Москва Х!! МИНИСТЕРСТВО ЭКОНОМИЧЕСКОГО РАЗВИТИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО АККРЕДИТАЦИИ (росаккредитация) ПРИКАЗ Москва Х!! А-.,.JJZ 33 -...;=- Об аккредитации Акционерного общества «Государственный

Подробнее

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ Профессор И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА Лекция 11. СЕМЕЙСТВА РАДИОАКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ 1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния Все ещё встречающиеся в природе элементы с атомными

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

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

Общие сведения 1. Кафедра Естественных наук

Общие сведения 1. Кафедра Естественных наук Фонд оценочных средств для проведения промежуточной аттестации обучающихся по дисциплине (модулю): Б1.В.ОД.24 Радиационная экология Общие сведения 1. Кафедра Естественных наук 2. Направление подготовки

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

СОСТАВИТЕЛЬ: А.И.Тимощенко, доцент кафедры ядерной и радиационной безопасности, к.ф.-м.н., доцент.

СОСТАВИТЕЛЬ: А.И.Тимощенко, доцент кафедры ядерной и радиационной безопасности, к.ф.-м.н., доцент. 2 Учебная программа составлена на основе образовательного стандарта для специальности 1-100 01 01 Ядерная и радиационная безопасность (ОСВО 1-100 01 01-2009) и учебного плана кафедры ядерной и радиационной

Подробнее

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

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

Подробнее

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б.

Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Иванов Проблемы обращения с облученным (отработавшим) ядерным топливом

Подробнее

Радиохимия С3 С4 С5 С6 С7 С8 С9 С10 С11

Радиохимия С3 С4 С5 С6 С7 С8 С9 С10 С11 Радиохимия Семинарские занятия призваны закрепить теоретические знания студентов и познакомить их с методами решения конкретных задач, возникающих при практическом приложении знаний. Тема семинарского

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

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

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

Подробнее

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г.

Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность. Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский институт» 22 ноября 2016 г. XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» Атомная энергетика: экологичность, безопасность, надежность и экономическая эффективность Субботин С.А. НИЦ «Курчатовский

Подробнее

ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва

ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва 43 ДЕНИСОВ А.Л. ООО НПФ «Сосны», г. Москва РАЗРАБОТКА МОДЕЛЕЙ И ПРОВЕДЕНИЕ РАСЧЕТОВ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА В ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ТЕХНОЛОГИЙ ПОДГОТОВКИ ОТВС РУ ЭГП-6 К ВЫВОЗУ НА

Подробнее

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN.

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

Подробнее

Стратегия развития ядерной энергетики в России Развитие ядерной энергетики в России на ближайшие десятилетия определяется принятой Правительством Росс

Стратегия развития ядерной энергетики в России Развитие ядерной энергетики в России на ближайшие десятилетия определяется принятой Правительством Росс В. Б. Иванов, д.т.н., проф., Директор ОАО «ВНИИНМ имени А.А. Бочвара» Замыкание Ядерного Топливного Цикла реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает качественно новый уровень безопасности атомной энергетики.

Подробнее

2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ 2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива

Подробнее

Дополнение 1 к МУК

Дополнение 1 к МУК Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование Российской Федерации 2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ Радиационный контроль металлолома Дополнение 1 к МУК 2.6.1.1087-02

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

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

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

Подробнее

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

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

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ

МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ МАЛОГАБАРИТНЫЕ ТОРИЕВЫЕ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ П.Б. Басков, Г.П. Кириченко, В.В. Сахаров, И.В. Мосягина, А.С. Худин Юбилейная Научно-техническая конференция,

Подробнее

ОПРЕДЕЛЕНИЕ НАПРАВЛЕНИЯ. Чернявский И. Ю., Национальный университет гражданской защиты Украины, г. Харьков

ОПРЕДЕЛЕНИЕ НАПРАВЛЕНИЯ. Чернявский И. Ю., Национальный университет гражданской защиты Украины, г. Харьков ОПРЕДЕЛЕНИЕ НАПРАВЛЕНИЯ НА ИСТОЧНИК ПРОНИКАЮЩИХ ЯДЕРНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ В УСЛОВИЯХ НЕРАВНОМЕРНОГО РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ Чернявский И. Ю., Национальный университет гражданской защиты Украины, г. Харьков

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

ВОПРОСЫ ПО СОВРЕМЕННЫМ МЕТОДАМ ЛУЧЕВОЙ ДИАГНОСТИКИ И ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ

ВОПРОСЫ ПО СОВРЕМЕННЫМ МЕТОДАМ ЛУЧЕВОЙ ДИАГНОСТИКИ И ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ ВОПРОСЫ ПО СОВРЕМЕННЫМ МЕТОДАМ ЛУЧЕВОЙ ДИАГНОСТИКИ И ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ ТЕМА: Физико-технические основы современных методов лучевой диагностики и лучевой терапии ВОПРОС: 1. Кто открыл явление естественной

Подробнее

Естественный фон. Рентгеновское и гаммаизлучения. Быстрые нейтроны. Альфаизлучение. Медленные нейтроны. k 1 1-1,

Естественный фон. Рентгеновское и гаммаизлучения. Быстрые нейтроны. Альфаизлучение. Медленные нейтроны. k 1 1-1, Тема: Лекция 54 Строение атомного ядра. Ядерные силы. Размеры ядер. Изотопы. Дефект масс. Энергия связи. Радиоактивность. Закон радиоактивного распада. Свойства ионизирующих излучений. Биологическое действие

Подробнее

Название курса на английском языке. Nuclear Physics and the Man. Ответственный за курс доцент М.Е. Степанов

Название курса на английском языке. Nuclear Physics and the Man. Ответственный за курс доцент М.Е. Степанов Название курса на английском языке Nuclear Physics and the Man Ответственный за курс доцент М.Е. Степанов Аннотация к курсу Ядерная физика и Человек Цикл лекций представляет собой введение в современную

Подробнее

Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации

Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации Автор доклада: Журбенко Е.А. Руководитель: Былкин Б.К. (РНЦ КИ) Введение. Современное состояние

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

природа, единицы измерения, биологические эффекты

природа, единицы измерения, биологические эффекты природа, единицы измерения, биологические эффекты Ядра атомов одного и того же элемента всегда содержат одно и то же число протонов, но число нейтронов в них может быть разным. Атомы, имеющие ядра с одинаковым

Подробнее

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах

О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах XI Международный общественный форум-диалог «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭКОЛОГИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ-2016» О перспективах ядерной энергетики с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах Васильев Б.А. Главный конструктор

Подробнее

Замкнутый ядерный топливный цикл

Замкнутый ядерный топливный цикл Замкнутый ядерный топливный цикл Деление ядра Выделение энергии в ядерных реакторах происходит за счёт деления ядер урана и плутония. В реакторах на тепловых нейтронах (ТР) делению подвергаются радиоактивные

Подробнее

Развитие технологий переработки ОЯТ в России

Развитие технологий переработки ОЯТ в России ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РОСАТОМ" Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Развитие технологий переработки ОЯТ в России Д.Н.Колупаев

Подробнее

Am 241. препараты. Диоксид америция

Am 241. препараты. Диоксид америция Am 241 Am Препараты 241 Диоксид америция Диоксид америция с радионуклидом америций-241 в виде порошка (далее препарат) поставляется в капсулах, герметизируемых аргонодуговой сваркой. Масса радионуклида

Подробнее

Введение в радиоактивность Степан Николаевич Калмыков тел

Введение в радиоактивность Степан Николаевич Калмыков тел Введение в радиоактивность Степан Николаевич Калмыков тел. 939-32-20 stepan@radio.chem.msu.ru http://radiochemistry-msu.ru/leaders/102-kalmykov Курение и Po-210 210 Po: T 1/2 = 139 дней, Период полувыведения

Подробнее

СПРАВКА о радиационной обстановке на территории Калужской области в 2011 г.

СПРАВКА о радиационной обстановке на территории Калужской области в 2011 г. 1 СПРАВКА о радиационной обстановке на территории Калужской области в 2011 г. Ким В.М., Волокитин А.А., Уваров А.Д., Полянская О.Н., Виноградова Л.А., Яхрюшин В.Н. Радиационно опасными объектами (РОО),

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

Кафедра общей гигиены

Кафедра общей гигиены Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Иркутский государственный медицинский университет Росздрава» Кафедра общей гигиены Методические рекомендации для преподавателей

Подробнее

Использование измерительного комплекса ISO-CART и программы ISOPLUS

Использование измерительного комплекса ISO-CART и программы ISOPLUS Использование измерительного комплекса ISO-CART и программы ISOPLUS Вывод из эксплуатации предприятий атомного цикла, ликвидация поверхностных загрязнений и переработка ядреных отходов приводят к образованию

Подробнее

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

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

Подробнее

ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В АКТИВНЫХ ЗОНАХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ ЛЕДОКОЛОВ

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

Подробнее

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

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

Свойства атомных ядер. N Z диаграмма атомных ядер

Свойства атомных ядер. N Z диаграмма атомных ядер Лабораторная работа 1 Свойства атомных ядер Цель работы: научиться пользоваться современными базами данных в научно-исследовательской работе, получить более углубленное представление о материале, изучаемом

Подробнее

ДОКЛАДЧИК: Заведующий ОГТ - Лунев В. В. ФГБУЗ ГЦГиЭ ФМБА России 2016 г.

ДОКЛАДЧИК: Заведующий ОГТ - Лунев В. В. ФГБУЗ ГЦГиЭ ФМБА России 2016 г. Актуальные вопросы обеспечения радиационной безопасности на объектах, обслуживаемых ФГБУЗ ГЦГиЭ ФМБА России ДОКЛАДЧИК: Заведующий ОГТ - Лунев В. В. ФГБУЗ ГЦГиЭ ФМБА России 2016 г. Предлагаемые для рассмотрения

Подробнее

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

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

Подробнее

ЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ «ОРЕНБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ АГРАРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ»

ЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ «ОРЕНБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ АГРАРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» ЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ «ОРЕНБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ АГРАРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Методические рекомендации для самостоятельной работы обучающихся

Подробнее

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN. Г.М. Жердев, А М. Цибуля ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск

АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN. Г.М. Жердев, А М. Цибуля ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск УДК 621.039.51.17 АННОТАЦИЯ КОМПЛЕКСА ПРОГРАММ WIMS/ABBN Г.М. Жердев, А М. Цибуля ГНЦ РФ ФЭИ, г. Обнинск Standard abstract of the WIMS/ABBN code is presented. The code could be requested from the Minatom

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

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

Курындин Антон Владимирович

Курындин Антон Владимирович На правах рукописи Курындин Антон Владимирович ИНФОРМАЦИОННАЯ СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕГУЛИРУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ОЯТ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-440, ВВЭР-1000 И РБМК-1000 Специальность 05.14.03

Подробнее

Проектирование и изготовление радиационной защиты для прецизионной спектрометрической аппаратуры

Проектирование и изготовление радиационной защиты для прецизионной спектрометрической аппаратуры Проектирование и изготовление радиационной защиты для прецизионной спектрометрической аппаратуры В. П. Мошак, Н. В. Ефремова, А. Р. Розите Baltic Scientific Instruments, Рига, Латвия Baltic Scientific

Подробнее

РАДИАЦИОННЫЕ АСПЕКТЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА НА ОАО «МСЗ» ПРИ ПРОИЗВОДСТВЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

РАДИАЦИОННЫЕ АСПЕКТЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА НА ОАО «МСЗ» ПРИ ПРОИЗВОДСТВЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РАДИАЦИОННЫЕ АСПЕКТЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА НА ОАО «МСЗ» ПРИ ПРОИЗВОДСТВЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Кислов А.И., Титов А.А. (Ростехнадзор), Дмитриев А.М., д. т. н., Синцов А.Е. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Романов

Подробнее

Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла

Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА

Подробнее

УДК: На правах рукописи. Лопаткин Александр Викторович

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

Подробнее

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

Опыт создания производств нового поколения на ФЯО ФГУП «ГХК»

Опыт создания производств нового поколения на ФЯО ФГУП «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП ФЯО ФГУП «Горно-химический комбинат» комбинат» Опыт создания производств нового поколения на ФЯО ФГУП «ГХК» ФЯО ФГУП «ГХК» П.М. Гаврилов Производства

Подробнее

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА 4.14 ИССЛЕДОВАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩЕГО ИЗОТОПА КАЛИЯ

ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА 4.14 ИССЛЕДОВАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩЕГО ИЗОТОПА КАЛИЯ 1 ЛАБОРАТОРНАЯ РАБОТА 4.14 ИССЛЕДОВАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩЕГО ИЗОТОПА КАЛИЯ Ц е л ь р а б о т ы : Экспериментальное определение периода полураспада 19 К 4 0 ; оценка β активности исследуемого источника и человеческого

Подробнее

t а) No = N. e -λt ; б) N = No ln(λt); в) N = No. е -λt ; г) No/2 = No. е -λt ; д) N = No dt. A 0 A A 0 A ~

t а) No = N. e -λt ; б) N = No ln(λt); в) N = No. е -λt ; г) No/2 = No. е -λt ; д) N = No dt. A 0 A A 0 A ~ 136 РАДИОАКТИВНОСТЬ Задание 1. Укажите правильный ответ: 1. Радиоактивностью называется... а) самопроизвольное превращение ядер с испусканием α-частиц; б) спонтанное деление ядер; в) внутриядерное превращение

Подробнее

Семинар 12. Деление атомных ядер

Семинар 12. Деление атомных ядер Семинар 1. Деление атомных ядер На устойчивость атомного ядра влияют два типа сил: короткодействующие силы притяжения между нуклонами, дальнодействующие электромагнитные силы отталкивания между протонами.

Подробнее

Основные направления деятельности Межрегионального управления 15 ФМБА России по надзору за радиационной безопасностью ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ»

Основные направления деятельности Межрегионального управления 15 ФМБА России по надзору за радиационной безопасностью ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ» 1 Основные направления деятельности Межрегионального управления 15 ФМБА России по надзору за радиационной безопасностью ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ» надзор и радиационный контроль при работах на радиационно-опасных

Подробнее

главный калибр тема номера РЭа

главный калибр тема номера РЭа 8 главный калибр тема номера РЭа Юрий СЕМЧЕНКОВ, НИЦ «Курчатовский институт» Использование топлива в реакторах ВВЭР: состояние и перспективы Каковы особенности применения ядерного топлива на реакторах

Подробнее

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния. Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83

1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния. Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83 1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ 1.1 Семейства урана, тория и актиния. Все еще встречающиеся в природе элементы с атомными номерами, превышающими 83 (висмут), радиоактивны. Они представляют собой звенья

Подробнее

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

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

Подробнее

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Иркутский государственный медицинский университет Росздрава»

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Иркутский государственный медицинский университет Росздрава» Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Иркутский государственный медицинский университет Росздрава» Кафедра общей гигиены Методические рекомендации для преподавателей

Подробнее

Ф 0 = Ф(exp - Кd).(1),

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

Подробнее

Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора

Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора УДК 621.039.538 Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора Лукьянчиков А.В., студент кафедра «Ядерные реакторы и установки», Россия, 105005, г. Москва, МГТУ им. Н.Э. Баумана Научный руководитель:

Подробнее

Элементы ядерной физики Лекция 1

Элементы ядерной физики Лекция 1 Элементы ядерной физики Лекция 1 Радиоактивность (радиоактивный распад) 1.Радиоактивность 2.Виды радиоактивного распада. 3.Основной закон радиоактивного распада. 4.Активность. 5.Ядерные реакции. 6.Использование

Подробнее