7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73

Save this PDF as:
 WORD  PNG  TXT  JPG

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "7,8 - 7,6 1,2 7,93 9,1 7,73"

Транскрипт

1 АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТИ СОЗДАНИЯ ПОЛНОГО 6-ГОДИЧНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПРИ УСЛОВИИ РАБОТЫ НА ПОВЫШЕННОМ УРОВНЕ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ А.А. Гагаринский, Е.Г. Соловьева, НИЦ «Курчатовский Институт» Доклад подводит итоги проведенных работ по анализу возможности создания полного 6-годичного топливного цикла для реакторов ВВЭР-440, показывает перспективы дальнейшего улучшения нейтронно-физических и эксплуатационных характеристик реакторов путем дополнительной оптимизации конструкции топливных кассет и компоновки топливных загрузок. Повышение обогащения топлива выше 5% по урану-235 представляется перспективным направлением совершенсования топливного цикла ВВЭР-440. Обогащение выше 5% позволяет разработать полный 6-годичный топливный цикл (с оставлением части кассет на 7-й год эксплуатации), который удовлеоряет условиям работы на повышенной тепловой мощности и современным требованиям энергосистемы. В докладе представлены результаты разработок 6-годичных топливных циклов для ВВЭР-440 на основе кассет с увеличенной загрузкой урана РК-2+ и РК-3 при условии работы реактора на повышенном уровне тепловой мощности 107, 109 и 112%. В настоящее время фаза развития водо-водяных реакторов средней мощности характеризуется широким использованием реакторов ВВЭР-440 второго поколения (проект В-213). Такие реакторы работают на АЭС Ловиса (Финляндия), Пакш (Венгрия), Дукованы (Чехия), Моховце и Богунице (Словакия), Ровенской (Украина), Кольской (Россия), Армянской АЭС. На площадке АЭС Моховце (Словакия) в 2014 году будут введены в эксплуатацию два новых построенных блока с реакторами ВВЭР-440 (блок 3 и блок 4). Поэтому совершенсование топлива и топливных циклов для реакторов ВВЭР-440 является актуальной задачей на сегодняшний день. Основными направлениями совершенсования топливного цикла реактора ВВЭР-440 являются: уменьшение консерватизма обоснований топливного цикла; повышение начального обогащения топлива подпитки; уменьшение доли заменяемого при перегрузках топлива; возможность работы на повышенном уровне тепловой мощности активной зоны при условии длительности работы топливной загрузки не менее 315 эффективных суток; переход с 5-годичных на 6-годичные топливные циклы (с оставлением части кассет на седьмой год эксплуатации). Исходя из этого, в НИЦ «Курчатовский институт» выполнен цикл научно-технических исследований по разработке новых топливных циклов реакторов ВВЭР-440 для анализа возможности создания полного 6-годичного топливного цикла при условии работы на повышенном уровне тепловой мощности. Были разработаны топливные циклы для реакторов ВВЭР-440 на основе кассет с увеличенной загрузкой урана РК-2+ при условии работы реактора на тепловой мощности 107% (1471 МВт), 109% (1499 МВт) и 112% (1540 МВт). РК-2+ это чехловая кассета второго поколения, которая состоит из пучка элов с увеличенной загрузкой урана (элов третьего поколения) с топливными таблетками без центрального оерстия (и элов второго поколения с выгорающим поглотителем Gd2O3). Твэлы в пучке располагаются по треугольной решетке с шагом 12,3 0,12 мм и соединены между собой дистанционирующими решетками. Таблица 1 Основные характеристики элов с увеличенной загрузкой урана Параметр РК-2 РК-2+ Топливная таблетка, диаметр, мм внешний центрального оерстия Твэл, диаметр оболочки, мм внутренний внешний 7,73 7,93 9,1 9,1 Разработано 17 вариантов топливных циклов для кассет разного обогащения, %: 4,25; 4,38; 4,76; 4,87 [1], [5]. Обогащение топлива выбрано на основе возможностей заводов-изготовителей, а также с учетом дейсующих и перспективных проектов загрузки активной зоны отечесенных и зарубежных ВВЭР-440. Следует отметить, что при разработке топливных загрузок в рабочих кассетах и в ТВС АРК использовалось одно и то же обогащение топлива. Очевидно, что в случае разработки проекта загрузки 7,6 1,2 7,8 -

2 для конкретного блока возможно рассматривать варианты с разным обогащением топлива в рабочих кассетах и ТВС АРК. Таблица 2 Краткие характеристики кассет РК-2+ Тип Вид Среднее Вес урана Тип Шаг между Толщина чехла Выгорающий обогащение кг элов элами, см ТВС, мм поглотитель топлива, % 425W IFA Gd 2 O 3 425F CA Gd 2 O 3 438W IFA Gd 2 O 3 438F CA Gd 2 O 3 476W IFA Gd 2 O 3 476F CA Gd 2 O 3 487W IFA Gd 2 O 3 487F CA Gd 2 O 3 Таблица 3 Краткие характеристики элов Тип эла Эффективная высота топливного столба в холодном состояние, мм Масса таблеток в эле UO 2 (эге UO 2 - Gd 2 O 3 ), г (1141) (1085) Рис. 1. Схема профилирования обогащения топлива в 425W, 425F Рис. 2. Схема профилирования обогащения топлива в 438W, 438F

3 Рис. 3. Схема профилирования обогащения топлива в 476W, 476F Рис. 4. Схема профилирования обогащения топлива в 476W, 476F Краткие конструкционные характеристики кассет РК-2+, используемых в разработках новых топливных циклов для реакторов ВВЭР-440 при условии работы на повышенных уровнях мощности, и характеристики элов и эгов представлены в таблицах 1-3, схемы профилирования обогащения представлены на рисунках 1-4 [1]. Приемлемость разработанных топливных циклов контролируется с учетом пределов безопасной эксплуатации и проектных ограничений, представленных в таблицах 4-5. Таблица 4 Пределы безопасной эксплуатации, использованные при разработке топливных циклов Параметр Значение Мощность реактора, % от номинала Мощность эла, квт Максимальная линейная мощность эла, Вт/см MAX Выгорание в эле/эге, МВт*сут/кг 72.8/ / /68.4 Полный мощностной коэффициент реактивности, 1/МВт <0 <0 <0 Коэффициент реактивности по температуре теплоносителя при Н6=250см, t 260 С, 1/ С <0 <0 <0 Таблица 5 Проектные ограничения, использованные при разработке топливных циклов с кассетами РК-2+ Параметр Мощность реактора, % от номинала K r Kинж Значение

4 Ko табл Kинж Все разработанные топливные циклы сооетсуют этим основным критериям безопасной эксплуатации и проектным ограничениям. Длительность работы загрузок, эфф. сутки Тепловая мощность 107% 109% 112% /66 66/66 66/72 72/72 78/78 Количесо загружаемых свежих кассет 4.87% 4.76% 4.38% 4.25% Обогащение Рис. 5. Зависимость длительности стационарной топливной загрузки от числа загружаемых свежих кассет, тепловой мощности и обогащения топлива На рисунке 5 показано, как меняется длительность работы стационарной топливной загрузки в зависимости от числа ежегодно загружаемых свежих кассет и обогащения топлива при повышении тепловой мощности активной зоны до 107%, 109% и 112%. При расчете эффективной длительности работы топливной загрузки за номинальную принималась повышенная тепловая мощность активной зоны 1471 МВт, 1499 МВт и 1540 МВт. Все разработанные топливные циклы на основе кассет РК-2+ являются 5-годичными. Для получения полного 6-ти годичного цикла в активную зону ежегодно должно быть загружено не более 58 шт свежих топливных сборок (349/6 ~58 шт). Наиболее близко к 6-годичному с точки зрения эксплуатации в активной зоне приближается топливный цикл, в котором среднее время работы топливных сборок составляет 5,6 5,5 года, а максимальное составляет 6 лет при ежегодной загрузке 60/66 кассет РК-2+ средним обогащением 4.87% (четная и нечетная топливная загрузки сооетсенно) при условии работы на 107% мощности. Исследования показали, что при максимальном обогащении топлива 4,95% невозможно разработать 6-годичный топливный цикл ВВЭР-440 для работы на повышенной мощности при выполнении поставленных условий по длительности топливной загрузки. В этой связи повышение обогащения топлива выше 5% представляется перспективным направлением совершенсования топливного цикла ВВЭР-440. Поэтому в НИЦ «Курчатовский институт» разработано новое профилирование топлива по поперечному сечению кассеты РК-2+ средним обогащением 5,35% (см. рисунок 6). Конструктивные характеристики топливных сборок и топливных элементов сооетсуют топливу РК-2+. (см. таблицы 3, 6). Максимальное обогащение 5,6%, обогащение периферийного ряда 4,95%, угловых элов периферийного ряда 4,8%. В кассете установлены шесть элов с поглотителем Gd 2 O 3 с обогащением 4,4% по урану-235. Коэффициент неравномерности энерговыделения элов такой кассеты примерно на 3% ниже, чем профилированной кассеты средним обогащением 4,87%. Таблица 6 Краткие характеристики кассеты РК-2+ средним обогащением 5,35% Среднее Вес урана Тип Шаг между Толщина чехла Выгорающий Тип Вид обогащение кг элов элами, см ТВС, мм поглотитель топлива 535W IFA Gd 2 O 3 535F CA Gd 2 O 3

5 Рис. 6 Схема профилирования обогащения топлива в РК-2+ средним обогащением 5,35% Используя топливные кассеты с повышенным обогащением, можно разработать 6-годичный топливный цикл с оставлением части кассет на седьмой год эксплуатации, который будет удовлеорять условиям работы на увеличенной тепловой мощности. При этом длительность топливной загрузки будет сооетсовать современным требованиям. На рисунке 7 показана схема загрузки топлива в стационарном режиме перегрузки 6-годичного топливного цикла с оставлением части кассет на седьмой год эксплуатации при работе на повышенной тепловой мощности 1471 МВт. В этом топливном цикле ежегодно загружается 48 рабочих кассет и 6 кассет ТВС АРК РК-2+ со средним обогащением топлива 5,35%. Длительность работы топливной загрузки составила 314 эффективных суток. Рис. 7. Полный 6-годичный топливный цикл длительностью 314 эфф. суток c топливом средним обогащением 5,35% Приемлемость разработанного топливного цикла контролируется с использованием пределов безопасной эксплуатации и проектных ограничений для работы на повышенной тепловой мощности активной зоны 1471 МВт (см. таблицы 4, 5). Разработанный 6-годичный топливный цикл сооетсуют этим основным критериям безопасной эксплуатации и проектным ограничениям. Также, для анализа возможности создания полного 6-годичного топливного цикла, были разработаны 9 вариантов топливных циклов для реакторов ВВЭР-440 на основе рабочих кассет с

6 увеличенной загрузкой урана РК-3 и ТВС АРК РК-2+ (средним обогащением 4.87%) при условии работы реактора на тепловой мощности 107% (1471 МВт), 109% (1499 МВт) и 112% (1540 МВт). РК3 - это без чехловая рабочая кассета для реактора ВВЭР-440. Особенности конструкции РК-3 следующие: замена чехлов на каркасные уголки, наличие в топливном пучке трех циркониевых каркасных трубок размером 12,6 х 1 мм, увеличение шага расстановки элов в топливных пучках рабочих кассет до 12.6 мм. Эффективность использования ядерного топлива третьего поколения возрастает за счет снижения паразитного захвата тепловых нейтронов в конструкционных материалах (уменьшена масса циркония) и оптимизации водо-уранового отношения (увеличение шага элов) [1], [2]. Краткие конструкционные характеристики кассеты РК-3 и характеристики элов и эгов представлены в таблицах 3 и 7, схема профилирования обогащения представлена на рисунке 8. Тип Вид Рис. 8 Схема профилирования обогащения топлива в РК-3 Среднее обогащение топлива Краткие характеристики кассеты РК-3 Вес урана кг Тип элов Шаг между элами, см Толщина чехла ТВС, мм Таблица 7 Выгорающий поглотитель РК3 IFA Gd 2 O 3 Приемлемость разработанных топливных циклов на основе рабочих кассет с увеличенной загрузкой урана РК-3 и ТВС АРК РК-2+ (средним обогащением 4.87%) контролируется с учетом пределов безопасной эксплуатации (см. таблицу 4) и проектных ограничений, представленных в таблице 8. Таблица 8 Проектные ограничения, использованные при разработке топливных циклов с кассетами РК-3 Параметр Мощность реактора, % от номинала K r Ko Kинж табл Kинж Значение Все разработанные топливные циклы сооетсуют этим основным критериям безопасной эксплуатации и проектным ограничениям.

7 На рисунке 9 показано, как меняется длительность работы стационарной топливной загрузки в зависимости от числа ежегодно загружаемых свежих кассет при повышении тепловой мощности активной зоны до 107%, 109% и 112%. При расчете эффективной длительности работы топливной загрузки за номинальную принималась повышенная тепловая мощность активной зоны 1471 МВт, 1499 МВт и 1540 МВт. Длительность работы загрузок, эфф. сутки Тепловая мощность 107% 109% 112% РК3 Обогащение 54 54/ /66 66/66 Количесо загружаемых свежих кассет Рис. 9. Зависимость длительности стационарной топливной загрузки от числа загружаемых свежих кассет и тепловой мощности Топливные циклы на повышенной мощности до 107% с загрузкой 54/60 и 54 свежих кассет являются 6-годичными, но, следует отметить, что длительность топливного цикла с загрузкой 54 кассет не удовлеоряет современным требованиям. Таким образом, реализовать полный 6-годичный топливный цикл с оставлением части кассет на седьмой год эксплуатации при длительности работы топливной загрузки не менее 315 эфф. суток возможно лишь при использовании кассет РК-2+ средним обогащением выше 5% по урану235 или же при использовании кассет РК-3. Важно отметить, что тепловая мощность при этом не может быть выше 107% (1471 МВт), т.е. реализовать полный 6-ти годичный топливный цикл с длительность работы топливной загрузки, сооетсующей современным требованиям, на повышенной до 109%(1499 МВт), 112%(1540 МВт) тепловой мощности невозможно.

8 IFA - рабочая кассета СА - ТВС АРК - мощность эла Условные обозначения - максимальная линейная мощность эла K - коэффициент неравномерности в мощности эл активной зоны r - максимальная мощность эла -средняя мощность элов K инж - инженерный коэффициент запаса для элов Kо - коэффициент неравномерности в распределении линейной мощности в элах - средняя линейная мощность элов табл K инж - инженерный коэффициент запаса для топливных таблеток

9 Список литературы 1. Гагаринский А.А., Лизоркин М.П., Проселков В.Н., Сапрыкин В.В., Топливные циклы ВВЭР-440 на основе кассет с увеличенной загрузкой урана и повышенным обогащением. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 3, с Адеев В.А., Панов А.Е. Основные характеристики активной зоны ВВЭР-440 с топливом 3- го поколения. в сб. Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития. ОАО «ВНИИИНМ», Москва 2010, с Программа БИПР-7А (версия 1.5). номер паспорта аттестации ПС 241 от Москва, Программа ПЕРМАК-А (версия 1.5). номер паспорта аттестации ПС 240 от Москва, Mikoáš P. VVER-440 fue cyces possibiities using modified FA design in Proc. of Symp. of AER. Finand, 2010, v. 1, р

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

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

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

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

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

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

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

Реакторная установка для АЭС ВВЭР

Реакторная установка для АЭС ВВЭР ВВЭР - 1000 2008 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Действующие и строящиеся АЭС с реакторными установками типа ВВЭР (ВВЭР-440,, ВВЭР-1200) Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ реакторная

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

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

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

РУ АЭС 2006 Стратегический выбор

РУ АЭС 2006 Стратегический выбор РУ АЭС 2006 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная, безопасная и новая конструкция РУ АЭС-2006 реакторная установка с реактором типа ВВЭР мощностью 1200 МВт. Проект основан на опыте,

Подробнее

КОРРОЗИЯ КОНСТРУКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ТВС ИЗ СПЛАВА Э635 В УСЛОВИЯХ ВВЭР Введение

КОРРОЗИЯ КОНСТРУКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ТВС ИЗ СПЛАВА Э635 В УСЛОВИЯХ ВВЭР Введение ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ 1/2 ФИЗИКА 2011 УДК 621.039.546 И.Н. ВОЛКОВА, А.Е. НОВОСЕЛОВ, Г.П. КОБЫЛЯНСКИЙ, А.Н. КОСТЮЧЕНКО КОРРОЗИЯ КОНСТРУКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ТВС ИЗ СПЛАВА Э635 В УСЛОВИЯХ ВВЭР-1000

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

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

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

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

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

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ Беркович Вадим Яковлевич Главный конструктор начальник отделения МНТК -2014, Концерн «Росэнергоатом» 21-23.05.2014 1 Востребованность АЭС средней мощности 1.

Подробнее

Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000

Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000 Государственный концерн «Ядерное топливо» Создание в Украине производства ядерного топлива для реакторов типа ВВЭР-1000 Доклад генерального директора Амосовой Т.В. Атомэкспо - 2011 6-8 июня Москва-2011

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

А.В.Иванов, Г.А.Симаков, Ю.Н.Бабенко ОАО «Машиностроительный завод, Электросталь

А.В.Иванов, Г.А.Симаков, Ю.Н.Бабенко ОАО «Машиностроительный завод, Электросталь РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ И ИЗГОТОВЛЕНИЕ ЭЛЕКТРООБОГРЕВАЕМЫХ ИМИТАТОРОВ ТВЭЛ ДЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ В ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ ТИПА ВВЭР А.В.Иванов, Г.А.Симаков, Ю.Н.Бабенко ОАО «Машиностроительный

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

Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей.

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

Подробнее

Диверсификация рынка топлива реакторов ВВЭР

Диверсификация рынка топлива реакторов ВВЭР Диверсификация рынка топлива реакторов ВВЭР Обеспечение электроэнергией ряда стран Восточной Европы во многом зависит от функционирования их атомного флота, который полностью состоит из ректоров ВВЭР-440

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

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

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

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой

ЛЕКЦИЯ 5. Изготовление топлива для ядерных реакторов. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой ЛЕКЦИЯ 5 ПРОБЛЕММЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 5.1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) совокупность технологических операций, включающих: Добычу урановой руды. Изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана

Подробнее

БЫСТРЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭДУ МЕГАВАТТНОГО КЛАССА

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

Подробнее

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

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

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

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

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

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

Подробнее

УЧЁТ И КОНТРОЛЬ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ НА ИГНАЛИНСКОЙ АЭС

УЧЁТ И КОНТРОЛЬ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ НА ИГНАЛИНСКОЙ АЭС УЧЁТ И КОНТРОЛЬ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ НА ИГНАЛИНСКОЙ АЭС Кузнецов В.Н. Игналинская АЭС, начальник лаборатории топлива ОЯБ Монахов С.Г. Игналинская АЭС, инженер лаборатории топлива ОЯБ На Игналинской АЭС находятся

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

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

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

Подробнее

Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива

Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива «Безопасность, экономика и эффективность атомной отрасли, МНТК-26 Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива А.Б. Долгов, АО «ТВЭЛ» О.Г. Черников, АО «Концерн Росэнергоатом» 25-27 мая 26 г,

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

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

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

ИННОВАЦИОННЫЕ ПРОЕКТЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСВОЕНИЯ МЕСТОРОЖДЕНИЙ И ЭНЕРГООБЕСПЕЧЕНИЯ ДРУГИХ ОБЪЕКТОВ АРКТИЧЕСКИХ ТЕРРИТОРИЙ РОССИИ.

ИННОВАЦИОННЫЕ ПРОЕКТЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСВОЕНИЯ МЕСТОРОЖДЕНИЙ И ЭНЕРГООБЕСПЕЧЕНИЯ ДРУГИХ ОБЪЕКТОВ АРКТИЧЕСКИХ ТЕРРИТОРИЙ РОССИИ. ИННОВАЦИОННЫЕ ПРОЕКТЫ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ ДЛЯ ОСВОЕНИЯ МЕСТОРОЖДЕНИЙ И ЭНЕРГООБЕСПЕЧЕНИЯ ДРУГИХ ОБЪЕКТОВ АРКТИЧЕСКИХ ТЕРРИТОРИЙ РОССИИ. NDEXPO МОСКВА, 2016 Линейка Атомных станций малой мощности

Подробнее

А.А. ЧЕРНОСЛИВ, студент гр. ЭПб-141 (КузГТУ) Научный руководитель И.Н. ПАСКАРЬ, ст. преподаватель (КузГТУ) г. Кемерово

А.А. ЧЕРНОСЛИВ, студент гр. ЭПб-141 (КузГТУ) Научный руководитель И.Н. ПАСКАРЬ, ст. преподаватель (КузГТУ) г. Кемерово УДК 621.316 А.А. ЧЕРНОСЛИВ, студент гр. ЭПб-141 (КузГТУ) Научный руководитель И.Н. ПАСКАРЬ, ст. преподаватель (КузГТУ) г. Кемерово АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ: ПЕРСПЕКТИВЫ НА БУДУЩЕЕ После катострофы на Чернобольской

Подробнее

Обеспечение безопасности атомных станций

Обеспечение безопасности атомных станций Обеспечение безопасности атомных станций Ярослав Игоревич Штромбах, Заместитель директора НИЦ «Курчатовский институт» по направлению ядерные технологии, директор Курчатовского центра ядерных технологий

Подробнее

Эксплуатация энергоблоков Балаковской АЭС с использованием 18-ти месячного топливного цикла

Эксплуатация энергоблоков Балаковской АЭС с использованием 18-ти месячного топливного цикла Эксплуатация энергоблоков Балаковской АЭС с использованием 18-ти месячного топливного цикла В.Н. Бессонов Филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Балаковская атомная станция» www.rosenergoatom.ru История вопроса.

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

Федеральное бюджетное учреждение «Научно технический центр по ядерной и радиационной безопасности» Курындин Антон Владимирович

Федеральное бюджетное учреждение «Научно технический центр по ядерной и радиационной безопасности» Курындин Антон Владимирович Федеральное бюджетное учреждение «Научно технический центр по ядерной и радиационной безопасности» На правах рукописи Курындин Антон Владимирович ИНФОРМАЦИОННАЯ СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕГУЛИРУЮЩИХ

Подробнее

Вывоз дефектного топлива в пеналах с АЭС «Пакш» на переработку в Россию

Вывоз дефектного топлива в пеналах с АЭС «Пакш» на переработку в Россию Вывоз дефектного топлива в пеналах с АЭС «Пакш» на переработку в Россию Лариса Сёке нач. Отдела Ядерного Топлива АЭС «Пакш» Москва, «AТОМЭКСПО 2015» 3 июня 2015 г. 1 Авария В связи со снижением расхода

Подробнее

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте 1 Требования технических заданий на разработку проектов АЭС-2006 и РУ по готовности реакторных установок В технических заданиях

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

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Тема. Режимы работы АЭС АЭС 2009/2010 уч.г. 1 Особенности режимов работы оборудования на АЭС Наличие ионизирующего излучения Принципиальная возможность цепной реакции Наличие

Подробнее

Анализ безопасности при «сухом» хранении ОЯТ на ФГУП ФЯО «ГХК»

Анализ безопасности при «сухом» хранении ОЯТ на ФГУП ФЯО «ГХК» Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ФГУП «Горно-химический комбинат» Анализ безопасности при «сухом» хранении ОЯТ на ФГУП ФЯО «ГХК» Начальник технического отдела Изотопно-химического

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

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

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

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

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА ВВЭР-1000

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА ВВЭР-1000 Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук ФИЗИЧЕСКИЕ

Подробнее

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011»

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

Подробнее

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

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

Подробнее

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ К Г Э У Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «КАЗАНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ

Подробнее

Совершенствование нормативного правового регулирования безопасности в области использования атомной энергии. VI Международный форум «АТОМЭКСПО 2014»

Совершенствование нормативного правового регулирования безопасности в области использования атомной энергии. VI Международный форум «АТОМЭКСПО 2014» Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНОЕ БЮДЖЕТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» Совершенствование нормативного

Подробнее

Эволюционный проект реакторной установки ВВЭР-600 для региональных энергосистем

Эволюционный проект реакторной установки ВВЭР-600 для региональных энергосистем Эволюционный проект реакторной установки ВВЭР-600 для региональных энергосистем Форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС-2013» 02-04.12.2013 В.Я. Беркович, М.П. Никитенко А.Е. Четвериков, В.М. Вахрушин

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

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

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

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

ОПТИМАЛЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИИ ГРАФИТА ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРОЕКТНОЙ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР

ОПТИМАЛЬНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ЭКСПЛУАТАЦИИ ГРАФИТА ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРОЕКТНОЙ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР Математика и механика. Физика Выводы 1. Установлено, что для перспективных модификаций облученных сборок реактора РБМК-1000 расчетное значение плотности потока быстрых нейтронов вблизи контейнера ТУК-109

Подробнее

ядерное ТОПЛИВО ДЛЯ Топливная Компания «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом» СОЗДАЕМ БУДУЩЕЕ СЕГОДНЯ

ядерное ТОПЛИВО ДЛЯ Топливная Компания «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом» СОЗДАЕМ БУДУЩЕЕ СЕГОДНЯ ядерное ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР Топливная Компания «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом» СОЗДАЕМ БУДУЩЕЕ СЕГОДНЯ Наиболее полную и актуальную информацию Вы можете получить на сайте компании: www.tvel.ru TVEL_Nuclear

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

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

Одной из главных задач, поставленных перед атомной энергетикой России в рамках Энергетической стратегии России на период до 2020 года, является

Одной из главных задач, поставленных перед атомной энергетикой России в рамках Энергетической стратегии России на период до 2020 года, является Обоснование безопасности работы энергоблоков 1 и 2 Ростовской АЭС на мощности реакторной установки 104 % от номинальной на тепловой и гидрохимический режим водоема-охладителя А.А. Горский Тезисы: В данной

Подробнее

ОТЧЕТ О ПРОВЕДЕНИИ. Организаторы конференции:

ОТЧЕТ О ПРОВЕДЕНИИ. Организаторы конференции: ОТЧЕТ О ПРОВЕДЕНИИ ОДИННАДЦАТОЙ МЕЖДУНАРОДНОЙ КОНФЕРЕНЦИИ "ПРОБЛЕМЫ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЯ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ, ИЗГОТОВЛЕНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС" Организаторы конференции: ФГУП ЦНИИ КМ Прометей и

Подробнее

Внастоящее время легководяные энергетические

Внастоящее время легководяные энергетические 36 главный калибр тема номера РЭа Александр ШИМКЕВИЧ, начальник отдела НИЦ «Курчатовский институт» Александр ПРОШКИН, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт» Алексей СЕДОВ, начальник лаборатории

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

1.4 Наша история наша гордость

1.4 Наша история наша гордость . О НАС 1.4 Наша история наша гордость Руководители предприятия 23 РОЖДЕНЫ В ГОД ПОБЕДЫ 27 декабря 1945 г. 24 . О НАС Этапы большого пути 25 Этапы большого пути Направления Исторические итоги Новейшая

Подробнее

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом

Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» Что мы делаем и планируем делать с отработавшим ядерным топливом Что такое ядерное топливо Около половины энергии в Украине вырабатывается

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

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

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

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

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

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

Подробнее

Вестник научно-технического развития. 11 (63), 2012 г.

Вестник научно-технического развития.  11 (63), 2012 г. УДК 621.762 ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЛЕГИРУЮЩИХ ДОБАВОК НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА Владимир Сергеевич Панов, Лариса Васильевна Мякишева, Владимир Юрьевич Лопатин Национальный

Подробнее

Костюченко Антон Николаевич МЕТОДИКА И РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ ТОЛЩИНЫ ОКСИДНОЙ ПЛЁНКИ НА ОБОЛОЧКАХ ОТРАБОТАВШИХ ТВЭЛОВ ВВЭР И РБМК

Костюченко Антон Николаевич МЕТОДИКА И РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ ТОЛЩИНЫ ОКСИДНОЙ ПЛЁНКИ НА ОБОЛОЧКАХ ОТРАБОТАВШИХ ТВЭЛОВ ВВЭР И РБМК на правах рукописи Костюченко Антон Николаевич МЕТОДИКА И РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ ТОЛЩИНЫ ОКСИДНОЙ ПЛЁНКИ НА ОБОЛОЧКАХ ОТРАБОТАВШИХ ТВЭЛОВ ВВЭР И РБМК Специальность: 5.14.3. Ядерные энергетические установки,

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

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

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики А.В. Моисеев, научный руководитель проекта БРЕСТ-ОД-300, АО «НИКИЭТ» Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

Подробнее

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом»

Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Перспективные инновационные проекты научно-технического комплекса Госкорпорации «Росатом» Заместитель директора Блока по управлению инновациями О.О. Патаракин г. Москва, 2012 Тепловая энергетика Быстрая

Подробнее

Возможности ОАО «Атомэнергомаш» в области обращения с ОЯТ и РАО. VII Международный Форум «АтомЭко 2013» Москва Октябрь 2013 года

Возможности ОАО «Атомэнергомаш» в области обращения с ОЯТ и РАО. VII Международный Форум «АтомЭко 2013» Москва Октябрь 2013 года Возможности ОАО «Атомэнергомаш» в области обращения с ОЯТ и РАО VII Международный Форум «АтомЭко 2013» Москва Октябрь 2013 года ОАО «Атомэнергомаш» Группа компаний «Атомэнергомаш» (ОАО «Атомэнергомаш»,

Подробнее

Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД основной претендент в «Супер-ВВЭР»

Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД основной претендент в «Супер-ВВЭР» Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД основной претендент в «Супер-ВВЭР» Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, П.Л. Кириллов, А.В. Клушин. Государственный Научный Центр Российской Федерации

Подробнее

Технический проект реакторной установки БРЕСТ-ОД-300

Технический проект реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Лемехов Вадим Владимирович, главный конструктор РУ БРЕСТ, АО «НИКИЭТ» Технический

Подробнее

П р о ф и л ь п р е д п р и я т и я

П р о ф и л ь п р е д п р и я т и я Профиль предприятия Инжиниринг для атомных электростанций автор: А.Колрос, кафедра реакторов ядерного и физико-инженерного факультета Строительство и достройка блоков ВВЭР система первого контура и транспортно-технологическая

Подробнее

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике

Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л., Шепелев С.Ф. АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Аширметов М.Р., Ершов В.Н., Онуфриенко

Подробнее

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

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

Подробнее

Ядерное топливо для атомных реакторов ВВЭР-1000А

Ядерное топливо для атомных реакторов ВВЭР-1000А 0618186 ящлгт Открытое акционерное общество «Машиностроительный завод» (ОАО "МСЗ") - входящее в корпорацию «ТВЭЛ» Федерального Агентства по атомной энергии Российской Федерации, относится к числу крупнейших

Подробнее

Перспективы развития перерабатывающего радиохимического производства на ФГУП «ПО «Маяк»

Перспективы развития перерабатывающего радиохимического производства на ФГУП «ПО «Маяк» ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Федеральное государственное унитарное предприятие «Производственное объединение «Маяк» Перспективы развития перерабатывающего радиохимического производства

Подробнее

Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ. «АТОМЕКС 2012» Москва декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович

Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ. «АТОМЕКС 2012» Москва декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ «АТОМЕКС 2012» Москва 12-14 декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович Из требований «Технического задания на разработку проекта «ВВЭР-ТОИ»: - проект реакторной

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

Н.А. Ильина. Заместитель директора Блока по управлению инновациями начальник Управления контроля ФЦП и инновационного развития

Н.А. Ильина. Заместитель директора Блока по управлению инновациями начальник Управления контроля ФЦП и инновационного развития О проекте постановления Правительства и о корректировке федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» Заместитель директора

Подробнее