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

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

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

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС : СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика

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

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК. В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС

Подробнее

Виды ядерного топлива, используемые на станциях с ВВЭР

Виды ядерного топлива, используемые на станциях с ВВЭР УДК 621.039.54 Виды ядерного топлива, используемые на станциях с ВВЭР Докладчик: Васильченко И.Н. Семинар. Лондон, 18 19 ноября 2013 1 Особенности топлива ВВЭР На АЭС с ВВЭР эксплуатируется два основных

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

ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С.

ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С. УДК 621.039.546.8 ТВС-2М. Опыт эксплуатации, усовершенствование и использование конструкции Беркович В.Я. Васильченко И.Н. Кушманов С. А. Вьялицын В.В. Медведев В.С. Эволюционный ряд бесчехловых ТВС ВВЭР

Подробнее

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

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

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

Подробнее

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

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

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

Подробнее

Особенности проекта активной зоны АЭС-2006 (НВАЭС-2)

Особенности проекта активной зоны АЭС-2006 (НВАЭС-2) УДК 621.039.534.23 Особенности проекта активной зоны АЭС-2006 (НВАЭС-2) Авторы: И.Н.Васильченко, С.А. Кушманов, В.В. Вьялицын, С.М. Самохин Докладчик: С. М. Самохин Научно-практическая конференция «Голубевские

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

ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-С (СПЕКТРАЛЬНОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ)

ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-С (СПЕКТРАЛЬНОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ) УДК 621.039.53 ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-С (СПЕКТРАЛЬНОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ) Терентьев А. В., Вьялицын В.В., Кушманов С.А. Введение Результаты, представленные

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

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

"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

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

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

Подробнее

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ УДК 620.9 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА С РЕАКТОРОМ ТИПА ВВЭР-1200 УВЕЛИЧЕННОЙ ТОПЛИВНОЙ КАМПАНИИ Лазарев Д.А. ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» E-mail: denislas@mail.ru

Подробнее

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

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

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция Проект реакторной установки с реактором ВВЭР мощностью 1200 МВт эл. (АЭС-2006) основан на многолетнем опыте, полученном

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

Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006

Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 Перспективы повышения эффективности использования топлива в рамках проекта АЭС-2006 К.Ю. Куракин, Ю.А.Ананьев, А.К.Горохов, И.Н.Васильченко, С.Н. Кобелев, В.В. Вьялицин, Б.Г. Козак, О.А. Тимофеева, А.Н.

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

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

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

Подробнее

УДК ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000

УДК ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000 УДК 620.9 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000 Кузьмин П.С. ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» E-mail: ftorin-wot@yandex.ru В статье

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

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

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

МОДЕРНИЗАЦИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВК-50

МОДЕРНИЗАЦИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВК-50 МОДЕРНИЗАЦИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВК-50 С.Н. Антонов, И.И. Семидоцкий, Н.П. Туртаев, В.Е. Шмелев ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград В.П. Спассков, Э.Э. Халецкий ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск Введение

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

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

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

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

ЭКСПЕРИМЕНТ «КРИЗИС СТАЦИОНАРНЫЙ» И ЕГО РЕЗУЛЬТАТЫ А.В. Алексеев, О.И. Дреганов, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов (ГНЦ НИИАР)

ЭКСПЕРИМЕНТ «КРИЗИС СТАЦИОНАРНЫЙ» И ЕГО РЕЗУЛЬТАТЫ А.В. Алексеев, О.И. Дреганов, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов (ГНЦ НИИАР) ЭКСПЕРИМЕНТ «КРИЗИС СТАЦИОНАРНЫЙ» И ЕГО РЕЗУЛЬТАТЫ А.В. Алексеев, О.И. Дреганов, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов (ГНЦ НИИАР) В реакторе МИР проведен эксперимент «Кризис стационарный». В докладе приведены результаты

Подробнее

В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс»

В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс» Программа совершенствования технологии ВВЭР и повышения её потребительской привлекательности в условиях двухкомпонентной ядерной энергетической системы В.А. Пиминов, ОКБ «Гидропресс» 1 Основания для разработки

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

ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ РЕАКТОРА СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ (ВВЭР-С)

ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ РЕАКТОРА СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ (ВВЭР-С) ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ РЕАКТОРА СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ (ВВЭР-С) Э.С. Асадский, И.Н.Трапезников ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 1. Введение Базой развития ядерной энергетики

Подробнее

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ А.Н. Чуркин, Ю.А. Безруков, И.Н. Васильченко, М.Н. Супроненко, С.М. Лобачев,

Подробнее

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

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

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

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

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

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

Подробнее

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА PWR ПО КОДАМ ACADEM И SIMULATE5

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА PWR ПО КОДАМ ACADEM И SIMULATE5 СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РАСЧЕТЫ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРА PWR ПО КОДАМ ACADEM И SIMULATE5 Л.В. Леванов, В.Е. Кузин, А.Ф. Радостин, И.В. Дикарев ОАО ОКБМ «Африкантов» Введение Для расчета нейтронно-физических

Подробнее

РАСЧЕТ ГЛУБОКИХ ВЫГОРАНИЙ ТОПЛИВА ВВЭР, ВКЛЮЧАЯ MOX ТОПЛИВО

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

Подробнее

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

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

Реакторы БН в России: инновации и компетенции. Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород

Реакторы БН в России: инновации и компетенции. Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Реакторы БН в России: инновации и компетенции Шепелев Сергей Федорович АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Этапы освоения быстрых натриевых реакторов в России Основные технические характеристики реакторов

Подробнее

РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР

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

Подробнее

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

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

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ УДК621.039.524.441 РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-СКД СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И ПЕТЛЕВОЙ КОМПОНОВКОЙ И.И.Лощаков, А.Л.Сироткина Санкт-Петербургский государственный политехнический университет Saint-Petersburg

Подробнее

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЛЕГИРУЮЩИХ ДОБАВОК НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЛЕГИРУЮЩИХ ДОБАВОК НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА УДК 621.762 Маловик В.В., Мартынов В.В., Панов В.С., Мякишева Л.В., Лопатин В.Ю. ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ЛЕГИРУЮЩИХ ДОБАВОК НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА ОАО "Машиностроительный

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

Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ»

Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ» ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ» Потенциал совершенствования быстрых

Подробнее

Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ

Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ На правах рукописи Мин Мин Со СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОЗИЦИЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая

Подробнее

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

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв»

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Лопаткин Александр Викторович Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Источник риска тяжелых аварий в РУ Высокое давление Опасность потери теплоотвода Высокая

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

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем

Критические размеры и нейтронное. поле в реакторе с отражателем Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем Введение Идеальная модель реактора гомогенная размножающая среда конечных размеров цилиндрической формы, находящаяся в вакууме. Такая конструкция

Подробнее

ядерные технологии и продукция

ядерные технологии и продукция ядерные технологии и продукция Госкорпорации «Росатом» СОЗДАЕМ БУДУЩЕЕ СЕГОДНЯ Наиболее полную и актуальную информацию Вы можете получить на сайте компании: www.tvel.ru TVEL_Nuclear 2 3 Топливная компания

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

МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ МЕЖКАССЕТНЫХ ЗАЗОРОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРОВ ВВЭР НА РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОЛЕЙ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ С.С.

МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ МЕЖКАССЕТНЫХ ЗАЗОРОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРОВ ВВЭР НА РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОЛЕЙ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ С.С. МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ МЕЖКАССЕТНЫХ ЗАЗОРОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРОВ ВВЭР НА РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОЛЕЙ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ С.С. Алешин, А.А. Пинегин, А.А. Рыжов, М.Н. Васильев НИЦ «Курчатовский институт», Москва,

Подробнее

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ. Содержание.

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ. Содержание. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Сегодня: пятница, 18 апреля 2014 г. Содержание. 1. Самоподдерживающая цепная реакция деления. 2. Критическая масса ядерных делящихся материалов. 3. Коэффициент размножения в бесконечной

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

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

РАСЧЕТНО-КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ

РАСЧЕТНО-КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ РАСЧЕТНО-КОНСТРУКТОРСКИЕ ПРОРАБОТКИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ И.Н. Васильченко, В.М. Махин, С.А. Кушманов, С.Н. Антонов, В.В. Вьялицын, Р.И. Васильченко ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г.

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

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

Важные для безопасности характеристики отработавшего

Важные для безопасности характеристики отработавшего УДК 621.039.5:681.3 Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Сравнительный анализ изотопного состава отработавшего топлива компаний «Вестингауз»

Подробнее

При численном моделировании систем хранения

При численном моделировании систем хранения УДК 621.039.5:681.3 Е. И. Белодед, Ю. П. Ковбасенко Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Оценка влияния неопределенности в исходных данных на

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

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

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

Подробнее

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

Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Подробнее

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

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

Теплоэнергетика ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.1М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ

Теплоэнергетика ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.1М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ Теплоэнергетика УДК 62.039.57 ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ИВГ.М ПРИ КОНВЕРСИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ТОПЛИВО ПОНИЖЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ И.В. Прозорова, Д.И. Гановичев, Е.А. Киричек Институт

Подробнее

КОНСТРУКЦИЯ АКТИВНЫХ ЗОН НОВЫХ ВВЭР И ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛИЖАЙШИХ ПРОТОТИПОВ

КОНСТРУКЦИЯ АКТИВНЫХ ЗОН НОВЫХ ВВЭР И ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛИЖАЙШИХ ПРОТОТИПОВ Лист КОНСТРУКЦИЯ АКТИВНЫХ ЗОН НОВЫХ ВВЭР И ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛИЖАЙШИХ ПРОТОТИПОВ С.Б.Рыжов, В.А.Мохов, И.Н. Васильченко, ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Россия Введение Активные зоны новых, строящихся

Подробнее

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

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

Подробнее

ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ TDMCC ДЛЯ ЗАДАЧ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. Введение

ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ TDMCC ДЛЯ ЗАДАЧ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. Введение ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ TDMCC ДЛЯ ЗАДАЧ В ОБОСНОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ А.А. Пряхин Руководитель: А.В. Тихомиров ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия Введение В рамках концепции "Виртуальный ядерный остров"

Подробнее

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КЕРМЕТНЫХ ТВЭЛОВ С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КЕРМЕТНЫХ ТВЭЛОВ С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М УДК 621.039.517.5 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ КЕРМЕТНЫХ ТВЭЛОВ С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М И.В. Прозорова*, Ю.Б. Чертков, А.С. Сураев Томский политехнический университет *Институт атомной энергии Национального

Подробнее

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

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

Подробнее

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

О ВОЗМОЖНОСТЯХ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ В.Ф.Шикалов НИЦ «Курчатовский институт», г.

О ВОЗМОЖНОСТЯХ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ В.Ф.Шикалов НИЦ «Курчатовский институт», г. О ВОЗМОЖНОСТЯХ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ В.Ф.Шикалов НИЦ «Курчатовский институт», г.москва, Россия По результатам многократных обсуждений концептуальных подходов к созданию

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР ГОСКОРПОРАЦИИ «РОСАТОМ» Наиболее полную и актуальную информацию Вы можете получить на сайте компании: www.tvel.ru TVEL_Nuclear Топливная компания «ТВЭЛ» 2 3 ТОПЛИВНАЯ

Подробнее

Деление и синтез. Лекция 16

Деление и синтез. Лекция 16 Деление и синтез Лекция 16 Содержание Принцип деления Механизм деления Схема реакции деления Урана Сечение захвата нейтронов разными изотопами Обогащение урана Размножение нейтронов Неуправляемая реакция

Подробнее

ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ: ОСОБЕННОСТИ РЕГУЛИРОВАНИЯ, РАЗОГРЕВА И РАСХОЛАЖИВАНИЯ

ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ: ОСОБЕННОСТИ РЕГУЛИРОВАНИЯ, РАЗОГРЕВА И РАСХОЛАЖИВАНИЯ УДК 621.039.524.441 ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2013 1(6), С.67 77 ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ: ОСОБЕННОСТИ РЕГУЛИРОВАНИЯ, РАЗОГРЕВА И РАСХОЛАЖИВАНИЯ

Подробнее

ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР

ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР УДК 61.039.53.1 ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР Бойко В.И. Гаврилов П.М.* Кошелев Ф.П. Мещеряков В.Н.* Нестеров В.Н. Ратман А.В.** Шаманин И.В. Томский политехнический университет

Подробнее

Профиль компании ALVEL, a.s.

Профиль компании ALVEL, a.s. Профиль компании ALVEL, a.s. Josef Běláč, Stanislav Linhart, Radomír Řeháček Дни Чехии в ОИЯИ Дубна, 29 30 марта 2016 Профиль компании ALVEL, a.s. Введение Поле деятельности и модель работ Проекты Проект

Подробнее