Journal Issue:
Известия вузов. Ядерная энергетика

Загружается...
Уменьшенное изображение
Volume
2024
Number
4
Issue Date
Journal Title
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Статьи
Публикация
Открытый доступ
КОЛОНКА РЕДАКТОРА
(НИЯУ МИФИ, 2024) Казанский, Ю. А.
Публикация
Открытый доступ
Ядерные гарантии и ядерное нераспространение
(НИЯУ МИФИ, 2024) Бычков, В. М.
Проводится анализ современного состояния системы гарантий Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ). В настоящее время система гарантий служит международным механизмом проверки того, что государства-члены Договора о Нераспространении Ядерного Оружия (ДНЯО), не обладающие ядерным оружием, выполняют свои обязательства в рамках этого Договора. Ключевые обязательства такого государства – не производить и не приобретать каким-либо образом ядерное оружие или другие ядерные взрывные устройства, а также заключить с МАГАТЭ всеобъемлющее соглашение о гарантиях. Такое соглашение дает Агентству право проводить проверочную деятельность на территории государства с тем, чтобы подтвердить, что государство не переключает свой ядерный материал с мирного использования на производство ядерного оружия. Анализ системы гарантий проводится на основании рассмотрения эволюции системы с момента ее создания в 60-х годах прошлого века до настоящего времени. Обсуждаются эволюция концепции проверки, а также связанные с ней понятия цели гарантий и процедур гарантий (технической цели). Обсуждаются проблемы терминологии – как проблемы, возникающие в ходе эволюции системы, так и проблема перевода английских терминов на русский язык. Современное состояние проверочной деятельности Агентства в рамках ДНЯО характеризуется переходом от старой концепции проверки на уровне ядерной установки к новой концепции проверки на уровне государства. В рамках новой концепции формулируются новые технические цели, связанные с обнаружением незаявленных государством, в рамках соглашения о гарантиях, ядерного материала и ядерной деятельности. Автор обсуждает концептуальные трудности этого перехода.
Публикация
Открытый доступ
Экспериментальное обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны исследовательского реактора МБИР на критическом стенде БФС-1
(НИЯУ МИФИ, 2024) Клинов, Д. А.; Гулевич, А. В.; Михайлов, Г. М.; Бедняков, С. М.; Безбородов, А. А.; Третьяков, И. Т.
Представлены результаты моделирования на быстром физическом стенде БФС-1 активной зоны многоцелевого быстрого исследовательского реактора МБИР. Моделирование выполнено в соответствии с рекомендацией органа научно-технической поддержки Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору – ФБУ «НТЦ ЯРБ». Результаты моделирования представлены для минимальной критической конфигурации и стартовой активной зоны. Исследование параметров нейтронно-физических характеристик в условиях минимальной критической конфигурации позволяет с высокой точностью оценить неопределенность расчета критичности, вызванную погрешностью паспортных характеристик топлива в тепловыделяющих сборках (ТВС). Измерения позволяют оценить эффективность как отдельных групп, так и различных комбинаций регулирующих органов систем управления и защиты реактора (РО СУЗ) в активной зоне без присутствия поглотителя. Это связано с тем, что на данном этапе РО СУЗ находятся во взведенном положении. В рамках исследований на критической сборке с начальной загрузкой было проведено несколько экспериментов, направленных на анализ влияния разных типов топлива на реактивность сборки и эффективность макетов РО СУЗ. Были зафиксированы изменения реактивности загрузки макетов топливных стержней (ТС) с различными видами топлива, которые были сопоставлены с координатами макетов экспериментальных устройств (ЭУ) реактора МБИР. Определение эффективности необходимо для полноты картины интерференции РО СУЗ. Данные измерений используются для восстановления эффективности систем РО СУЗ по результатам измерений одиночных РО СУЗ в случаях, когда измерение эффективности систем невозможно по техническим причинам. Полученные результаты измерений нейтронно-физических характеристик активной зоны будут использованы при обосновании безопасности будущей программы исследований, верификации и аттестации расчетных кодов.
Публикация
Открытый доступ
Многослойные отражатели нейтронов
(НИЯУ МИФИ, 2024) Шмелев, А. Н.; Апсэ, В. А.; Куликов, Г. Г.; Куликов, Е. Г.; Куликов, Евгений Геннадьевич; Апсэ, Владимир Александрович
Рассматривается использование многослойных отражателей нейтронов для замедления кинетики быстрого реактора. Отражатель представляется в виде трех слоев: транспортный, замедляющий и отражающий. Первый слой должен состоять из материала с тяжелым атомным весом для сохранения быстрого спектра в активной зоне и глубокого проникновения нейтронов в отражатель. Последующие слои отражателя должны содержать материалы со все более легким атомным весом, чтобы эффективно замедлять и отражать нейтроны, что позволит сократить общую толщину отражателя. При этом все материалы должны обладать экстремально низким сечением поглощения нейтронов, чтобы уменьшить их неизбежные потери в физически толстых отражателях. С учетом выдвинутых требований предлагаются конкретные материалы (208Pb, 208PbO, 208Pb3O4, 208PbO2, 208Pb(15NO3)2, 208Pb13CO3, 208PbCO3, 13С, 12С, D2O) для использования в качестве отражателя нейтронов в быстром реакторе для замедления его кинетики и повышения ядерной безопасности. Выполненные исследования говорят о том, что при разработке новых быстрых реакторов целесообразно поставить задачу о формировании желательных характеристик нейтронов отражателя (как по их доле и времени запаздывания, так и по спектру энергии), которые влияют на характер развития процессов кинетики. Эта ситуация радикальным образом отличается от традиционных эмиттерных запаздывающих нейтронов, влияние на которые крайне ограниченно или вовсе отсутствует.
Публикация
Открытый доступ
Радиационные характеристики «реакторных» металлов платиновой группы
(НИЯУ МИФИ, 2024) Ковалёв, Н. В.; Прокошин, А. М.; Давыдова, П. В.; Королев, В. А.
Исследуются радиационные характеристики благородных металлов платиновой группы, выделенных из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реактора ВВЭР-1000. Это так называемые «реакторные» рутений, родий и палладий. При выделении из ОЯТ они радиоактивны, но после выдержки рутения около 27 лет, а родия 13 лет их можно использовать в неограниченном количестве. Выдерживать «реакторный» палладий не имеет смысла в силу периода полураспада его радиоактивного изотопа 107Pd – 6.5 млн. лет. Согласно нормативным документам, такой палладий можно беспрепятственно использовать только в количестве до 34 г. 107Pd является мягким бета-излучателем с максимальной энергией β-частиц 34 кэВ. Результаты расчетов показывают, что длина пробега β-частиц от 107Pd в металлическом палладии составила 0.8 мкм, поэтому «реакторный» палладий излучает только с поверхностного слоя, остальные электроны поглощаются в самом материале. Длина пробега электронов с энергией 34 кэВ в биологической ткани составляет около 20 мкм, что не превышает толщину рогового слоя эпидермиса кожи. Расчеты показали, что мощность эквивалентной дозы (МЭД) на поверхности «реакторного» палладия составляет 0,04 мкЗв/ч, что ниже значения МЭД для населения, вследствие чего делается вывод, что «реакторный» палладий не представляет какой-либо опасности при внешнем контакте.
Описание
Ключевые слова