Journal Issue: Глобальная Ядерная Безопасность
Загружается...
Volume
2025
Number
3
Issue Date
Journal Title
Глобальная ядерная безопасность
Journal ISSN
2305-414X (Print)
Том журнала
Том журнала
Глобальная Ядерная Безопасность
Глобальная ядерная безопасность (2025)
Статьи
Публикация
Открытый доступ
Внедрение системы автоматического непрерывного мониторинга сбросных вод на АЭС «Аккую»
(НИЯУ МИФИ, 2025) Зайкин, И. И.; Валеев, Р. Ш.; Войтенко, А. С.; Рясный, С. И.
В условиях усиления требований к экологической ответственности атомной энергетики возрастает значение внедрения систем автоматического мониторинга сбросных вод. Настоящая статья посвящена анализу обоснования и практической реализации системы автоматического непрерывного мониторинга сбросных вод (SAİS) на примере АЭС «Аккую». Описаны нормативные основания, включая международные рекомендации МАГАТЭ и требования экологического законодательства Турецкой Республики, а также методологический подход к проектированию системы. Проанализированы основные источники потенциального воздействия сбросных вод АЭС на морскую экосистему и обоснована необходимость их непрерывного контроля. Представлены основные технические характеристики SAİS, ее архитектура, измерительные контуры и средства передачи данных. Особое внимание уделено вопросам метрологического обеспечения и контроля качества измерений. Отмечено, что реализованная система обеспечивает непрерывный контроль ключевых параметров сточных вод, надежную передачу данных в режиме реального времени в централизованную базу надзорного органа и юридически значимую фиксацию экологических показателей. Проведен сравнительный анализ Турецкого подхода к онлайн-мониторингу с принятой в России практикой лабораторного контроля. Обсуждаются преимущества SAİS как инструмента цифровой трансформации экологического мониторинга и возможности масштабирования подобного опыта на атомные станции в России. Сделан вывод о значимости автоматизированного мониторинга для повышения прозрачности, снижения экологических рисков и укрепления общественного доверия к атомной отрасли.
Публикация
Открытый доступ
Минимизация дозовых затрат персонала с использованием маршрутной оптимизации
(НИЯУ МИФИ, 2025) Ташлыков, О. Л.; Сесекин, А. Н.; Татарских, Д. А.; Завадский, Д. И.
Основные принципы радиационной безопасности, в особенности принцип оптимизации, обеспечивают защиту персонала от ионизирующего излучения на основных стадиях жизненного цикла атомных электрических станций, от проектирования до этапа вывода из эксплуатации. В 2007 г. Международная комиссия по радиологической безопасности (МКРЗ) выпустила рекомендации (Публикация 103), которые усиливают значимость оптимизации радиационной защиты, распространяя успешный опыт внедрения этого требования в практику, включая ситуации планируемого облучения. Проведение эксплуатирующей организацией АЭС России (АО «Концерн Росэнергоатом») последовательной политики, направленной на внедрение и реализацию методологии оптимизации радиационной защиты, в целом на всех АЭС, начиная с 1996 г. (переход на новые дозовые пределы), привело к снижению коллективных доз облучения персонала примерно в 4 раза. Методика работы по оптимизации радиационной защиты персонала АЭС включает в себя: критический подход к организационным и техническим мероприятиям при производстве работ, дезактивацию и выполнение необходимых переключений, проведение измерений радиационной обстановки, снижение продолжительности работ в условиях облучения. Целью представленных в статье исследований является разработка программной системы, позволяющей формировать маршруты перемещения персонала с минимальной суммарной дозовой нагрузкой в помещениях с неоднородными радиационными полями. Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи: анализ проблемы планирования безопасного перемещения в радиационно-опасных зонах; построение математической модели радиационного поля методом радиальных базисных функций (RBF, Radial Basis Functions); разработка алгоритмов поиска оптимального пути с учетом переменной дозовой нагрузки (A*, A-star, динамическое программирование). В статье представлены варианты решения задачи минимизации дозовых затрат персонала применительно к реальному радиационно-опасному помещению АЭС с помощью математических методов маршрутной оптимизации. Описаны основные этапы разработки алгоритма, позволяющего автоматически формировать оптимальные маршруты с учетом неоднородности радиационной обстановки в пространстве, размеров помещения и расположения в нем оборудования и других элементов. Научная новизна исследований заключается в применении метода радиальных базисных функций (RBF) в сочетании с алгоритмами маршрутизации на графах, адаптированными под критерий минимизации дозы облучения, а также в использовании модифицированного уравнения Беллмана для оптимального выбора порядка прохождения контрольных точек.
Публикация
Открытый доступ
Применение кода OpenMC для бенчмарка ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива
(НИЯУ МИФИ, 2025) Плотников, Д. А.; Романенко, В. И.; Соловьев, Д. А.; Зимин, В. Г.; Молев, И. А.; Кудратов, В. Н.; Ивахин, С. В.; Джарум, Б.; Зимин, Вячеслав Геннадьевич; Романенко, Владислав Игоревич; Кудратов, Вохид Насриддин угли; Соловьев, Денис Алексеевич
В данной работе представлены результаты численного моделирования бенчмарка реактора ВВЭР-1000 со смешанной загрузкой уранового и МОКС-топлива, разработанного Агентством по Ядерной Энергии при Организации Экономического Сотрудничества и Развития (АЯЭ ОЭСР), с помощью программного комплекса OpenMC. OpenMC предназначен для моделирования процессов переноса нейтронов методом Монте-Карло и использует в качестве программного интерфейса язык программирования Python. Нейтронные сечения для различных нуклидов, необходимые для проведения расчетов, были получены с помощью баз оцененных ядерных данных ENDF/B-VII.1 и ENDF/B-VIII.0. Использование двух версий библиотек позволили провести оценку влияния выбора базы ядерных данных на ключевые нейтронно-физические параметры ВВЭР-1000. Рассчитанные значения эффективного коэффициента размножения и скорости реакции деления в тепловыделяющих сборках для различных стационарных состояний реактора ВВЭР-1000 были сопоставлены с результатами, полученными с помощью кодов MCU, RADAR и MCNP (опубликованными АЯЭ ОЭСР и, в частности, сотрудниками Агентства по Атомной Энергии Турции). Дополнительно была проведена кросс-верификация полученных результатов, для чего была построена расчетная модель бенчмарка ВВЭР-1000 с помощью кода Serpent. Полученные результаты демонстрируют хорошую сходимость с результатами других прецизионных кодов и подтверждают корректность построенных в OpenMC и Serpent расчетных моделей. Работа подтверждает возможность использования OpenMC для точного моделирования нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000, что актуально для задач проектирования и анализа безопасности современных ядерных энергетических установок. Методология, реализованная в данной работе, может быть использована для последующего моделирования и анализа новых конфигураций активных зон различных реакторных установок.
Публикация
Открытый доступ
Автоматизация диагностики оборудования АС с помощью искусственных нейронных сетей
(НИЯУ МИФИ, 2025) Ченцова, А. Ю.; Шапошникова, Н. Ю.; Микшин, И. А.; Воробьёв, Е. В.
В статье рассматривается актуальная проблема автоматизации диагностики оборудования атомных станций для повышения его надежности и безопасности. Предлагается метод обнаружения течей трубопроводной арматуры на основе применения искусственных нейронных сетей для анализа термографических изображений. Методология основана на тепловизионном контроле, который позволяет дистанционно и бесконтактно фиксировать распределение температуры на поверхности оборудования. На основе ограниченного набора исходных термографических снимков была создана и обучена сверточная нейронная сеть для бинарной классификации состояния оборудования (наличие и отсутствие течи). Обученная модель продемонстрировала 100% точность на тестовых данных. Разработанный подход позволяет автоматизировать процесс диагностики, исключить влияние человеческого фактора и может быть интегрирован в системы предиктивного обслуживания и мониторинга в реальном времени.
Публикация
Открытый доступ
Опыт проведения реагентной очистки оросителя для повышения охлаждающей способности и эффективности работы башенной испарительной градирни
(НИЯУ МИФИ, 2025) Поваров, В. П.; Бакулин, В. В.; Карандеева, Н. В.
Описан уникальный опыт по очистке оросителя башенной испарительной градирни на энергоблоке №1 НВАЭС-2 для повышения ее охлаждающей способности. Проведена оценка эффективности реагентной очистки оросителя от карбонатных отложений в ремонтную кампанию 2025 г. в сравнении с механическими способами, опробованными ранее. Описан процесс взаимодействия реагента с загрязнениями. Рассмотрено влияние рабочего раствора на конструкционные элементы градирни. Особое внимание уделено технологии проведения очистки с акцентом на безопасность, технику и качество выполнения работ с достижением критериев успешности процесса. Представлены результаты лабораторных испытаний по определению химического состава отложений и конечных продуктов очистки. Предложены способы утилизации промывных вод с минимизацией экологической нагрузки. В статье проанализировано влияние факторов проведения процесса на его эффективность: состава, концентрации реагента, времени экспозиции промывочного раствора и степени загрязнения участков оросителя. На основании полученных данных по изменению охлаждающей способности градирни после ППР-2025 рассчитан экономический эффект и срок окупаемости представленного метода.