Journal Issue: Известия вузов. Ядерная энергетика
Загружается...
Volume
2025
Number
04
Issue Date
Journal Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Том журнала
Известия вузов. Ядерная энергетика
Известия вузов. Ядерная энергетика (2025)
Статьи
Публикация
Открытый доступ
КОЛОНКА РЕДАКТОРА
(НИЯУ МИФИ, 2025) Троянов, В. М.
Уважаемые читатели журнала «Известия вузов. Ядерная энергетика»!
В течение 2025-го г. мы постоянно были вместе с вами, объединенные общим делом – журналом. В течение года в четырех выпусках журнала 232 автора опубликовали в соавторстве свои статьи, всего вышла 61 статья. Каждая отвечала требованиям по новизне, актуальности, практической значимости. За соответствием этим критериям внимательно следили наши рецензенты. Каждая статья прошла строгую проверку оригинальности. С сожалением отмечаю, что не все поступившие статьи прошли формальную проверку и затем рецензирование, в том числе и по причине несоответствия тематической направленности журнала, определенной его уставом.
Портфель журнала полон на полгода вперед. Прошу авторов не обижаться на длительный период редакционной работы. Тщательность подготовки авторами статьи и оперативная работа по устранению замечаний часто приводят к тому, что эти статьи раньше подписываются в печать. И наоборот, небрежности в содержании и оформлении часто являются причиной задержки. Конечно, досадно, но так бывает!
Устав журнала содержит положение, разрешающее журналу иметь некоммерческое партнерство с организациями науки и промышленными предприятиями. Эта деятельность имеет высокий потенциал развития в направлении выпуска тематических номеров для их некоммерческого распространения на научно-технических форумах. Такие номера журнала признаются хорошим подарком, но для редакции это становится задачей, требующей мобилизации всех сил!
И, наконец, в заключение разрешите всю нашу аудиторию поздравить с наступающим Новым Годом! От коллектива редакционной коллегии и редакции всем, кто сотрудничает с нами, кто читает наш журнал, кто пишет в него статьи, а особенно нашим строгим рецензентам, желаю здоровья, радости и успехов! Пусть у авторов не иссякает источник вдохновения и пусть они пишут новые содержательные и оригинальные статьи! Пусть у читателей не иссякает любопытство их читать.
Редакция постарается помочь авторам публиковать интересные статьи, а для читателей журнал делать приятным и интересным!
Главный редактор В.М. Троянов
Публикация
Открытый доступ
Разработка комплекса программных средств на основе приближения эффективного радиуса для моделирования кинетики процессов в перспективных термоядерных реакторах с D3 He-топливом
(НИЯУ МИФИ, 2025) Годес, А. И.; Кондрашов, О. В.; Федоров, Д. В.; Шаблов, В. Л.
Статья посвящена развитию альтернативной концепции топливного цикла термоядерных реакторов с магнитным удержанием плазмы, использующих D- 3He-топливо, обращение к которому, как считается, позволит решить ключевые проблемы устройств с традиционным D-T-топливом: необходимость обращения с радиоактивным тритием и так называемую проблему первой стенки, возникающую из-за интенсивного потока высокоэнергетичных нейтронов из ТЯР. В этой связи возникают задачи повышения точности предсказания характеристик малорадиоактивного D-3He-топливного цикла ТЯР с магнитным удержанием плазмы и определения путей повышения эффективности их функционирования с учетом особенностей D-3He-топлива: более высокие температуры реализации, как следствие, более высокие потери на тормозное и магнитотормозное излучения и использование магнитных конфигураций с высоким значением параметра β (β – отношение газокинетического давления плазмы к магнитному давлению). Для решения обозначенной проблемы необходимо располагать комплексом расчетно-теоретических подходов к моделированию процессов в плазме и детальному описанию энергетического баланса плазмы, основанных на современных данных по скоростям термоядерных реакций и корректном описании энергетических потерь на тормозное и магнитотормозное излучения. Излагается комплекс программных средств для расчета скоростей основных термоядерных реакций, базирующийся на приближении эффективного радиуса, аналитических параметризаций потерь на оба вида излучения с учетом релятивистских эффектов и для моделирования кинетики протекающих в плазме процессов в сочетании с определением параметров критерия Лоусона и тройного критерия Лоусона для различных режимов использования D-3He-топлива.
Публикация
Открытый доступ
Электрический пробой в оборудовании для работы в аргоне
(НИЯУ МИФИ, 2025) Смирнов, В. П.; Мытарев, А. В.; Костюченко, А. Н.; Лещенко, А. Ю.; Носов, А. В.
Для создания оборудования пирохимической переработки ОЯТ были разработаны экспериментальные образцы оборудования, предназначенные для размещения в защитной камере, заполненной аргоном. Опыт эксплуатации показал частые отказы в аргоне электроприводов, оснащенных общепромышленными асинхронными электродвигателями. В процессе исследований, проведенных в боксе с аргоном, было установлено, что отказы электроприводов были связаны как с электрическим пробоем между контактами электрических соединителей в цепях питания электродвигателей, так и непосредственно с пробоем в обмотках электродвигателей. Основными причинами являлись худшие условия теплоотдачи и пониженное напряжение пробоя в аргоне по сравнению с воздухом. Согласно полученным результатам, напряжение электрического пробоя в аргоне может достигать 25% от значения напряжения электрического пробоя на воздухе. Разница между температурой обмотки электродвигателя и окружающей среды может на 27% превышать значение на воздухе. Для обеспечения работы общепромышленных электроприводов в аргоне предложен комплекс мер, уменьшающих тепловую нагрузку на электродвигатель и снижающих вероятность электрического пробоя. Часть предложенных мер успешно апробирована, эффективность остальных необходимо проверить в последующих исследованиях.
Публикация
Открытый доступ
Модернизация субканальной теплогидравлической программы SC-INT
(НИЯУ МИФИ, 2025) Вертиков, Е. А.; Запоржин, К. В.; Олексюк, Д. А.; Хамаза, В. А.; Худыкин, А. М.; Глазов, М. А.; Морозкин, О. Н.
Представлены основные результаты цикла работ по модернизации исходного кода программы для ЭВМ SC-INT, предназначенной для проведения субканальных (поячейковых) теплогидравлических расчетов активных зон водоохлаждаемых ядерных реакторов. Кратко приводится математический аппарат программы, включая способ выделения элементарных объемов в пространстве, дискретный аналог основных законов сохранения, образующих систему нелинейных уравнений, а также способ ее решения. Детально описывается пройденный путь по внутренней модернизации программы – отказ от устаревших конструкций языка программирования Fortran, переход к структурно-ориентированному подходу написания исходного кода, разработка модульной архитектуры, а также реализация альтернативного численного алгоритма решения основной системы нелинейных уравнений с использованием библиотеки PETSc. В качестве примера возможностей программы SC-INT, появившихся после вышеописанных модернизаций, приводятся результаты теплогидравлического расчета в мелкосетчатом приближении полномасштабной активной зоны реактора ВВЭР-1000, набранной из тепловыделяющих сборок различного конструктивного исполнения – с установленными решетками-интенсификаторами типа «Вихрь» и «Прогонка» и без них. Демонстрируется, что достигнутые в ходе моделирования полномасштабной активной зоны невязки по основным параметрам теплоносителя совпадают по порядку с соответствующими величинами, характерными для расчетов малостержневых экспериментальных моделей ТВС. Проведение теплогидравлических расчетов полномасштабных активных зон в субканальном приближении открывает возможность для разработки связанных программных комплексов, предназначенных для улучшенной оценки хода протекания мультифизических процессов в активных зонах водоохлаждаемых ядерных реакторов.
Публикация
Открытый доступ
Расчетное и экспериментальное исследование устойчивости естественной циркуляции легководного СКД-теплоносителя в замкнутом контуре
(НИЯУ МИФИ, 2025) Седов, А. А.; Пустовалов, С. Б.; Поляков, П. С.; Симонов, С. С.; Фролов, А. А.; Зарюгин, Д. Г.
Рассматривается валидация аналитического решения системы теплогидравлических уравнений с использованием экспериментальных данных, полученных при естественной циркуляции (ЕЦ) легководного теплоносителя при сверхкритических параметрах (СКД-вода). В настоящее время в НИЦ «Курчатовский институт» создан и введен в эксплуатацию экспериментальный теплогидравлический стенд «Многоцелевая нереакторная петля ВВЭР-СКД». Одним из элементов стенда является замкнутый контур с ЕЦ СКД-воды. В результате анализа литературных данных выбраны ряды критериев, корреляций, формул и приближений, которые в дальнейшем были использованы при аналитическом решении системы уравнений. Рассмотрены основные виды теплогидравлической неустойчивости, которые могут проявляться в замкнутых контурах с ЕЦ СКД-воды. Для замкнутого контура с СКД-водой при ЕЦ получены формулы для определения расхода теплоносителя в зависимости от мощности нагревателя, максимально достижимого расхода и максимально допустимой подводимой мощности, а также разности энтальпий теплоносителя в нагревателе при максимальном расходе, которые использованы при аналитическом решении уравнений. Получены критерии возникновения теплогидравлической неустойчивости в рассматриваемой системе. Экспериментально были получены результаты по теплоотдаче и гидродинамике в обогреваемом цилиндрическом канале, а также динамике всего контура, в том числе мощностные и расходные характеристики. Предложенные авторами формулы валидированы для условий ЕЦ СКД-воды с использованием экспериментальных данных. Отличие в расчетном определении границы наступления теплогидравлической неустойчивости по полученным аналитическим формулам в сравнении с экспериментальными данными не превышает 5%. Полученные результаты необходимо учитывать при формировании исходных технических требований к работе реакторных установок с легководным СКД-теплоносителем в режиме естественной циркуляции в номинальном режиме или при нарушении нормальной эксплуатации.