Journal Issue: Известия вузов. Ядерная энергетика
Загружается...
Volume
2026
Number
01
Issue Date
Journal Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Том журнала
Известия вузов. Ядерная энергетика
Известия вузов. Ядерная энергетика (2026)
Статьи
Публикация
Открытый доступ
КОЛОНКА РЕДАКТОРА
(НИЯУ МИФИ, 2026) Троянов, В. М.
Уважаемые читатели!
Этот выпуск нашего журнала посвящен памяти выдающегося человека, бессменного главного редактора журнала «Известия вузов. Ядерная энергетика» на протяжении более чем двух десятилетий – Казанского Юрия Алексеевича.
Юрий Алексеевич был инициатором основания журнала, основал его и работал главным редактором до 2025 г. Он вкладывал много сил в издание, и постепенно журнал стал авторитетным и известным в кругах технических специалистов в области ядерной энергетики.
И если вы читаете эти строки – значит, усилия Юрия Алексеевича не прошли даром.
Последние десятилетия своей жизни он, физик-экспериментатор и инженер по призванию, посвятил образованию и подготовке молодых кадров в Обнинском институте атомной энергетики. Но и не только молодых – будучи председателем диссертационного совета, он вместе с соратниками обеспечил защиту диссертаций более чем ста соискателей ученых степеней кандидата и доктора наук. Вот это и есть кузница кадров высшей квалификации!
У Юрия Алексеевича было много инициатив, разных, успешно доведенных до реализации. Все они были направлены на процветание науки, техники, благо людей, с которыми он соприкасался или с которыми взаимодействовал заочно. Будем помнить его всегда!
С биографическими данными Ю.А. Казанского можно ознакомиться на последних страницах этого номера.
Главный редактор В.М. Троянов
Публикация
Открытый доступ
Константное обеспечение расчетов реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР
(НИЯУ МИФИ, 2026) Калугин, М. А.; Лазаренко, А. П.; Лизоркин, М. П.; Семченков, Ю. М.; Шкаровский, Д. А.
Рассматривается константное обеспечение нейтронно-физических расчетов реакторов ВВЭР, научным руководителем которых является НИЦ «Курчатовский институт». Показано, что функции научного руководителя реализуются с использованием аттестованных программных комплексов (КАСКАД 2007, Хортица-М и др.), в которых применяется двухуровневая система подготовки констант. Ключевую роль играет спектральная программа ТВС-М, разрабатываемая в НИЦ «Курчатовский институт» более 30-ти лет. Она основана на физической модели RT, использующей библиотеки БНАБ (надтепловая область), LIPAR (резонансные параметры) и ТЕПКОН (тепловая область). Программа обеспечивает высокую скорость расчетов (одна-две секунды на состояние ТВС) и необходимую точность. В заключении обосновывается необходимость отраслевой программы «Ядерные данные» для обеспечения национального суверенитета. Предлагается размещение файлов оцененных ядерных данных и процессинговых кодов в открытых российских репозиториях, а также их постоянное развитие, что критически важно для проектирования перспективных реакторов.
Публикация
Открытый доступ
Верификация библиотеки констант БНАБ-РФ22 для нейтронно-физических расчетов реакторов БН-600 и БН-800
(НИЯУ МИФИ, 2026) Панова, Д. В.; Перегудов, А. А.; Мантуров, Г. Н.; Семенов, М. Ю.; Мишин, В. А.
Представлены результаты нейтронно-физических расчетов реакторов БН-600 и БН-800 с использованием новой библиотеки групповых констант БНАБ-РФ22. Цель исследования заключается в обеспечении согласованности оцененных ядерных данных (ОЯД) и групповых констант для решения задачи сопровождения реакторов БН-600 и БН-800 по прецизионным и диффузионным кодам. Для выполнения цели данной работы необходимо выполнить отбор библиотеки ОЯД, которая наилучшим образом подходит для задачи сопровождения реакторов БН-600 и БН-800. Для этого были выполнены расчеты бенчмарк-экспериментов и тестовых моделей, интегрированных в программный комплекс ИСИДА. Научная новизна работы заключается в решении задачи согласованности библиотек констант, используемых при расчете по инженерным и прецизионным кодам для реакторов БН-600 и БН-800, посредством создания библиотеки БНАБ-РФ22. Практическая значимость исследования заключается в формировании и верификации библиотеки групповых констант БНАБ-РФ22 для расчета нейтронно-физических характеристик активных зон реакторов БН-600, БН-800. В работе использованы современные методы нейтронно-физических расчетов, включая прецизионные коды MCNP и ММК.
Публикация
Открытый доступ
Разработка и испытание макета установки высокотемпературной обработки смешанного нитридного уран-плутониевого ОЯТ для пирохимического передела модуля переработки опытно-демонстрационного энергетического комплекса
(НИЯУ МИФИ, 2026) Смирнов, В. П.; Самсонов, А. А.; Лещенко, А. Ю.; Носов, А. В.; Мочалов, Ю. С.; Савчиц, С. М.; Легенький, А. А.
Приведены результаты испытаний макета установки высокотемпературной обработки (ВТО) смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300. Макет предназначен для проверки выбранных режимов ВТО с использованием модельного ядерного топлива (МЯТ) и экспериментальной отработки конструкции оборудования пирохимической переработки ОЯТ РБН в модуле переработки опытно-де монстрационного энергетического комплекса (МП ОДЭК). Предварительные испытания макета с использованием имитаторов МЯТ проводили для определения фактических характеристик установки в заданных режимах эксплуатации ВТО (распределение поля температуры, степень герметичности установки, полнота выгрузки имитаторов продуктов). Испытания макета с использованием МЯТ на основе нитрида урана проводили для проверки режимов азотирования-деазотирования МЯТ, а также окисления нитридного МЯТ до закиси-окиси урана с последующим ее восстановлением до диоксида урана. Получены характеристики продуктов после термообработки. Подведен материальный баланс по распределению урансодержащих продуктов в узлах установки. Показано, что процессы азотирования и деазотирования идут с низкой эффективностью для диспергирования МЯТ. Процессы окисления и восстановления протекают полностью. Требуется модернизация конструкции макета установки ВТО с целью снижения величин отложений во внутренних полостях и пылеуноса продукта из установки с отходящими газами.
Публикация
Открытый доступ
Логистическая аппроксимация градуировочной характеристики
(НИЯУ МИФИ, 2026) Юферов, А. Г.
Рассмотрена задача аппроксимации градуировочной характеристики органа регулирования ядерного реактора посредством двухпараметрической логистической кривой. Такой выбор аппроксимирующей функции сокращает вычислительные затраты на прогнозирование реактивности при изменении положения органа регулирования, обеспечивает необходимую точность прогноза, позволяет охарактеризовать полную эффективность органа и его динамику только двумя параметрами, определяющими логистическую кривую. Первый параметр – верхняя асимптота этой кривой – соответствует полной эффективности органа регулирования. В случае объективно адекватной логистической аппроксимации для оценки этого параметра достаточно любых трех эквидистантных замеров экспериментальной градуировочной характеристики. Второй параметр логистической кривой характеризует относительную скорость изменения реактивности. Принципиальная возможность получения хорошей логистической аппроксимации для экспериментальных градуировочных характеристик показана на примере интегральной характеристики группы автоматических регулирующих кассет реактора ВВЭР-440. Результаты дисперсионного анализа подтверждают адекватное воспроизведение данной характеристики логистической моделью – коэффициент детерминации практически равен единице.