Journal Issue: Глобальная Ядерная Безопасность
Загружается...
Volume
2025
Number
1
Issue Date
Journal Title
Journal ISSN
2305-414X (Print)
Том журнала
Том журнала
Статьи
Публикация
Открытый доступ
Численная нейтрон-эмиссионная спектрометрия и излучение топлива реактора ВВЭР-1200
(НИЯУ МИФИ, 2025) Полозков, С. Д.; Власкин, Г. Н.,; Беденко, С. В.
Для длительной и безаварийной работы реактора топливо модифицируют путем добавления различных гомогенных и гетерогенных соединений. Практическое применение получило уран-гадолиниевое топливо в гомогенном исполнении с аксиальным профилированием тепловыделяющих элементов. Исследуется возможность гетерогенного применения Gd2O3, ZrB2, Am2O3 и других выгорающих и легирующих добавок, которые позволяют сохранить теплопроводность топлива на уровне обычного оксидного топлива. Исследуемые модификации показывают удовлетворительное поведение под облучением при экстремально высокой температуре и предельном выгорании. Однако менее изученными остаются вопросы радиационной безопасности при обращении как со свежим, так и с отработавшим топливом. В настоящей работе проведена расчетная оценка нейтронной составляющей радиационных характеристик UO2-композиции с гетерогенным вариантом локализации микрокапсул natGd2O3 и Am2O3. Такой вариант исполнения не ухудшает теплопроводность топлива и положительно сказывается на ядерно-физических и теплофизических свойствах. Америций исследован не только в качестве возможной альтернативы Gd, но и с позиции утилизации в тепловых реакторах. Рассмотрено влияние Am на фотонную составляющую радиационных характеристик свежего топлива. Исследования выполнены с целью разработки процедур и регламентов обращения с новым топливом в процессе его изготовления и после облучения в реакторе. Исследования выполнены с применением верифицированных расчетных кодов программ Nedis‑2m и MCNP 6.2.
Публикация
Открытый доступ
Результаты моделирования сухого осаждения радиоактивных аэрозолей в условиях арктических районов Крайнего Севера
(НИЯУ МИФИ, 2025) Припачкин, Д. А.; Садофьев, И. Д.; Садофьев, Илья Дмитриевич; Припачкин, Дмитрий Александрович
Представлено моделирование сухого осаждения радиоактивных аэрозолей в арктических районах Крайнего Севера с использованием модели сухого осаждения аэрозолей на неоднородные подстилающие поверхности, которая учитывает влияние размеров и плотности аэрозольных частиц, характеристик шероховатости поверхности и динамической скорости трения, определяемой на основе параметризации пограничного и приземного слоя в использованной версии модели WRF-ARW. Получены оценки загрязнения поверхности земли радиоактивными аэрозолями с размерами частиц 0.1, 1 и 10 мкм в арктических районах Крайнего Севера (территории п-ова Ямал и Кольского п-ова) с неоднородными подстилающими поверхностями в реальных метеорологических условиях в летний и зимний периоды. Показано, что загрязнение радиоактивными аэрозолями поверхности земли на территории п-ова Ямал и Кольского п-ова зависит от размеров аэрозольных частиц и типов подстилающей поверхности в летний и зимний периоды. Наибольшая неоднородность загрязнения территории и ее зависимость от типа подстилающей поверхности наблюдается для частиц менее 1 мкм, а для частиц больших размеров определяющими факторами являются рельеф местности и метеорологические условия во время выброса. Результаты численного моделирования позволят снизить неопределённость оценок загрязнения местности радиоактивными аэрозолями и повысить их достоверность в интересах анализа и обеспечения безопасности населения, включая воздействие на окружающую среду радиоактивных аэрозолей, образующихся на объектах использования атомной энергии, которые эксплуатируются и будут использоваться в арктических районах Крайнего Севера
Публикация
Открытый доступ
Исследования радиационно-защитных свойств природных минералов Вьетнама
(НИЯУ МИФИ, 2025) Ташлыков, О. Л.; Пыльцова, Д. О.; Кувшинова, Е. В.; Тхыонг, Т. В.; Махмуд, К. А.
Затраты на обеспечение защиты современных ядерно-технических установок составляют значительную долю (20-30%) от общей стоимости строительства. Поэтому оптимизация состава радиационно-защитных материалов является важным направлением для минимизации расходов на защиту при сохранении высоких показателей её эффективности. Значительный вклад в снижение затрат на строительство объектов атомной энергетики (ОИАЭ) вносят природные ресурсы, месторождения которых расположены вблизи этих объектов. В современных радиационных технологиях композитные радиационно-защитные материалы (РЗМ) с матрицей из стекла, полимеров, цемента и других материалов играют ключевую роль. Включение различных наполнителей в состав матрицы позволяет проектировать оптимальный состав РЗМ для конкретных условий облучения, определяемых изотопным составом радиоактивных загрязнений. В качестве наполнителей могут быть использованы как природные материалы, так и отходы промышленного производства, что способствует решению проблемы их утилизации. В данной статье представлены результаты расчетно-экспериментальных исследований образцов природных минералов из северной части Вьетнама. Данное исследование является частью комплексного проекта, который реализуется на кафедре «Атомные станции и ВИЭ» Уральского федерального университета (УрФУ) уже более 10 лет. Проект направлен на изучение радиационно-защитных свойств природных минералов и промышленных отходов с целью оценки их потенциальной применимости в составе строительных материалов для защиты ОИАЭ. Для исследования расчета радиационно-защитных свойств минералов плотность образцов определялась методом Архимеда с помощью плотномера MH-300A, химический состав – с помощью рентгенофлуоресцентного анализа в лаборатории Управления по ядерным материалам Египта (г. Каир), использовалась база данных XCOM. Экспериментальное исследование экранирующих свойств образцов проводились с помощью спектрометрической установки «Роботрон». Результаты исследования природных материалов выявили образцы камней, которые могут быть использованы в качестве наполнителя бетона при строительстве АЭС и других объектов атомной энергетики во Вьетнаме, а также глины для изготовления радиационно-защитных блоков для быстровозводимой защиты.
Публикация
Открытый доступ
Опыт наладки системы автоматического регулирования турбины К-1200-6,8/50
(НИЯУ МИФИ, 2025) Филатов, В. В.; Беляков, А. А.; Сорокин, А. А.; Бодров, А. И.; Варзанов, А. В.; Волков, И. С.
Строительство новых атомных электростанций по проекту АЭС-2006 потребовало от Ленинградского металлического завода (ЛМЗ) в проекте конденсационной турбины большой мощности К-1200-6,8/50 реализации электронной и гидравлической системы регулирования и защиты турбины (САРЗ) на основе опыта, конструктивных и схемных решений для аналогичной системы быстроходной турбины-аналога К-1000-60-3000 производства ЛМЗ. Несмотря на сохранение компоновки турбины по отношению к турбине-аналогу (2 ЦНД + ЦВД + 2 ЦНД), концепции управления турбиной посредством САРЗ и применения соответствующих конструктивных референтных решений ЛМЗ, в период пусконаладочных работ на энергоблоках Нововоронежской АЭС-2, как показал опыт, возникали случаи некорректной работы САРЗ по причине скрытых несоответствий отдельных элементов оборудования. Устранение причин некорректной работы гидравлических узлов зачастую непосредственно связно с поиском коренной причины «изнутри», т.е. требуется разборка оборудования. В представленной статье приведены случаи некорректной работы САРЗ и пути их решения из опыта пусконаладочных работ на турбине большой мощности К-1200-6,8/50 с кратким описанием проблемных гидравлических узлов САРЗ, объемов доработки конструктивных элементов. Приведенный в настоящей статье опыт пусконаладочных работ и по сей день является актуальным по причине проведения регулярных планово-предупредительных ремонтов на введённых в эксплуатацию энергоблоках проекта АЭС-2006, в процессе которых выполняется регламентная ревизия гидравлических элементов органов парораспределения, а также предпусковая проверка взаимодействия гидравлической (ГЧСР) и электронной (ЭЧСР) частей САРЗ. Кроме того, в настоящее время за рубежом выполняется ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС с турбиной К-1200-6,8/50 (Народная Республика Бангладеш), где описанный опыт по случаю может быть применен.
Публикация
Открытый доступ
Многоузловая модель динамики реактора ВВЭР-1200 для синтеза системы автоматического регулирования
(НИЯУ МИФИ, 2025) Правосуд, С. С.
В данной работе предложена и смоделирована в среде MATLAB многоточечная модель динамики ядерного реактора ВВЭР-1200, состоящая из различной совокупности моделей многоточечной кинетики, определенной в рамках подхода связанных реакторов Эйвери в аксиальном направлении. Количество рассмотренных моделей составляет от двух до двадцати. Для более точного описания динамических режимов работы реактора модель была расширена теплогидравлической моделью Манна, в рамках которой предполагается, что к одному топливному узлу примыкает два узла последовательных узла теплоносителя. Для моделирования суточных маневренных режимов были учтены пространственные ксеноновые колебания и введен параметр Axial Xenon Oscillation Index. В работе также предложена новая математическая многоузловая модель воздействия борной кислоты, полученная из модели изменения концентрации борной кислоты в геометрии канала. Данная модель связана с моделью теплогидравлических процессов через массовый расход теплоносителя. Результаты численного моделирования в двух экспериментах: при изменении положения 12 группы органов регулирования системы управления и защиты, а также концентрации жидкого поглотителя в теплоносителе первого контура показывают, что статистическая точность предложенной модели является более чем удовлетворительной в сравнении с многофункциональным тренажером, а общий вид переходных процессов согласуется с физическими представлениями. Представленная работа способствует дальнейшему развитию связанных в нейтронно-физическом смысле точечных моделей ядерного реактора для улучшения синтеза автоматического регулятора мощности.