Journal Issue: Глобальная Ядерная Безопасность
Загружается...
Volume
2025
Number
4
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
Использование оборудования мер сохранения и наблюдения МАГАТЭ на борту атомных плавучих энергоблоков российского дизайна
(НИЯУ МИФИ, 2025) Просянов, А. В.; Лац, М. П.; Брыкалов, С. М.; Сальникова, Н. А.; Лазарев, А. Е.; Мальев, В. В.; Тагирова, Т. А.; Чижов, А. С.
В настоящее время осуществляется разработка инновационного экспортоориентированного проекта атомного плавучего энергоблока, в том числе с точки зрения применения гарантий МАГАТЭ с учетом опыта эксплуатации на наземных атомных станциях с водо-водяными реакторами. Принимая во внимание технические особенности проекта атомного плавучего энергоблока и обращение с ядерным материалом, требуется адаптация существующих подходов по применению гарантий МАГАТЭ к этому судну. Ключевым аспектом предотвращения необнаруженного доступа к ядерному материалу является использование оборудования мер сохранения и наблюдения. Соответственно целью статьи является проработка возможного подхода по применению гарантий МАГАТЭ к атомному плавучему энергоблоку с точки зрения установки оборудования мер сохранения и наблюдения. При разработке подхода к применению гарантий МАГАТЭ учитываются жизненный цикл атомного плавучего энергоблока, особенности обращения с ядерным материалом, возможность мобильности объекта. Для достижения высокого уровня проработки подхода в части аспектов применения гарантий используется метод сравнения с аналогичными подходами для наземных атомных станций большой мощности. Рассмотрены особенности обращения с ядерным материалом на атомном плавучем энергоблоке, направленные на минимизацию рисков распространения ядерных материалов. Сформирован перечень оборудования мер сохранения и наблюдения МАГАТЭ, которое может быть использовано на борту атомного плавучего энергоблока с учетом особенностей его эксплуатации. По результатам анализа можно заключить, что схема использования оборудования мер сохранения и наблюдения МАГАТЭ на борту атомного плавучего энергоблока значительно проще, чем на наземных атомных станциях большой мощности. Эта схема может быть своевременно учтена уже на этапе технического проектирования, что упростит установку и использование оборудования мер сохранения и наблюдения МАГАТЭ.
Публикация
Открытый доступ
Роботизированная система для выполнения химических синтезов с анализом продуктов
(НИЯУ МИФИ, 2025) Серов, Н. Ю.; Адыгамов, М. Ш.; Голубь, А. О.; Гимадиев, Т. Р.
В данной работе описана роботизированная установка для выполнения химических синтезов с анализом продуктов, выполненная с целью создания прототипа робота-химика. Основой послужила автоматизированная система «LifeBot» от российско-японской компании Эвотэк-Мирай Геномикс. Система «LifeBot» была изначально разработана для выделения нуклеиновых кислот и приготовления смесей. Для перепрофилирования системы под химические задачи были сделаны различные модификации, в том числе увеличение числа хранящихся растворителей и растворов, дозируемых через дополнительно установленные перистальтические насосы, расширение числа доступных реагентов через модификацию хранилища и добавление манипулятора и стойки с хранилищами. Наиболее существенной модификацией стало оснащение установки самодельным смесителем с нагревом и контролем температуры, который и позволяет осуществлять параллельные химические синтезы. Еще одной важной модификацией стало добавление интерфейса взаимодействия с жидкостным хроматографом, благодаря чему возможно выполнение анализа реакционных смесей после синтеза. Программное обеспечение написано на языке Python и позволяет осуществлять как прямой контроль над физическими аспектами роботизированной системы, так и проводить параллельные синтезы в автоматическом режиме, начиная с расчета требуемых объемов реагентов, их отбора и приготовления реакционных смесей, продолжая перемешиванием в течение установленного для синтеза времени с нагревом до требуемой температуры и заканчивая отбором и разбавлением проб для анализа и их отправкой на хроматограф. Таким образом, присутствие человека требуется только во время подготовки к синтезу (загрузка растворов в хранилища, установка чистых наконечников дозатора и реакторов) и после завершения синтеза (удаление использованных реакторов и наконечников), что является перспективным в плане минимизации контакта человека при работе с вредными и/или опасными веществами. Автоматизированное выполнение синтезов на роботизированной установке с последующим анализом продуктов было проверено на реакциях образования олигопептидов глицина под действием триметафосфата натрия, в которых варьировались условия синтеза: соотношения реагентов, температура, время процесса.
Публикация
Открытый доступ
Распределение мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения в городах Кавказских Минеральных Вод Ставропольского края Российской Федерации
(НИЯУ МИФИ, 2025) Бураева, Е. А.; Бобылев, В. А.; Шишлов, И. В.; Ратушный, В. И.
Испытания ядерного оружия, аварии на атомных электростанциях способствовали значительному загрязнению территорий искусственными радионуклидами. При этом разработка уран-ториевых месторождений, наличие природных радиоактивных аномалий вносит наибольший вклад в коллективную эффективную дозу, получаемую населением Земли от природных источников ионизирующих излучений.
В данной работе приведены результаты оценки радиационной обстановки в городах Кавказских Минеральных Вод (КМВ) Ставропольского края. В рамках исследования были проведены измерения гамма-фона в таких городах, как: Пятигорск, Кисловодск, Железноводск, Ессентуки и Лермонтов. Гамма‑дозиметрия (измерение мощности амбиентного эквивалента дозы гамма излучения, МЭД) проводилась на центральных улицах,
в туристических/парковых зонах городов и в зонах с наиболее плотной застройкой методом пешеходной гамма-съемки на высоте 1 метр над землей при помощи дозиметра радиометра «ДРБП-03» с встроенным блоком детектирования «СБМ-20» и дозиметра-радиометра «ДКС 96» с блоком детектирования «БДКС 96с». Средние значения мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения (МЭД, мкЗв/ч) во всех городах составляют порядка 0,15 мкЗв/ч и характерны для населенных пунктов Юга Европейской части России, в том числе зоны наблюдения Ростовской АЭС. В целом, подобные исследования радиационной обстановки в курортных населенных пунктах, особенно в горных условиях, при наличии рудопроявления урана и вулканизма необходимо продолжать как для составления карт распределения МЭД гамма-излучения и выявления возможных природных и/или техногенных радиационных аномалий, так и для снижения социальной напряженности среди населения, связанной с радиофобией.
Публикация
Открытый доступ
Технические решения и технологические методы повышения эффективности сепараторов-пароперегревателей в составе оборудования АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200
(НИЯУ МИФИ, 2025) Терехов, В. М.; Миронова, Л. И.; Хижов, М. Ю.; Терехов, Виктор Михайлович
Рассмотрены конструкции теплообменных кассет сепараторов-пароперегревателей повышенной эффективности в составе оборудования АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Одной из основных проблем в турбинах АЭС, работающих на насыщенном паре, является уменьшение влагосодержания в проточной части турбины и дефицит температуры греющего пара, что приводит к необходимости модернизации существующих конструкций сепараторов-пароперегревателей и увеличения их теплоотдачи. Некоторые предложенные технические решения и технологические методы повышения эффективности теплообменных аппаратов заключаются в увеличении поверхностей теплоотдачи с применением более разветвленной поверхности теплообменных труб. Такими конструкциями являются теплообменные кассеты пароперегревателей, состоящие из большого числа теплообменных труб с шестью и восемью П-образными продольными ребрами, проекты СПП-1000 и СПП-1200 соответственно. Отмечено, что кассеты с шестью П-образными продольными ребрами не обеспечивают дефицит температуры греющего пара в 6°С для более мощных установок энергоблоков АЭС с ВВЭР-1200. Вполне приемлемым техническим решением в выполнении такого требования является применение в кассетах теплообменных труб с восемью П-образными продольными ребрами. Приведены достоинства и недостатки рассматриваемой конструкции продольно оребренных труб. Основными недостатками труб с восемью П-образными ребрами являются повышенная металлоемкость теплообменных кассет и отсутствие условий массового производства труб такого класса. Рассмотрено техническое решение, заключающееся в применении теплообменных кассет пароперегревателя с низкопрофильными монометаллическими трубами и позволяющего сохранить модульный принцип построения всех блоков в существующих ранее конструкциях. Изложены подходы к выбору заготовок теплообменных труб с учетом выпускаемого сортамента мировых и отечественных фирм-производителей. Приведены некоторые результаты исследований структуры и физико-механических свойств теплообменных труб с целью оптимального выбора теплообменных труб для СПП повышенной эффективности, что целесообразность предлагаемых технических решений по модернизации СПП должна быть обоснована результатами тепло-гидравлических расчетов, а также сравнением технических характеристик конструкций до и после модернизации.
Публикация
Открытый доступ
Расчетное моделирование выгорающих поглотителей на основе бенчмарка уранового и смешанного уран-плутониевого топлива ВВЭР-1000
(НИЯУ МИФИ, 2025) Кириллов, К. В.; Ахметова, П. В.; Семишин, В. В.; Столотнюк, Я. Д.
Представлены результаты расчетного моделирования выгорающих поглотителей в составе ТВС с использованием инженерных программ САПФИР_95 и САПФИР_РФ. Разработаны две модели ТВС с урановым и уран-плутониевым топливом с применением уран-гадолиниевого выгорающего поглотителя, реализованного в виде твэга. Проведен анализ сеточной сходимости метода расчета коэффициента размножения нейтронов от глубины выгорания топлива. Выработаны рекомендации по количеству расчетных слоев в твэгах для недозамедленных систем (4÷8 слоев) и систем с жестким спектром (2÷4 слоя). Для оценки отклонения расчетов использовался бенчмарк VVER-1000 LEU and MOX. Расчеты, проведенные в программах САПФИР_95 и САПФИР_РФ, имеют результаты близкие, по отношению к данным, полученным в программах MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS, MULTICELL. Максимальное значение относительного отклонения, отнесенного к среднему значению бенчмарка, при расчетах с использованием программы САПФИР_95 составило: для ТВС с урановым топливом 0,78 %, для ТВС со смешанным уран-плутониевым топливом 0,9 %. Для программы САПФИР_РФ значения отклонений равны 1,04 % и 1,41 % соответственно. Показано, что для недозамедленных систем с более жестким энергетическим спектром нейтронов, отсутствует явное снижение коэффициента размножения за счет применения СВП. Сделан вывод о возможном сокращении использования твэгов в сборках со смешанным уран-плутониевым топливом или отказе от них. В результате моделирования были получены зависимости распределения плотности потока нейтронов быстрой и тепловой групп в зависимости от глубины выгорания кассет. Результаты, полученные при расчете в САПФИР_95 и САПФИР_РФ, качественно не отличаются.