Персона: Волков, Юрий Николаевич
Загружается...
Email Address
Birth Date
Научные группы
Организационные подразделения
Организационная единица
Институт ядерной физики и технологий
Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.
Статус
Фамилия
Волков
Имя
Юрий Николаевич
Имя
16 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 16
- ПубликацияТолько метаданныеAxial Distributions of Fission Reaction Rates in the Annular Core of the ASTRA Critical Facility with Poison Profiling Elements in the Internal Reflector(2021) Nevinitsa, V. A.; Boyarinov, V. F.; Fomichenko, P. A.; Zimin, A. A.; Volkov, Y. N.; Kruglikov, A. E.; Волков, Юрий Николаевич; Кругликов, Антон ЕвгеньевичComputational modeling of experiments on measurement of axial distributions of fission reaction rates in configurations of the ASTRA critical facility simulating a HTGR with annular core is performed. Absorbing elements were installed in the internal reflector of critical assemblies to flatten the neutron flux radial distribution. Measurements of the fission reaction rates were performed both in a configuration with a flattened neutron field and in a configuration with control rods (CR) inserted in an external graphite reflector.
- ПубликацияОткрытый доступФизические особенности режимов ускоренной утилизации оружейного плутония в реакторах типа ВВЭР(НИЯУ МИФИ, 2015) Волков, Ю. Н.; Волков, Юрий Николаевич; Наумов, В. И.
- ПубликацияОткрытый доступПустотный эффект реактивности в многоцелевом тестовом исследовательском реакторе МТИР-СКД(НИЯУ МИФИ, 2025) Лапин, А. С.; Волков, Ю. Н.; Субботин. С. А.; Волков, Юрий Николаевич; Субботин, Станислав АнатольевичВ данной работе рассматривается проблема положительного пустотного эффекта реактивности для реакторов, работающих в быстром спектре нейтронов, в частности для реактора ВВЭР-СКД. Актуальность исследования обусловлена необходимостью обеспечения безопасности данных реакторов в условиях запроектных аварий. Исследование фокусируется на применении реактора МТИР-СКД как экспериментальной платформы для анализа пустотного эффекта реактивности. Показано, что изменение состава топлива и отражателей позволяет получать пустотный эффект реактивности различного знака. На первом этапе работы с реактором предполагается реализация отрицательного пустотного эффекта реактивности для гарантии безопасности, в дальнейшем возможно его изменение на положительный. В первой части работы проведены расчеты балансов нейтронов, выявляющие механизмы формирования пустотного эффекта реактивности. Результаты показывают, что стальной отражатель и изотоп плутония-240 существенно влияют на положительный пустотный эффект реактивности. Также обсуждаются варианты достижения отрицательного и нулевого пустотного эффекта реактивности, а также достижения положительного эффекта с использованием высокофонового плутония, что исключает риск неуправляемого разгона реактора. Полученные результаты могут послужить основой для обоснования безопасной эксплуатации реактора ВВЭР-СКД с положительным пустотным эффектом реактивности. Данная работа имеет как научное, так и практическое значение для разработки и проектирования безопасных ядерных реакторов нового поколения, обеспечивающих надежное управление реактивностью в различных эксплуатационных условиях.
- ПубликацияТолько метаданныеVoid Reactivity Effect in the MTIR-SKD Multipurpose Test Research Reactor(2025) Lapin, A. S.; Volkov, Y. N.; Subbotin, S. A.; Волков, Юрий Николаевич; Субботин, Станислав Анатольевич
- ПубликацияТолько метаданныеSecurity of Export Deliveries of Regenerated-Uranium Light-Water Reactor Fuel from the Standpoint of IAEA Safeguards(2020) Blandinskii, V. Y.; Nevinitsa, V. A.; Fomichenko, P. A.; Volkov, Y. N.; Gusev, V. E.; Smirnov, A. Y.; Sulaberidze, G. A.; Волков, Юрий Николаевич; Гусев, Владислав Евгеньевич; Смирнов, Андрей Юрьевич; Сулаберидзе, Георгий Анатольевич© 2021, Springer Science+Business Media, LLC, part of Springer Nature.The nonproliferation of nuclear materials is the key issue in supplying nuclear fuel to foreign countries. This article discusses the use of regenerated uranium to enhance the security of exports of fresh fuel for light-water reactors. It is shown that if the removal of fuel and its replacement with, for example, natural uranium go undetected, the criminals have long periods of time available to obtain a significant amount of highly enriched uranium, having only several tens of separation devices. The nonproliferation regime can be strengthened by using regenerated uranium, which contains in its decay chain 208Tl (2.61 MeV γ-line) and is advantageously distinguished from 235U (186 keV γ-line). It is shown theoretically that by controlling the thallium content the uranium content in the fuel rods can be quickly analyzed before a fuel assembly is loaded into the core.
- ПубликацияОткрытый доступEnhancing the efficiency of the MOX fuel cycle for VVER-1200 using burnable absorbers(2023) Ozoani, J.; Volkov, Y.; Волков, Юрий НиколаевичMargin adoption in a nuclear power plant (NPP) design is a frequent approach to strengthen the design’s robustness and provide an efficient way to handle uncertainties. However, the current trend of increasing fuel enrichment, including the use of MOX fuel to achieve a higher burnup, leads to non-uniformity in the energy release (power peaking factor) at the level of the fuel rod lattice, thereby causing a great effect on the reactor margins. One of the ways to reduce the power peaking factor is the use of burnable absorbers (BAs) which helps to minimize the power peaking factor. This work aims at enhancing the efficiency of the MOX fuel cycle for VVER-1200 reactor by replacing the Gadolinium burnable absorber to Erbia burnable absorber.
- ПубликацияТолько метаданныеComprehensive analysis of ASTRA benchmark with MCU-HTR and Serpent codes(2024) Kruglikov, A. E.; Shchurovskaya, M. V.; Volkov, Yu. N.; Geraskin, N. I.; Кругликов, Антон Евгеньевич; Щуровская, Мария Владимировна; Волков, Юрий Николаевич; Гераскин, Николай Иванович
- ПубликацияТолько метаданныеVerification of the stationary module of the ShIPR software system for modelling experiments of the ASTRA HTGR type critical facility(2020) Zizin, M. N.; Boyarinov, V. E.; Nevinitsa, V. A.; Fomichenko, P. A.; Volkov, Y. N.; Kruglikov, A. E.; Волков, Юрий Николаевич; Кругликов, Антон ЕвгеньевичCoupled neutronic and thermal hydraulic calculation codes are verified for calculating the design of modern and prospective types of nuclear reactors. This verification is done by comparing experimental and calculated results for stationary and transient conditions. This paper presents ShIPR (Shell of Intelligent Package for Reactor) Integrated Development Environment with automatic generation of head programs based on the chain of computational modules. The aim of this study is to find the reason of a discrepancy in the modelling of sub-critical states that was found in previous work. The comparison of ShIPR stationary module with Monte-Carlo code (MCU) and experimental results on ASTRA HTGR critical facility was presented in the paper. To compare the detector readings and MCU calculation with the ShIPR module, the interpolation cross-section procedure was performed. This procedure allows simulating 235 U fission reaction rates (detector readings) in the complicate, annular core, using the micro-cross sections prepared by the cell-lattice code. We found that the calculation accuracy of stationary ShIPR module is on an acceptable level but the macro constants for control rods need to be prepared independently, given with surroundings.
- ПубликацияТолько метаданныеBoiling Water Reactor with a Combined Moderator for Utilization of Reactor Grade Plutonium(2020) Zhdamirov, V. Y.; Naumov, V. I.; Volkov, Y. N.; Волков, Юрий Николаевич© 2020, Pleiades Publishing, Ltd.Abstract: The article presents the concept of a channel-type reactor with a combined cooled moderator. The moderator consists of ceramic beryllium oxide and a liquid moderator—water with a possible variation in its composition due to the ratio between light water and heavy water components. Variants of fuel cycles based on the combination of “power” plutonium with depleted uranium, regenerated uranium, and thorium are analyzed. Quantitative estimates of the consumption of raw materials and the transformation of the isotopic composition of the irradiated fuel components are presented. The issues of safety and the possibility of controlling the reactivity coefficient by the density of the boiling coolant when changing the fuel cycle are discussed.
- ПубликацияТолько метаданныеSimulation-based studies on graphite absorption properties for ASTRA critical experiments(2022) Nevinitsa, V. A.; Fomichenko, P. A.; Jitarev, V. E.; Shchurovskaya, M. V.; Kruglikov, A. E.; Volkov, Y. N.; Geraskin, N. I.; Щуровская, Мария Владимировна; Кругликов, Антон Евгеньевич; Волков, Юрий Николаевич; Гераскин, Николай Иванович© 2022 Elsevier LtdThis work is focused on the improvement of the graphite impurity content characterization for the ASTRA critical facility. The equivalent boron content for the graphite reflectors of the ASTRA facility reported in the benchmark specifications was estimated using the results of the exponential experiments performed by graphite manufacturer. Because raw measured data are not available for these experiments, we tried to reassess the equivalent boron content for the ASTRA graphite reflectors using the results of analogous exponential experiments performed earlier on the empty RBMK critical facility at the National Research Center «Kurchatov Institute» and further simulation of the experiments utilizing the Monte Carlo code Serpent with ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 cross-section libraries. The same grade graphite was used for manufacturing the graphite blocks for the RBMK critical facility and the ASTRA critical facility. The Monte Carlo simulations confirmed the accuracy of the exponential measurements performed for RBMK graphite characterization. It was also shown that the simulation must reproduce the graphite absorption cross-section estimated using the exponential experiments for the agreement between the measured and calculated distribution of thermal neutron flux. Therefore, the equivalent boron content should be assessed individually for each cross-section library used in the simulation. In case of the ASTRA facility the carbon capture cross section of 3.36 mb at 0.0253 eV (ENDF/B-VII.0) was used to deduce the equivalent boron content of 1 ppm wt from the measured results. Thermal capture cross-section of carbon was significantly increased in the ENDF/B-VII.1 and other recent cross-section libraries. Therefore, when calculating the ASTRA benchmark with these cross-section libraries the equivalent boron content reported in the benchmark specification should be reassessed.