2014, Афанасьев, В. В., Кожин, А. Ф., Смирнов, В. Е., Стогов, Ю. В., Кожин, Александр Федотович, Афанасьев, Валерий Викторович

Лабораторный практикум составлен в соответствии с Государственным образовательным стандартом ФГОС-3. Приводится последовательное изложение метода обобщенной геометрии для определения массы отложений ядерных материалов в технологическом оборудовании и описание комплекса лабораторных работ по применению метода обобщенной геометрии для измерения массы отложений ядерных материалов в моделях технологических каналов. Предназначен для студентов и магистров, специализирующихся по направлению «Безопасное обращение с ядерными материалами». Может быть рекомендован аспирантам и работникам промышленности.

2020, Andreev, D. V., Gaiduchenko, A. B., Alferov, V. P., Geraskin, N. I., Kozhin, A. F., Kruglikov, A. E., Ozherelev, S. A., Serebryakov, A. A., Shchurovskaya, M. V., Yakovlev, L. I., Aleeva, T. B., Алферов, Владимир Петрович, Гераскин, Николай Иванович, Кожин, Александр Федотович, Кругликов, Антон Евгеньевич, Ожерельев, Сергей Анатольевич, Щуровская, Мария Владимировна, Яковлев, Леонид Иванович, Алеева, Татьяна Борисовна

© Published under licence by IOP Publishing Ltd.Life cycle extension practices for U-Al fuel in Al cladding used at the OR and the IRT MEPhI research reactors are discussed. The IRT MEPhI reactor uses tube type IRT-3M FA with dispersed UO2-Al fuel meat and SAV-1 aluminum alloy as cladding. The OR reactor uses pin type fuel elements with U-Al alloy fuel meat in cladding of Al alloy AMSN. The necessity of life cycle extension for the fuel elements is caused by a large calendar time of fuel assembly operation (10-30 years) and regulatory bodies concerns about this issue. The results of fuel cladding corrosion effects estimation using available empirical correlations for the corrosion rate and the rate of oxide film growth are presented. The results of visual inspection of the fuel elements are shown. Water chemistry monitoring practises in the reactor pool and in spent fuel storage are analysed. The successful experience of the IRT MEPhI (in 2003-2007) on repeated operation of the fuel assemblies previously discharged from the core (after the storage over 5-21 years) is presented.

2011, Бушуев, А. В., Кожин, А. Ф., Петрова, Е. В., Алеева, Т. Б., Зубарев, В. Н., Кожин, Александр Федотович, Алеева, Татьяна Борисовна, Зубарев, Виктор Николаевич

Лабораторный практикум состоит из двух частей, содержащих описание работ, проводимых в лабораторном корпусе (Часть 1) и в помещении реактора ИРТ МИФИ (Часть 2). Каждая часть имеет введение, в котором рассматриваются задачи контрольных измерений соответствующих ЯМ и методы их решения. Особое внимание в первой части уделяется методам спектрометрии ядерных излучений, лежащих в основе неразрушающих анализов ЯМ. Во второй части рассматриваются опыты по определению характеристик отработавших ТВС, особенности измерения протяженных высокоактивных источников излучения. Цель занятий в практикуме – изучение и освоение наиболее распространенных методов контрольных измерений ЯМ с применением новейшей аппаратуры и программного обеспечения. Объектами исследований являются реальные и макетные твэлы, образцы ЯМ, отработавшие ТВС ИРТ МИФИ. Уделяется внимание определению характеристик измерительной аппаратуры, выбору режима работы, анализу погрешностей полученных результатов, контролю качества измерений. При измерениях отработавших ТВС студенты приобретают навыки безопасной работы с мощными источниками радиоактивного излучения. Предназначено для студентов четвертого и пятого курсов, специализирующихся в области учета и контроля ядерных материалов. Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

2015, Бушуев, А. В., Кожин, А. Ф., Петрова, Е. В., Зубарев, В. Н., Алеева, Т. Б., Гирке, Н. А., Зубарев, Виктор Николаевич, Алеева, Татьяна Борисовна, Кожин, Александр Федотович

Графит − один из важнейших реакторных материалов. Его используют в качестве замедлителя и отражателя нейтронов, вводят в состав топливных элементов. Отработавший графит составляет значительную часть твердых радиоактивных отходов атомной промышленности. Монография основана на многочисленных экспериментальных исследованиях, проведенных сотрудниками НИЯУ МИФИ с графитом ядерных реакторов. Цель исследований − определение содержания радионуклидов, составляющих загрязнение отработавшего графита, в их число входили 3 H, 14C, 60Co, продукты деления и актиноиды. Изучены закономерности образования радионуклидов в реакторном графите и особенности их поведения. Полученные данные могут служить основой для планирования мероприятий по утилизации графита при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Предназначено для научных сотрудников, аспирантов, магистрантов, специализирующихся в области разработки, эксплуатации и вывода из эксплуатации водо-графитовых и газографитовых ядерных реакторов и обращения с графитовыми РАО.