Персона:
Ксенофонтов, Александр Иванович

Научные группы

Научная группа

Регулирование радиационной безопасности и вывод из эксплуатации ОИАЭ (Кафедра №1)

Организационные подразделения

Организационная единица

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

Руководитель научной группы "Регулирование радиационной безопасности и вывод из эксплуатации ОИАЭ"

Фамилия

Ксенофонтов

Имя

Александр Иванович

Полная страница элемента

Результаты поиска

Теперь показываю 1 - 10 из 13

Открытый доступ
Анализ по сценариям потери теплоотвода из бассейна выдержки на атомных электрических станциях
(НИЯУ МИФИ, 2023) Акобян, М. Т. ; Саргсян, С. А. ; Ксенофонтов, Александр Иванович
Система хранения отработанного ядерного топлива предназначена для хранения и охлаждения отработанного топлива в течение нескольких лет с учётом плановых перегрузок и выгрузки всей активной зоны, накопленного после использования в ядерном реакторе. Она состоит из специальных бассейнов или контейнеров, где отработанное топливо помещается для временного хранения перед его окончательной обработкой или захоронением. Эти системы обеспечивают безопасное и эффективное хранение отработанного топлива, чтобы предотвратить утечку радиоактивных материалов в окружающую среду и минимизировать риски для здоровья людей и окружающей природы. События, произошедшие во время ядерной катастрофы в Фукусиме 11 марта 2011 года, подчеркнули важность безопасного хранения отработанного топлива в бассейне выдержки. Поэтому обеспечение безопасности хранения стало ключевым аспектом в данной области. Данная статья описывает расчеты потери теплоотвода для аналитического обоснования инструкций, по обслуживанию оборудования при аварийном реагировании в период останова реактора энергоблока №2 Армянской АЭС с помощью компьютерного кода RELAP5/Mod3.2. Рассмотрено исходное событие при потере теплоотвода от бассейна выдержки. Проведен анализ ядерной безопасности в ходе развития запроектной аварии с длительным обесточиванием АЭС применительно к бассейну выдержки энергоблока с реакторной установкой (РУ) ВВЭР-440 (проект В-270). Oценены радиационные последствия. В статье предоставлены расчеты следующих аварий для определения необходимых действий оператора: потеря теплоотвода от бассейна выдержки без действия оператора и потеря теплоотвода из бассейна выдержки с организаций последующей подпитки бассейна выдержки насосом борной очистки 2НБО-2. Выполнение расчетов основано на граничных и начальных условиях, соответствующих предположениям «улучшенной оценки».
Открытый доступ
Метод экспресс-оценки средней энергии спектра у-излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС
(ВИТИ НИЯУ МИФИ, 2018) Елохин, А. П.; Ксенофонтов, А. И.; Алалем, И.; Федорченко, С. Н.; Ксенофонтов, Александр Иванович; Федорченко, Сергей Николаевич; Елохин, Александр Прокопьевич
Рассматривается возможность использования детекторов БД БДРГ- 47Р, с высоким диапазоном регистрации мощностей доз и широким диапазоном энергий γ-квантов для расчѐта значения средних энергий γ-излучения радионуклидов, возникающих в помещениях спецкорпуса АЭС в случае аварийного выброса в условиях тяжелой радиационной аварии. В этих условия спектрометрическая аппаратура не может обеспечить качественные измерения. Поэтому для оценки средней энергии спектра γ-излучения целесообразно использовать лишь 4 детектора БД БДРГ- 47Р, три из которых необходимо поместить в защитные оболочки (фильтры) из вольфрама, свинца и висмута. Четвертый оставить без защиты.
Открытый доступ
Применение расчетных методов для анализа характеристик у-излучения радиоактивного облака при выбросах АЭС
(ВИТИ НИЯУ МИФИ, 2018) Ксенофонтов, А. И.; Елохин, А. П.; Алалем, Е. А.; Ксенофонтов, Александр Иванович; Елохин, Александр Прокопьевич
Рассматривается применение интегрального и метода Монте-Карло в задачах радиационного мониторинга окружающей среды. В качестве таковых рассматриваются задачи оценки мощности дозы внешнего облучения, создаваемой инертными радиоактивными газами при их выбросе через венттрубу АЭС в условиях планового профилактического ремонта и радиационной аварии; оценка полной объѐмной активности ИРГ в выбросе и другие характеристики, связанные с использованием γ-детекторов автоматизированной системы контроля радиационной обстановки окружающей среды и беспилотных дозиметрических комплексов, используемых в рамках этой системы. С целью оценки корректности расчѐтов методом Монте-Карло проводится сравнение результаты расчѐтов указанным методом с аналогичными характеристиками, полученными интегральным методом, которое показало удовлетворительное согласие.
Только метаданные
Technological leadership in nuclear decommissioning: The needs in human resource development
(2020) Mikhailovna, M. E.; Leonidovna, A. I.; Ksenofontov, A. I.; Kondratenko, P. S.; Ксенофонтов, Александр Иванович
© 2020 Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.Expanding efforts on decommissioning shutdown nuclear facilities represent the long-term, large-scale and ambitious strategic direction for the Rosatom State Nuclear Energy Corporation. The present paper provides estimated numbers of different types of nuclear facilities to be decommissioned and the duration of various stages of these works. Technical complexity and high cost of decommissioning nuclear and radiation hazardous facilities associated with the uniqueness of some nuclear objects as well with systematic disregard of specific decommissioning problems during the design and operation stages are also noted. Rosatom's focus on the technological leadership in this area requires preparation in a timely manner of qualified and motivated personnel. The paper readdresses the key IAEA requirements for training and managing human resources for the final phases of decommissioning of nuclear installations, as well as discusses the Rosatom achievements in this field. The centers of competence as pertains to certain types of decommissioning operations already formed in a number of Russian industrial enterprises and scientific institutes are named. It is demonstrated that the key step in developing effective training system for Rosatom's new area of activities is to formulate a strategic vision of how and when human resources must be used and what specific competencies are needed during the final stages of the nuclear facilities' life cycle. Analysis of relevant experience of the Rosatom's Scientific-Technical Board No.10 «Ecology and radiation safety» reveals that sizeable potential associated with optimization of radiation protection is underused now. The paper emphasizes the need for multidisciplinary training of nuclear decommissioning project managers with compulsory studying of the basics of radiobiology and radioecology, design management and risk management.
Открытый доступ
Специфика обращения с радиоактивными отходами на энергоблоке № 2 Армянской атомной электрической станции
(НИЯУ МИФИ, 2024) Акобян, М. Т.; Авагян, Н. Р.; Ксенофонтов, А. И.; Ксенофонтов, Александр Иванович
Приводится подробное описание по обращению с радиоактивными отходами (РАО), образующимися при эксплуатации энергоблока № 2 Армянской АЭС в течение проектного и дополнительного (продленного) срока эксплуатации. Описаны образующиеся РАО (твердые, жидкие, газообразные) разных классов – от очень низкой до высокой активности, которые регулируются согласно правилам и нормам радиационной безопасности. Рассмотрены варианты подготовки долговременного хранения твердых среднеактивных и слабоактивных РАО на промплощадке Армянской АЭС. Предложены принципы повышения безопасности путем модернизации, что подразумевает выполнение анализов соответствия энергоблока требованиям современных нормативных документов по безопасности, включая международные, рекомендации МАГАТЭ. Предлагается внедрение установок по переработке и промежуточному хранению РАО до захоронения, совершенствование и модернизация действующих хранилищ, создание новых объемов хранения, обеспечивающих безопасную эксплуатацию энергоблока Армянской АЭС, включая продление срока эксплуатации и вывод из эксплуатации энергоблоков. Указаны недоработки в системе управления, которые создают трудности при обращении с РАО в Республике Армения. Сформулированы модели повышения уровня безопасности хранения РАО на АЭС внедрением единой системы управления РАО, что позволит сократить образование РАО различных видов и активности, улучшить и расширить системы безопасного обращения с РАО в Республике Армения.
Только метаданные
Experimental Validation of Monte Carlo Simulation for the Leksell Gamma Knife Perfexion Using Gafchromic EBT3 Dosimetry Film and Diamond Detector T60019 PTW
(2021) Dalechina, A. V.; Kirpichev, Y. S.; Medjadj, T.; Ksenofontov, A. I.; Klimanov, V. A.; Ксенофонтов, Александр Иванович
© 2021, Pleiades Publishing, Ltd.Abstract: This work presents experimental measurements performed using GAFChromic EBT3 dosimetry film and diamond detector T60019 to validate penEasy Monte Carlo based model developed previously for the Leksell Gamma Knife Perfexion. The relative dose profiles along X and Z coordinate axes, for each collimator size 4, 8, and 16 mm, and the relative output factors have been investigated. The penEasy model has been validated comparing the calculated output factors and dose profiles with the corresponding experimental results. The differences between the calculated output factors and the corresponding data measured with diamond detector were found to be 1.8 and 2.1% for the 8 and 4 mm collimator, respectively. Excellent agreement was found between penEasy and EBT3 results. The differences in the output factors were found to be 0.4% and −0.7% for the 8 and 4 mm collimators, respectively. The relative dose profiles were found to be in good agreement for both detectors and penEasy data. The gamma index test returns values (3%, 1 mm) < 1 for all profiles comparison calculated between penEasy and EBT3 film.
Открытый доступ
Определение минимального времени выдержки профилированных кассет на Армянской АЭС с учетом графика нагрузки
(НИЯУ МИФИ, 2024) Акобян, М. Т.; Ксенофонтов, А. И.; Саргсян, С. А.; Умаров, Ш. Б.; Ксенофонтов, Александр Иванович
Определение минимально необходимого времени выдержки профилированных кассет на Армянской АЭС с учетом графика нагрузки, является необходимым условием безопасной эксплуатации профилированных кассет, используемых в активном энергетическом процессе, протекающем на атомной станции. При осуществлении вышеуказанного процесса, учет и контроль факторов, связанных с изменениями в электроэнергетической нагрузке на станцию в различные периоды времени, является обязательным условием безопасной эксплуатации. В рамках данного научного исследования проводится анализ технических характеристик профилированных кассет, а также рассматривается влияние их технических характеристик на производительность АЭС. Важными аспектами, на которые оказывает влияние время выдержки, являются: безопасность эксплуатации, соответствие нормативным требованиям, расчет отвода тепла в соответствии с графиком нагрузки. Эта работа нацелена на обеспечение оптимальной и безопасной эксплуатации отработавших тепловыделяющих сборок, адаптированной к условиям выдержки и отраженную в графике нагрузки, что в свою очередь способствует более эффективному функционированию атомной станции. Данное исследование направлено на обоснование минимально необходимого времени выдержки профилированных ядерных кассет, характеризующихся средним обогащением урана на уровне 3,82% и средним выгоранием по высоте, составляющим 45,7 мегаватт-суток на килограмм урана (МВт сут./кгU). Расчеты проводились с использованием программы ORIGEN-ARP, входящей в пакет программ SCALE, предназначенный для анализа и моделирования протекания ядерных процессов. Для обоснования минимального времени выдержки кассет были, в первую очередь, учтены следующие параметры: состав ядерных кассет и выгорание топлива. Также было произведено моделирование описываемого процесса на основании полученных расчетных данных и анализ безопасности и эффективности исследуемого процесса. Цель настоящего научного исследования заключается в анализе результата, достигнутого при определенном времени выдержки ядерных кассет, с учетом установленных параметров. Для достижения заявленной цели используются современные методы вычислений, предоставляемые программой ORIGEN-ARP, входящей в состав программного комплекса SCALE. Полученные в ходе исследования результаты способны внести значительный вклад в процесс улучшения эффективности и безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок
Только метаданные
Meteorological Features of NPP Construction Regions in Nigeria
(2024) Orumo, K. B.; Ksenofontov, A. I.; Elokhin, A. P.; Ксенофонтов, Александр Иванович; Елохин, Александр Прокопьевич
Открытый доступ
Topographical classification of dose distributions: implications for control for worker exposure
(2020) Bragin, Y.; Chizhov, K.; Sneve, M. K.; Tsovyanov, A.; Ksenofontov, A.; Kryanev, A.; Ксенофонтов, Александр Иванович; Крянев, Александр Витальевич
This paper deals with classification of dose distributions of nuclear workers based on antikurtosis (Q) and entropy coefficients (K) and their relationship presented in QK-diagrams. It is shown that determination of the most appropriate distribution to adopt, for a specific data set of a wide range of input data, requires building and analysing QK-diagrams for distributions of logarithms of individual doses. Actual dose distributions for emergency and occupational exposure situations were then considered, as well as doses for one day of work during clean-up and routine activities. It is shown that, in all cases, three types of distributions of logarithms of individual doses were present: normal, Weibull and Chapeau. The location of the representation point of a dose distribution reflects the degree of dose control of the group of workers whose individual doses are collectively displayed in the QK-diagram. The more the representation point of the analysed distribution of the logarithms of the individual dose of a given contingent of workers deviates from the point of the lognormal distribution, the more there was intervention in the process of individual dose accumulation. Thus, QK-diagrams could be used to develop a dose control function. It is shown that the hybrid lognormal distribution, which is widely used in the field of radiation safety, for the purpose of approximation of real dose distributions, is unable to satisfactorily describe many dose distributions arising in aftermath operations and occupational exposure.
Открытый доступ
Application of simulation modelling approaches for analyzing γ-radiation characteristics of a plume induced by a Nuclear Accident at NPP
(2019) Ksenofontov, A. I.; Elokhin, A. P.; Alalem, E. A.; Ксенофонтов, Александр Иванович; Елохин, Александр Прокопьевич
© Published under licence by IOP Publishing Ltd. Method Monte Carlo is applied to assess the radiological impacts to the environment. As such cases, determining the dose rates due to external radiation source is considered, that is induced by radioactive inert gases when they are released from a nuclear power plant; also to estimate the volumetric concentrations of the released radioactive inert gases, and other characteristics associated with the use of gamma detectors of the automated radiation monitoring systems of the environment and unmanned aircraft radiometric system. In order to assure the reliability and the accuracy of the calculations by Monte Carlo method for the dose rates estimations, the results are compared with the results that obtained by the integral method, which showed satisfactory agreement.