SCI Библиотека

В статье рассмотрены вопросы пожаровзрывоопасности (ПВО) технологии кондиционирования отработавших ионообменных смол (ОИОС) средне- и низкоактивных категорий методом осушки с целью оценки возможности ее применения и обоснования соответствия осушенных ОИОС критериям приемлемости для захоронения. Рассмотрены процессы образования потенциально ПВО газов при осушке модельных растворов радиоактивных отходов (РАО) в виде ОИОС с учетом их химического состава в емкостях хранения на АЭС. Проанализирован вопрос потенциальной возможности самовоспламенения осушенных ОИОС после формирования упаковки РАО.

В работе рассмотрено применение ресурсов DropBox, Doodl, Kahoot и виртуальной обучающей среды Moodle в ходе преподавания математических дисциплин в Волгодонском инженерно-техническом институте НИЯУ МИФИ. Кроме основных принципов работы в упомянутых системах и организации с их помощью учебного процесса также указываются как достоинства, так и недостатки электронного обучения в целом. Цель статьи - представить к обсуждению новые подходы к организации образовательного процесса; повышению его гибкости и продуктивности, а также обозначить направления модернизации нормативно-правовой базы в области электронного обучения.

   Возобновляемые источники энергии могут при определённых условиях покрыть всю потребность человечества в электрической энергии, но из-за сильной зависимости от природных факторов (ветер, инсоляция и осадки) такая безуглеродная энергетика не будет отвечать требованиям надёжности и безотказности. Для устранения этого недостатка требуется соразмерный стабилизирующий безуглеродный источник, на роль которого может претендовать только ядерная энергетика.

В работе конференции приняли очное участие более 300 учёных из России, Белоруссии, Казахстана и Китая, представивших 184 доклада. Важным атрибутом международного статуса конференции явилось участие официального представителя МАГАТЭ. Доклады конференции посвящены актуальным вопросам ядерной энергетики.

Представлены результаты исследования возможных причин превышения проектных значений давления в первом контуре реакторных установок типа «РИТМ» с газовой системой компенсации давления в режимах разогрева, стационарной работы после разогрева и в переходных процессах. Проведен анализ тепло-гидравлических процессов, происходящих в оборудовании газовой системы компенсации давления в данных режимах, приводящих к изменению температуры воды и газа. Разработана методика расчета и представлены расчетные оценки процессов тепломассопереноса в системе компенсации и первом контуре. Определено изменение температуры воды и газа в оборудовании системы и, в соответствии с этим, изменение давления в первом контуре. Исследованы процессы растворения, выделения и переноса газов в системе компенсации и первом контуре перед разогревом, в процессе и после разогрева. Разработана методика оценки влияния указанных процессов на давление в контуре, приведены результаты расчета. Предложены возможные варианты модернизации системы и изменения режимов работы установки.

Статья посвящена актуальной на сегодняшний день теме - проблеме применения роботов в атомной отрасли, в частности на модуле фабрикации и рефабрикации плотного смешанного уран-плутониевого топлива (МФР) опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) АО «СХК». Автор объясняет это опасностью или невозможностью прямого участия человека в некоторых операциях, связанных с воздействием высоких дозовых нагрузок и токсичностью на организм. Поэтому автор говорит о необходимости применения технологий опосредованного управления рядом процессов или их автоматизации, частичной либо полной. Особое внимание в статье уделено тому, что роботов внедряют не в готовые технологические линии, а сразу, на этапе проектирования, создают роботизированное производство топлива. Автор прогнозирует, что одним из преимуществ применения роботов будет поддержание качества продукции на более стабильном уровне. В статье раскрывается то, что на МФР роботы-манипуляторы, автоматизированные управляемые (АУТ) и передаточные тележки будут применяться в основном технологическом процессе на операциях по изготовлению тепловыделяющих сборок (ТВС), при обращении с радиоактивными отходами (РАО) и на линиях автоматизированных транспортных систем. Растущая потребность в решении задач вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) требует новых подходов в их реализации, в том числе для минимизации работы человека непосредственно в условиях повышенного радиационного фона. В качестве таких подходов предполагается использование современных робототехнических технологий, позволяющих высокоэффективно решить задачи всех этапов вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии, тем самым достигая комплексного подхода в их решении и формировании задела на будущее. Внедрение робототехнических комплексов в рамках федерального проекта имеет не только прикладное значение в сфере вывода из эксплуатации ОИАЭ с точки зрения эффективности использования ресурсов, оптимизации затрат и скорости выполнения проектных работ, но и создает условия для реализации стратегически важных для России задач в социальной и экономической сферах.

В работе описывается технический облик и состав роботизированной установки сортировки и паспортизации радиоактивных отходов (РАО), сочетающий в себе систему технического зрения (СТЗ) для определения положения фрагментов РАО и оценки их морфологического состава, блоки детектирования для определения радионуклидного состава и манипуляционную систему для перемещения и сортировки самих фрагментов РАО по контейнерам в соответствии с параметрами измерения. Подобный подход позволит производить сортировку РАО по способу их последующей переработки, а также снизить общую стоимость последующего захоронения РАО путем уменьшения итогового класса отходов.

Натрий-калиевый сплав находит применение, в основном, в ядерных энергетических установках малой мощности, в том числе космических ЯЭУ. При выборе теплоносителя таких ЯЭУ на первый план выступают не соображения стоимости, а вопросы безопасности, предэксплуатационного хранения, транспортировки и запуска заправленных теплоносителем установок. Обоснование использования определенного теплоносителя в космических ЯЭУ требует тщательного изучения их физико-химических свойств, вида и форм существующих в нем примесей, метода поддержания их качества и т.д. В связи с возникновением новых перспективных направлений применения расплавов щелочных металлов, например, в качестве рабочих тел в датчиках измерения давления, в высокотемпературных тепловых трубах и другом оборудовании, не позволяющем проводить периодическую очистку, требуется обоснование методов тщательной предварительной очистки в обеспечении длительного ресурса эксплуатации. Расплавленные щелочные металлы содержат разнообразные примеси, количество которых зависит от конкретных условий работы жидкометаллического контура. Известны такие источники примесей как примеси, поступающие в исходном металле, загружаемом в контур, примеси в инертных газах, оксидные пленки на внутренних поверхностях конструкционных материалов и газы, проникающие через стенки в процессе эксплуатации. В циркуляционных контурах происходит непрерывный отток компонентов сталей в холодную зону, что приводит к увеличению коррозии. Наиболее неблагоприятное влияние на коррозию конструкционных материалов оказывает кислород, имеющий высокую растворимость в щелочных металлах. В статье приведены данные о методах и средствах контроля примесей в контуре и способах очистки сплава от них.

В статье представлены возможные способы извлечения отработавших закрытых источников ионизирующего излучения из хранилищ бесконтейнерного хранения, размещенных в пунктах хранения радиоактивных отходов ФГУП «РАДОН», обозначены проблемные моменты, сопутствующие решению данной задачи. Показаны важность и актуальность рассматриваемой темы в рамках реализации программы реабилитации объектов «ядерного наследия» при отсутствии опыта извлечения отработавших закрытых источников ионизирующего излучения из хранилищ подобного типа в современных условиях. Приведено краткое описание и имеющиеся конструктивные особенности хранилищ бесконтейнерного хранения отработавших закрытых источников ионизирующего излучения, размещенных на территории пунктов хранения радиоактивных отходов. Представлены сведения о проведенных и планируемых научно-исследовательских и опытно-конструкторских работах, направленных на реализацию способов извлечения отработавших закрытых источников ионизирующего излучения из хранилищ бесконтейнерного хранения. Описано практическое применение способов извлечения отработавших закрытых источников ионизирующего излучения из хранилищ бесконтейнерного хранения в рамках реализации проектов вывода из эксплуатации пунктов хранения радиоактивных отходов. Сделаны выводы о перспективах, получаемых при реализации представленных способов извлечения отработавших закрытых источников ионизирующего излучения из хранилищ бесконтейнерного хранения.