SCI Библиотека

В работе предлагается возможный вариант снижения перерасхода ядерного топлива на маневрирование за счет использования технологии скользящего давления пара. Отмечается, что с начала эксплуатации атомных ледоколов в Арктике существует значительный перерасход ядерного топлива на маневрирование ядерной энергетической установкой и актуальной целью является поиск решений для его снижения. Предлагается (кратковременный переход на скользящее давление пара в главном паропроводе по инициативе судоводителя, который осуществляет маневрирование ледоколом, имея возможность управлять мощностью только гребной электрической установки. В настоящее время судоводитель самостоятельно не имеет возможности увеличивать мощность реактора даже если это требуется по условиям безопасного судовождения. Отмечается, что на всех проектах атомных ледоколов предусмотрено ограничение мощности гребной электрической установки, которое устанавливается из центрального по ста управления оператором ядерной паропроизводящей установки, и судоводитель не может самостоятельно увеличить мощность реактора для экстренного маневра. Обращается внимание на то, что если судоводитель все же задает мощность гребной электрической установки больше заданного ограничения мощности, то нагрузка с главных турбогенераторов автоматически списывается и восстанавливается прежнее ограничение мощности. Предлагается модернизация, при которой судоводитель без запроса нового увеличения мощности реактора в центральный пост управления имеет возможность самостоятельно увеличить мощность реактора в период выполнения экстренного маневра. Это позволяет существенно снизить величину ограничения мощности гребной электрической установки и соответствующую мощность реакторов при выполнении работ в Арктике на конкретном участке пути без ущерба безопасности судовождения. Отмечается, что данное решение обеспечивает экономию ядерного топлива и увеличивает кампанию активной зоны. Выполненные в работе оценки показывают существенную экономию ядерного топлива при использовании технологии скользящего давления для преодоления кратковременных маловероятных препятствий, возникающих в сложных ледовых условиях Арктики.

Источники ионизирующего излучения находят широкое применение во всех сферах деятельности человека, в том числе в здравоохранении. При несоблюдении требований санитарного законодательства и низкой культуре безопасности они могут представлять опасность для населения и персонала. Компетенции в области радиационного воздействия на человека и окружающую среду, обеспечения радиационной безопасности, а также своевременной диагностики патологии, связанной с источниками ионизирующего излучения, назначения релевантной терапии закладываются в процессе обучения в высших учебных заведениях. Исследование информированности студентов по вопросам радиационной безопасности позволяет разработать меры по повышению эффективности образовательного процесса и в итоге повысить компетенции обучающихся как будущих специалистов, в том числе занимающихся информированием населения и повышающих его уровень гигиенической грамотности. Цель данной работы заключалась в оценке уровня знаний об ионизирующем излучении и восприятии радиационного риска студентами медицинского вуза. Всего был опрошен 301 студент Санкт-Петербургского государственного педиатрического медицинского университета. Исследование выявило высокий уровень интереса студентов к радиационной тематике. Для студентов характерен средний уровень знаний о радиационной безопасности и относительно невысокий уровень знаний по профильному вопросу о применении ионизирующего излучения в здравоохранении. Ионизирующее излучение не воспринимается студентами как опасный для здоровья фактор риска, при этом респонденты склонны значительно преувеличивать негативные последствия крупных радиационных аварий. Студенты неоднозначно относятся к атомной энергетике и не готовы однозначно поддерживать ее или настаивать на ее сокращении. Полученные результаты исследований свидетельствуют о необходимости внесения корректив в программы обучения студентов на профильных циклах.

Данная работа посвящена экспериментальным исследованиям применимости опытного образца рефлекс-радарного уровнемера в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя Pb-Bi с учетом влияния оксидных покрытий. Экспериментальные исследования по обоснованию работоспособности проводились в два этапа: на статичной емкости и в условиях циркуляционного стенда. На первом этапе исследований были проведены эксперименты на водяном и свинцово-висмутовом теплоносителях для обоснования работоспособности уровнемера в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя. На втором этапе исследований были проведены ресурсные испытания в течение 120 часов с постоянным контролем уровня теплоносителя, а также ступенчатый слив теплоносителя из экспериментальной емкости. Было отмечено, что уровень погрешности полученных измерений находится в пределах допустимого. Экспериментальным путем было доказано, что на работоспособность уровнемера не влияют незначительные изменения геометрии, возникшие вследствие перепадов температур, образование оксидных покрытий на ответственных частях уровнемера и небольшое налипание теплоносителя на поверхности. Полученные результаты позволяют с уверенностью сказать о применимости исследуемой модели уровнемера в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя как для исследовательских стендов, так и для реакторных установок.

Приведены результаты экспериментального исследования гидродинамики потока теплоносителя во входном участке ТВС кассетной активной зоны ректора типа РИТМ атомной станции малой мощности. Целью работы является исследование конструкции входного участка двух элементов на перераспределение осевой скорости потока теплоносителя. Для достижения цели проведена серия экспериментов на масштабной экспериментальной модели, включающая элементы конструкции входного участка от тарировочной шайбы до узла крепления твэлов к диффузору, а также пролет твэльного пучка между следящей решеткой и первой дистанционирующей решеткой. Исследования проводятся с использованием пневмометрического метода в нескольких характерных разрезах на более длинных моделях. Расположение точек измеряется в соответствии с поперечным сечением модели. Особенности вывода теплоносителя визуализированы картограммами осевой скорости потока рабочей среды, а также графиками осевой скорости по сечению пучка твэлов. Результаты экспериментального исследования использованы при оптимизации гидравлического профилирования элементов конструкции входного участка ТВС. Полученная база опытных данных может быть использована для валидации отечественной CFD-программы ЛОГОС, а также для уточнения методики теплогидравлического расчета активной зоны в поячечном приближении.

В настоящее время одной из приоритетных задач Госкорпорации «Росатом» является разработка и создание ЯЭУ с жидкометаллическим, в том числе с тяжелым жидкометаллическим, теплоносителем, в частности, РУ малой мощности. Применительно к этой задаче разработана и верифицирована специализированная версия расчетного кода КОРСАР/ЖМТ, основанная на базовой версии системного расчетного кода улучшенной оценки КОРСАР/В1.1 с водяным теплоносителем и последующей версии КОРСАР/В3, учитывающей присутствие в контуре неконденсирующихся газов. Новая версия расчетного кода предназначена для обеспечения расчета безопасности РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем путем численного моделирования стационарных состояний, переходных и аварийных режимов ЯЭУ данного типа. В статье представлено описание методик расчета контурной теплогидравлики в двухжидкостном приближении. В качестве жидкой фазы рассматривается свинцово-висмутовый эвтектический сплав, в качестве паровой - парогазовая смесь. Такой подход позволяет производить расчетное моделирование межконтурных течей. Представлена матрица верификации РК КОРСАР/ЖМТ и приведены примеры валидации данного кода по результатам экспериментов на локальных и интегральных стендах с жидкометаллическим теплоносителем, а также по результатам испытаний стенда КМ-1 с ядерным обогревом.

Работа посвящена расчетному моделированию с использованием ПК Serpent и MCNP5 экспериментальных конфигураций сборок стенда БФС с центральной легководной вставкой (БФС-93) и без нее (БФС-57 и БФС-59). Данное моделирование необходимо, с одной стороны, для верификации программных комплексов для расчета реактора ВВЭР-С. С другой стороны - для верификации расчетных подходов, необходимость проведения которой связана с возрастающей потребностью в расчетном планировании экспериментов, предшествующих экспериментальному моделированию реактора ВВЭР-С на стенде БФС, и анализе результатов. Это связано с тем, что в основе работы реактора ВВЭР-С лежат новые физические принципы: возможность воздействовать на реактивность путем изменения водо-топливного отношения и, соответственно, спектра нейтронов в активной зоне. Другой особенностью моделируемого реактора является применение в его загрузке уран-плутониевого топлива с использование плутония из ОЯТ ВВЭР, которое обуславливает несколько более жесткий, по сравнению с урановым топливом, спектр нейтронов, формирование которого происходит путем реализации сложной совокупности физических процессов. В работе проведен расчетный анализ следующих экспериментов: расчеты на критичность, аксиальное и радиальное распределения энерговыделения, спектральные индексы и аксиальное распределение скоростей реакций деления в измерительном канале. Расчетный анализ данных экспериментов расширяет верификационный базис, а полученные результаты могут быть использованы для верификации программных средств, аттестация которых планируется применительно к расчетам реактора ВВЭР-С. Разработка программы исследований потребовала выполнения значительного количества нейтронно-физических расчетов, при этом для них выбраны те экспериментальные конфигурации критических сборок, которые наиболее близко отражают физические и спектральные эффекты, а также топливные составы.

В качестве объекта исследования в данной статье был выбран Филиал АО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» в г. Волгодонск – организация, которая была спроектирована и введена в эксплуатацию в 1976 г., как головное машиностроительное предприятие по производству полного комплекта корпусного и теплообменного оборудования энергоблока АЭС в объеме ядерного острова. Предметной областью выбрана организация производства крупногабаритной продукции, которое предприятие намерено диверсифицировать за счет приобретения линии для изготовления тонкостенных днищ крупногабаритных корпусов сосудов под давлением для АЭУ и нефтегазохимии. Цель исследования – на основе анализа существующих технологий и способов производства продукции разработать проект по освоению новых технологических мощностей, что позволит увеличить эффективность производственной деятельности в Филиале АО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» в г. Волгодонск. В качестве основных методов при написании статьи выступили теоретический анализ научной литературы по проблематике исследования, графический метод и изучение локальной документации объекта исследования в части модернизации производственных мощностей. Основным результатом исследования выступает вывод о необходимости внедрения новой технологии – холодного проката (фланжирования) в целях расширения технологических возможностей предприятия, повышения эффективности производства в данной сфере, получения прибыли от поставок тонкостенных днищ сосудов в адрес других предприятий на замену европейским поставщикам, и как следствие – увеличение конкурентного преимущества.

Анализ безопасности атомной станции (АС), в соответствии с требованиями НП-001-15 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», должен учитывать как внутренние воздействия (например, отказы систем (элементов) АС, вызванные пожарами, затоплениями, взрывами, приводящие к образованию летящих пред- метов, распространению токсичных веществ), так и внешние (например, землетрясения, ураганы, техногенные события). Требования к учету в анализе безопасности АС внешних воздействий установлены в НП-064-17 «Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии». При этом не разработаны рекомендации относительно способа учета внутренних воздействий при обосновании безопасности АС, что не соответствует международной практике проектирования и обоснования ядерной и радиационной безопасности АС. Так, например, в стандартах МАГАТЭ № SSR-2/1, Западноевропейской ассоциации регулирующих органов (WENRA), Европейских производителей электроэнергии (EUR E) требования к учету внутренних и внешних воздействий подкреплены детальными рекомендациями в соответствующих руководствах по безопасности МАГАТЭ № SSG-64 и № SSG-77.

С целью освещения указанной проблемы в настоящей статье представлены результаты сравнительного анализа требований учета внутренних воздействий в проекте АС на основе рассмотрения международных норм и стандартов (МАГАТЭ, WENRA, EUR), а также национальных требований различных стран (Финляндии, Венгрии, Канады, Великобритании, России). Результаты сравнительного анализа российских и зарубежных требований в части учета внутренних воздействий при проектировании зданий, сооружений и систем при выполнении обоснования безопасности АС показали, что за рубежом этим вопросам уделяется большее внимание. Международный опыт проектирования АС показывает, что учет результатов детерминистического анализа внутренних воздействий, для которого в соответствующих рекомендациях определен порядок его выполнения, обеспечивает всестороннее и полное обоснование безопасности АС (например, установление невыявленных ранее исходных событий и их учет в составе проекта АС).

В статье рассматриваются мировой и российский опыт использования методов атомистического моделирования вещества для изучения свойств глинистых и цементных материалов с целью обоснования долговременной безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО). Приводится общая характеристика метода молекулярно-динамического моделирования и примеры решаемых с его помощью задач. Обсуждается точность получаемых параметров и коэффициентов и возможность их встраивания в много- масштабные модели с целью прогнозирования эволюции инженерных барьеров безопасности ПЗРО.

Статья посвящена анализу положений действующих нормативно-правовых актов при обращении с грунтами промышленных площадок, загрязненными химическими веществами, в части их изъятия и присвоения статуса отходов производства и потребления. Рассмотрены особенности методик категорирования грунтов и классификации отходов, варианты обращения с ними в аспекте их применения на объектах атомной отрасли, а также сформулированы предложения по их корректировке.