Ядерная техника темы научных статей

Проблема искривления колонн графитовых кладок уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 в процессе эксплуатации за пределом проектного срока службы

Проведен анализ экспериментальных данных по динамике искривления технологических каналов в объеме графитовых кладок промышленных уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 Сибирского химического комбината. Приведен обзор технических решений, позволивших обеспечить стабильную эксплуатацию кладок в течение 20 лет после окончания их проектного ресурса.

ВАК
Термоядерная энергетика: реальность и надежды

Показаны основные подходы к реализации термоядерного синтеза в управляемом режиме, динамика повышения параметров разрабатываемых термоядерных реакторов, а также роль международного сотрудничества в решении этой проблемы. Даны основные характеристики международного проекта ИТЭР.

ВАК
Цифровой регулятор для системы управления с исполнительным механизмом постоянной скорости

Рассматриваются недостатки стандартного регулятора системы автоматического управления с исполнительным механизмом постоянной скорости и искажения, вносимые им при реализации типового закона регулирования, влияние нелинейностей на качество регулирования. Предлагается новая реализация цифрового регулятора, обеспечивающего аппроксимацию типового закона регулирования с высокой точностью в широком диапазоне изменения параметров.

ВАК
Вопросы моделирования технологического процесса

Рассматриваются общие закономерности, которые может иметь любой процесс производства промышленных изделий. С использованием известных математических приёмов предложены модели, позволяющие решать задачи анализа технологии изготовления изделий, её проектирования и оптимизации.

ВАК
Проблемы утилизации реакторного графита остановлен) ных промышленных уран-графитовых реакторов

Определен перечень радиоактивных нуклидов, активность которых образует основную часть суммарной активности графитовой кладки и графитовых элементов конструкции остановленных промышленных уран-графитовых реакторов. Проведен анализ доли активности, вносимой этими нуклидами, в различные моменты времени после останова реактора. Определен перечень графитовых элементов конструкции, в которых существует возможность самоподдерживающегося выделения запасенной энергии (энергии Вигнера).

ВАК
Пути совершенствования водно-химического режима второго контура АЭС с ВВЭР-1000

Показано, что коррекционная обработка рабочей среды второго контура этаноламином, проводимая наряду с другими мероприятиями, может существенно снизить процесс коррозионных повреждений в парогенераторе, приведет к росту тепловыработки в нем и к возможности работы реактора ВВЭР-1000 на повышенном уровне мощности.

ВАК
Гамма-спектрометрический метод контроля активности и нуклидного состава газообразных радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации ядерно-энергетических установок

Разработан гамма-спектрометрический метод непрерывного оперативного контроля активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов, радиоактивных аэрозолей и йода в газоаэрозольных выбросах ядерно-энергетических установок. Метод основан на непрерывном представительном отборе газоаэрозольных проб и квазинепрерывной регистрации автоматизированной системой нуклидного состава и количества выбросов радиоактивных веществ.

ВАК
Нейтронно-физические аспекты проблемы обращения с облученным ядерным топливом с повышенной глубиной выгорания

Рассмотрены основные источники нейтронного излучения в облученном ядерном топливе. Установлено, что при повышенных глубинах выгорания ядерного топлива и выдержки его от трех лет и более основным нейтронным излучателем является 244Cm, a вклад (а, п)-реакции в общую нейтронную активность обусловлен наличием изотопов Pu, Am и Ст.

ВАК
Изотопный состав отработавшего ядерного топлива активных зон реакторов ОК-150 ледокола "Ленин"

Разработана математическая модель реакторов № 1, № 2 и № 3 установки ОК-150 ледокола "Ленин". На основе этой модели определены массовые изотопные составы и активность отработавшего ядерного топлива: части, хранящейся на ПТБ "Лепсе", и части, затопленной в Карском море.

Математическое обеспечение для моделирования термоэмиссионных систем

Представлено описание математического обеспечения, предназначенного для проведения научных и проектных исследований процессов в термоэмиссионных преобразователях, электрогенерирующих элементах и многоэлементных сборках.

ВАК
Контроль поля энерговыделения в процессе эксплуатации ядерного реактора с помощью детекторов прямого заряда

Получены результаты, количественно характеризующие влияние на значение переходной функции от тока, образованного в эмиттере детектора, таких параметров, как глубина выгорания топлива в тепловыделяющих сборках, плотность теплоносителя, который одновременно является замедлителем, и концентрация борной кислоты в теплоносителе.

ВАК
Определение параметров биологической защиты контейнера для долговременного хранения ампульных нейтронных источников

Рассмотрены особенности изотопного нейтронного источника как комплексного излучателя. Определены основные требования к контейнеру для долговременного хранения нейтронных источников. На основании нормативных требований выполнен расчет" но"экспериментальный анализ биологической защиты для двухцелевого контейнера. Проведена оптимизация размеров биоло" гической защиты. Определена степень активации бетона при долговременном (до 50 лет) хранении ампульных нейтронных ис" точников в контейнере.

ВАК
(α, n)-реакции и поле нейтронного излучения облученного керамического ядерного топлива

Рассмотрены основные каналы формирования поля нейтронного излучения облучённого керамического ядерного топлива. Показано, что значимым источником нейтронов в облученном топливе является (α, n)-реакция, вызываемая альфа-частицами от распада Pu, Am и Cm, протекающая на легких ядрах, входящих в состав топлива. Получены количественные результаты по вкладам (α, n)-реакций в общую интенсивность нейтронного излучения облученных керамических топлив UO2, UC и UN.

ВАК
ПОДГОТОВКА ПОРОШКОВ ДИОКСИДА УРАНА К СУХОМУ ПРЕССОВАНИЮ ТОПЛИВНЫХ ТАБЛЕТОК. Часть 1

Обсуждаются различные способы подготовки порошка диоксида урана, которые предназначены для изготовления топливных таблеток методом порошковой металлургии с использованием сухой связки. Предлагается порядок действий при анализе свойств порошка и выборе, в зависимости от этого способа его обработки перед прессованием.

ВАК
Аналитическое решение критической задачи для плоского гомогенного реактора с внутренним отражателем

Проведена аналитическая оценка влияния центрального отражателя на примере плоского реактора в одногрупповом и диффузионно-возрастном приближениях. Со стороны внешнего отражателя вводится эффективная граница, что существенно упрощает математическую постановку критической задачи. Апробация решения проведена для одного из состояний исследовательского реактора ИРТ-Т.

ВАК
Замыкание ядерного топливного цикла в преодолении мирового дефицита энергоресурсов. Ч. 2. Инновационные ядерноаэнергетические системы

Рассматриваются современное состояние и перспективы замыкания ядерного топливного цикла в атомной энергетике, концепции инновационных ядерно энергетических систем, которые позволят снять проблему наступающего энергетического голода.

ВАК
Атомная теплоэлектростанция с реактором ВБЭР-300. Использование пассивных систем для безопасности АТЭЦ

Дается описание реакторной установки ВБЭР-300, разработанной для использования в составе атомных теплоэлектростанций. Приводятся основные технические характеристики реакторных установок, решения, направленные на повышение безопасности установки, описание пассивных систем безопасности, принцип их действия.

ВАК
Международные и российские проекты хранения и захоронения ядерных материалов

Автор исследует взаимосвязь нефтегазового бизнеса и международных проектов долговременного хранения ядерных материалов. Представлены российские варианты создания ядерных хранилищ и сопутствующих геологических оценок.

ВАК
Мероприятия по радиометрии полей излучений в графитовых кладках остановленных промышленных уран-графитовых реакторов СХК

Изложены содержание и ход работ по оценке количества делящихся материалов в графитовых кладках остановленных промышленных уран-графитовых реакторов. Представлены составные части расчетно-экспериментальной методики для определения массы делящихся материалов в виде просыпей и фрагментов топлива в графитовых кладках. Рассмотрены методы пробоотбора, зондирования параметров полей гаммаи нейтронного излучений.

ВАК
Система управления температурным режимом барабанной вращающейся печи при получении оксидов урана

Application of symistor control stations for current throttling through heating chamber elements of drum-type rotary furnace in obtaining uranium oxides is suggested. Functional scheme of automatic control system by electric heating elements is presented. By means of it one can control furnace temperature conditions optimally. Imitation model and some results of investigation are given.

ВАК
Математическая модель процесса термического разложения в барабанной вращающейся печи

Рассмотрены вопросы, связанные с созданием математической модели процесса термического разложения полиуранатов аммония. Путем сделанных допущений получена система уравнений, описывающая замкнутый цикл основных процессов, происходящих в барабанной вращающейся печи.

ВАК
Прогнозное моделирование распространения фильтрата жидких радиоактивных отходов в пластах-коллекторах полигона глубинного захоронения Сибирского химического комбината

Представлена цифровая модель геологического строения полигона глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов Сибирского химического комбината. Описаны структура и принципы функционирования компьютерной гидрогеологической модели эволюции пластов-коллекторов полигона глубинного захоронения.

ВАКRSCIESCI
Исследование возможности проведения изотопного обмена в диоксиде углерода в каскаде газовых центрифуг

Проведено исследование применения реакций изотопного обмена при получении высокообогащенных изотопов углерода в каскаде газовых центрифуг, работающих на диоксиде углерода, и испытание опытного реактора изотопного обмена с никелевым катализатором. Показана принципиальная возможность применения реакций и реактора изотопного обмена для получения высокообогащенных изотопов углерода в каскаде газовых центрифуг.

ВАК
Влияние широкополосного импульсно-модулированного ЭМП низкой интенсивности на общую возбудимость ЦНС

В опытах на самцах гибридных мышей (СВАхС<sub>57</sub>ВL<sub>6</sub>)F<sub>1</sub> с помощью метода этанолового наркотического сна изучали влияние монои поличастотного электромагнитного поля в диапазоне 4,17-7,86 ГГц, модулированного импульсами с частотой посылок 3-1 Гц (длительность импульса 50 мс), на общую возбудимость ЦНС.

ВАК
Методика расчетного моделирования нейтронно-физического и теплогидравлического состояния реактора в быстропротекающих процессах

Разработана методика расчетного моделирования нейтронно-физического и теплогидравлического состояния канала водоохлаждаемого реактора с графитовым замедлителем в быстропротекающих процессах. Произведен расчет гипотетической аварийной ситуации, возникающей при отказе приводов насосов и падении давления в контуре многократной принудительной циркуляции, которое вызвано частичным разрывом трубопровода.

ВАК
>>
наверх