на главную Написать письмо карта сайта

 

Рус / Eng

 
 

Новости

Семинары и конференции

Защиты диссертаций

 
 
      

Физика ядерных реакторов (архив семинаров)

Тематический семинар Курчатовского ядерно-технологического комплекса

Руководитель семинара: С.М. Зарицкий

Заседания проходят, как правило, раз в две недели по пятницам в 11:00

в конференц-зале здания 348, комн. 2053.

Заказ пропусков сотрудникам внешних организаций - Старостина Елена Анатольевна, e-mail: Zaritskiy_SM@nrcki.ru, тел:+7 (499) 196-7198,

 

 

2016 год

 

 

23 декабря

Тема: "Физико-химические технологии и проблемы реакторного производства медицинского Мо-99"

Авторы: О.Ю. Кочнов, В.В. Поздеев -  (ФНИФХИ им. Л.Я. Карпова), С.В. Мясников,В.А. Павшук – (КЯТК НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

Рассматриваются вопросы:

1. Ситуация в мире (5 реакторов, мишени, ВОУ и т.д.)

2. Мишенное производство на примере ФНИФХИ - от изготовления мишеней до переработки ураносодержащих остатков. Достоинства и недостатки современных методов.

3. Проблемы экономики и нераспространения.

4. Инновационные  реакторные методы. Преимущества растворной технологии и проблемные аспекты

5. Современная ситуация (проекты растворных реакторов в Сарове, Душанбе и т.п.)

6. Перспективы коммерциализации растворной технологии

 

 

18 ноября

Тема: "Естественная трансмутация актиноидов реакцией деления в замкнутом торий-уран-плутониевом топливном цикле"

Авторы: В.Е. Маршалкин, В.М. Повышев (РФЯЦ-ВНИИЭФ, г. Саров Нижегородской области)

 

Аннотация:

Рассматривается замкнутый торий-уран-плутониевый топливный цикл и анализируется количество и состав радиоактивных отходов, образующихся при переработке топлива. Показано, что этот топливный цикл может быть организован таким образом, что после  каждой четырёхлетней кампании при переработке одной тонны топлива в радиоактивных отходах будут содержаться примерно 54 кг продуктов деления, ~0,8 кг тория, ~0,10 кг изотопов урана, ~0,005 кг изотопов плутония, ~0,002 кг нептуния и следовые количества изотопов америция и кюрия. Такой цикл существенно упрощает обращение с высокоактивными отходами ядерной энергетики.

 

 

21 октября

Тема: "Исследование и обоснование метода импульсного источника для оценки подкритичности ХОЯТ реакторов РБМК"

Авторы: Артемов В.Г., Зинатуллин Р.Э. (докладчик), Иванов А.С., Карпов А.С., Пискарев А.В., Шемаев Ю.П. (НИТИ).

 

Аннотация:

Для контроля подкритичности хранилища отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) ЛАЭС внедряется импульсный метод определения декремента затухания нейтронного потока – модифицированный  aметод Симмонса-Кинга. Цель работы заключалась в адаптации импульсной методики к условиям ХОЯТ РБМК. В докладе представлены результаты расчетных исследований процесса затухания импульса нейтронов в экспериментах, проводимых в ХОЯТ РБМК. Анализируется влияние глубокой подкритичности,  значительных геометрических размеров ХОЯТ, а также высотного профиля выгорания топлива на результаты измерений. Рассмотрены особенности проведения и обработки импульсных экспериментов в ХОЯТ ЛАЭС.

 

Исследования проводились путем детального численного моделирования экспериментов на основе решения нестационарного уравнения диффузии нейтронов. Полученные результаты легли в основу методики контроля подкритичности хранилища РБМК.

 

 

7 октября

Тема: "Экспериментальные исследования феноменологии и закономерностей стратификации водородо-воздушных смесей при истечении водорода в замкнутые объемы"

Авторы: Денисенко В.П., Кириллов И.А., Коробцев С.В., Николаев И.А. (НИЦ "Курчатовский институт"), Быстров П.А. (МРТИ РАН)

Явление стратификации определяет динамику и уровень пожаровзрывоопасности водородо-воздушных облаков, образующихся при тяжелой аварии в защитной оболочке АЭС. Для реалистичной и экспериментально валидированной оценки водородной безопасности при обосновании проектов, при проектирования систем мониторинга и контроля водорода необходимо понимание основных физических процессов и закономерностей образования пространственно-неоднородных распределений концентрации водорода в поставарийной атмосфере.

 

Аннотация:

Представлены результаты экспериментальных исследований (2006-2015 гг.) закономерностей стратификации водорода в замкнутых объемах различной геометрии (объёмом 4-30 м3).  Исследовались  истечения водорода и гелия (как безопасного суррогата) в струевом и шлейфовом режимах. Поля концентраций исследовались многоточечной системой датчиков концентрации. Описаны основные стадии стратификации водородо-воздушных смесей в замкнутом объеме,  два базовых режима эволюции стратифицированного водородо-воздушного облака и  закономерности распространения фронтов концентрации водорода.

 

Предложены:

1) критерий для предсказания режима стратификации водородо-воздушных смесей в замкнутом объеме,

2) условия применимости результатов расчетов на основе кодов с сосредоточенными параметрами для оценки характерной концентрации водорода в замкнутом объеме,

3) измеряемый индикатор водородной опасности, который необходимо внести в существующую нормативную базу.

 

Сформулированы экспериментальные и теоретические задачи, решение которых на установках большого объема (порядка 103 м3) необходимо для уточнения границ применимости  выявленных закономерностей.

 

 

08 июля

Тема: "Интегрированные продажи АЭС: как это работает? Экономические и организационные аспекты"

Докладчик: Ю.В.Черняховская (кандидат экономических наук, заместитель директора Департамента международного бизнеса Госкорпорации "Росатом", доцент кафедры экономики и менеджмента в промышленности НИЯУ МИФИ)

 

Аннотация:

В новом тысячелетии мировой рынок сооружения АЭС сформировался как глобальный. Все экспортные проекты АЭС реализуются в развивающихся странах, перед которыми остро стоят задачи устойчивого экономического, энергетического, экологического и научно-технического развития. Проекты АЭС адаптируются под заказчика, включая в себя ряд сопутствующих услуг в области промышленности, финансировании, институционального развития, человеческого капитала и т.д.

 

Этот феномен  получил название "интегрированных продаж АЭС". Сравнение конкурирующих предложений от разных поставщиков АЭС проводится по критериям на трех уровнях: микро (проект АЭС), мезо  (финансово-экономическая модель проекта) и макро (взаимосвязь проекта с экономикой, политикой, социумом и экологией стран-партнеров). "Ядром" является проект АЭС, оптимизация его конфигурации и жизненного  цикла под требования заказчика. Интегральным показателем конкурентоспособности является нормированная стоимость электроэнергии (LCOE). Сложность моделирования  зарубежного проекта АЭС заключается в необходимости учета не просто колоссального массива требований, но и динамики развития т.н. "среды реализации" проекта.

 

Корректность прогнозирования всех деталей позволяет обеспечить рентабельность проекта и распределить риски. Для преодоления этих трудностей Росатом развивает инструментарий системы  управления требованиями, ресурсной модели, сценарно-динамического моделирования, обликового проектирования и др.Обсуждаются эти, а также другие "компоненты успеха" интегрированных продаж АЭС.

 

 

24 июня

Тема: "Импульсный источник нейтронов четвертого поколения для исследований на выведенных пучках"

Авторы: В.Л. Аксенов, А.М. Балагуров, Ю.Н. Пепелышев (докладчик), А.Д. Рогов (ОИЯИ,Дубна)

 

Аннотация:

Предложена концепция импульсного источника четвертого поколения на основе ускорителя протонов и каскадной размножающей мишени. Рассмотрена физическая модель глубоко подкритического (Kэф =0.96) двухкаскадного бустера (ДКБ) с внутренней нептуниевой и внешней урановой зонами, управляемого линейным ускорителем протонов с энергией 600 МэВ и мощностью пучка 0.3 МВт. Показано, что плотность потока тепловых нейтронов на поверхности замедлителя, окружающего внешнюю зону предлагаемого источника, будет сравнима с плотностью потока на строящемся Европейском суперисточнике ESS (European Spallation Source), мощность пучка ускорителя которого составляет 5 МВт. Проведено сравнение возможностей экспериментов на выведенных пучках на ДКБ, ESS и пульсирующем реакторе ИБР-2. Показано, что даже при рассматриваемой низкой мощности ускорителя эффективность экспериментов по дифракции на ДКБ будет выше.

 

 

3 июня

Тема: "Методы оценки полноты и качества моделирования АЭС поколений III+ и IV с помощью системы кодов"

Докладчик: С.Л. Соловьёв (ВНИИАЭС)

 

Аннотация:

Обсуждаются вопросы применимости  положений документа US NRC RG 1.203 (декабрь 2005), который был разработан для оценки методов анализа проектов реакторов PWR с пассивными системами безопасности и в настоящее время используется в аналогичных целях для РУ поколения IV. Приводятся поучительные  примеры из практики отрасли c комментариями и пояснениями.

"Evaluation Model" (EM) может включать один или несколько расчетных кодов, специальные модели и любую другую информацию (свойства материалов и т.д.), необходимую для проведения численных расчетов, в том числе входные и выходные данные и средства их обработки. Полнота EM в конечном итоге определяется приемлемостью для надзорного органа полученных с ее помощью результатов.

 

Процедура EMDAP (Evaluation Model Development and Assessment Process) содержит 20 этапов, объединенных в 4 раздела:

- Определение области применения и разработка требований к EM. Устанавливаются и согласовываются основные сценарии, явления, процессы и ключевые параметры.

- Создание базы для полноценной оценки достоверности EM (валидация и верификация): использование существующих экспериментальных данных, модернизация существующих стендов для получения  необходимых данных, создание новых экспериментальных стендов.

- Разработка EM с акцентом на следующие моменты: основные уравнения и область их применения;  приемлемые значения неопределенностей расчетов EM; проектные данные; стандарты и процедуры программирования; тщательное документирование; программа качества; «отчуждение» от разработчика EM; контроль конфигурации EM; контроль дивергентности  уравнений, выявление особенностей; проблема гиперболичности.

- Оценка адекватности EM. Оценка замыкающих соотношений,  их точности и применимости для расчетов процессов в масштабах прототипа, проверка  базовых уравнений, численных методов для каждого кода, включенного в EM, и методов интеграции кодов в EM. Здесь крайне ценны данные, полученные непосредственно на АЭС при переходных и аварийных режимах.

 

 

20 мая

Тема: "Высокопоточный импульсный нептуниевый реактор для пучковых исследований"

Авторы: Е.П. Шабалин (докладчик), Г.Г. Комышев, А.Д. Рогов (ОИЯИ ЛНФ, г. Дубна)

 

Аннотация:

В импульсном реакторе периодического действия ИБР-2 при средней мощности 2 МВт плотность потока тепловых нейтронов составляет 5·1012 н/см2с. Импульсные источники современного поколения (неразмножающие мишени сильноточных протонных ускорителей) обеспечивают удельную плотность потока около 1014 н/см2с на 1 МВт мощности  пучка протонов. На ядерном реакторе предел удельной плотности потока – 1013 н/см2с на 1 МВт. Соответственно, конкуренцию сверхдорогим spallation neutron sources могут составить импульсные реакторы с мощностью не менее 10 МВт.

 

В докладе обсуждается возможная конструкция и характеристики предназначенного для исследований на выведенных пучках нейтронов импульсного реактора с пороговым изотопом нептунием -237 в качестве ядерного горючего.

 

 

22 апреля

Тема: "Неэмпирическое моделирование режимов горения  водородо-воздушных смесей"

Авторы: И.А. Кириллов (докладчик), М.А. Деминский, М.В. Окунь, М.И. Стрелкова, А.И. Петрусев, Б.В. Потапкин (НИЦ "Курчатовский институт"), И.А. Заев , А.И. Степанов (ООО "Лаборатория Кинтех" (Сколково))

 

Аннотация:

Исходя из потребностей анализа и проектирования систем водородной безопасности АЭС с ВВЭР проведено углублённое рассмотрение понятия "концентрационный предел" горения водородо-воздушных газовых смесей (ВВГС).  В основу положены методы неэмпирического ("из первых принципов") моделирования, т.е. теоретический анализ критических явлений в кинетике разветвленных цепных химических реакций и  трехмерное численное моделирование с использованием  высокопроизводительных вычислительных систем.

 

Обсуждаются результаты 3D-моделирования воспламенения и горения ВВГС в диапазоне 6-16 об. % водорода в воздухе на основе как детальных, так и редуцированных кинетических схем.

 

Описан единый для всех базовых режимов горения кинетический критерий  и упрощенная (инженерная) методика  количественной оценки концентрационных пределов горения ВВГС "из первых принципов". Работоспособность и предсказательные возможности предложенного кинетико-термодинамического метода оценки концентрационных пределов демонстрируются на примере решения нескольких задач.

 

Предложена иерархическая классификация семи базовых режимов горения ВВГС. Показано соотношение между предложенной иерархией фундаментальных концентрационных пределов и известными эмпирическими концентрационными пределами горения. Отмечено, что на основе предложенной иерархии и кинетико-термодинамического метода концентрационные пределы горения ВВГС (например, диаграмма Shapiro-Moffette) могут быть рассчитаны apriori "из первых принципов".

 

Сформулированы экспериментальные и теоретические задачи, решение которых необходимо для научного обоснования уточненной системы нормативов и руководств по проектированию систем водородной безопасности АЭС и объектов инфраструктуры водородной энергетики.

 

 

8 апреля

Тема: "Стохастическая теория переноса нейтронов в ядерном реакторе"

Докладчик: Р.Ю. Нестеренко (НИЦ “Курчатовский институт”)

 

Аннотация:

Обсуждаются два основных подхода в теории переноса нейтронов в реакторе –  детерминистский (уравнение Больцмана для плотности потока нейтронов и уравнения для концентраций предшественников запаздывающих нейтронов) и стохастический (основанный на определении вероятности тому или иному целому числу нейтронов и предшественников находиться в заданном объеме фазового пространства). 

 

Представлены положения, составившие основу стохастической теории переноса нейтронов в реакторе как случайного процесса с ветвлением, обусловленным случайным  множественным рождением нейтронов в реакциях деления и (n,2n). Приводятся основные моменты вывода и общий вид стохастических уравнений переноса, доказательство  преемственности детерминистского и стохастического подходов. Получены стохастические уравнения, отвечающие однородным детерминистским уравнениям критичности. 

 

Представлены основные аналитические решения стохастических уравнений критичности и вытекающие из них значения квадратичной дисперсии числа нейтронов и нейтронной плотности.  Получены соотношения, связывающие дисперсию измеренной плотности потока нейтронов и значение реактивности, отвечающей текущему состоянию реактора. Полученные из стохастических уравнений соотношения могут быть использованы для контроля и управления ядерной безопасностью реакторов и других потенциально ядерно-опасных объектов.

 

 

18 марта

Тема: "Комплексное улучшение  характеристик АЭС при использовании водо-водяного канального энергетического реактора без межканального замедлителя с перегрузкой топлива на ходу (ВВКАЭР)"

Авторы: В.А. Иванов (докладчик), А.А. Ковалишин, М.Н. Лалетин (НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

Обсуждается концепция  реакторной установки на базе водо-водяного канального с водой под давлением  энергетического реактора без межканального замедлителя с перегрузкой топлива  на ходу (ВВКАЭР). Использование ВВКАЭР обеспечивает комплексное улучшение характеристик экономичности и безопасности АЭС:

-  возможность эксплуатации  как в "расходном" режиме (тепловой спектр нейтронов), так и в режиме бридинга (быстро-резонансный спектр нейтронов) в рамках одной и той же конструкции,  геометрии реактора и оборудования РУ, возможность использования различных видов ядерного топлива  (включая металлическое);

- возможность реализации гибкого топливного цикла для обеспечения эффективного топливоиспользования в обоих указанных режимах, повышения ядерной безопасности и управляемости реактора в режиме бридинга;

- упрощение конструкции (на базе апробированных технологий  и установивших технических решений), снижение габаритов и веса, обеспечение увеличенного ресурса эксплуатации АЭС;

- более высокую устойчивость АЭС с РУ ВВКАЭР к тяжелым авариям по сравнению с другими типами водоохлаждаемых реакторов за счет применения специальной спринклерной САОЗ  низкого давления и длительного охлаждения реактора.

 

 

22 января

Тема: "Проект энергетической стратегии 2035. Обсуждение"

Докладчик: В.Ф. Цибульский (НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

В докладе представлена оценка текущего состояния экономики России, выполненная с использованием некоторых индикаторов, характеризующих взаимозависимость развития  энергетики и экономики. В настоящее время готовится к принятию "Стратегия развития энергетики России на период до 2035 года". В этой стратегии заложены скромные ориентиры  роста энергетики страны. По мнению авторов, они отражают тенденции развития экономики, а их обоснованность подтверждают практикой последних лет.

 

При рассмотрении перспективы роста экономики, в стратегии предлагают ориентироваться на новые корреляции между ростом экономики и энергетики,  которые фактически не требуют наращивания энергетических мощностей. В докладе критически обсуждается раздел Стратегии, относящийся к развитию атомной энергетики России.

 

 

2015 год

 

 

27 ноября

Тема: "Кратеры ядерной энергетики"

Докладчик: А.В.Клименко (НИЯУ МИФИ)

 

Аннотация:

При оптимизации развития энергетики страны часто используются инструменты теории принятия решений. В энергосистеме страны наряду с традиционными энерготехнологиями (уголь, газ) могут успешно конкурировать и ЯЭУ. Однако, с удорожанием экономики конкурентоспособность ядерной энергетики снижается вплоть до вытеснения ЯЭУ традиционными энергоустановками на угле и газе.

 

Рассмотрен класс допустимых решений (планов) в задачах большой размерности оптимизации развития энергетики. Показана геометрия пространства принятия решений. Она напоминает лунную поверхность с кратерами. Оказывается, есть кратеры, в которых точки поверхности допустимых решений приводят к локально-оптимальным планам развития энергетики с участием ЯЭ даже в дорогих экономиках страны. Это делает ЯЭ конкурентоспособной и в дорогих экономиках при определенных условиях, которым ЯЭ должна удовлетворять.

 

 

30 октября

Тема: "Применение методов статистического анализа для расчетного обоснования безопасности реакторных установок"

Докладчик: Козлачков А.Н., ОКБ "ГИДРОПРЕСС"

 

Аннотация:

Сопоставляются различные подходы к расчетному обоснованию безопасности реакторных установок: классический консервативный подход и анализы неопределенности и чувствительности. Представлены различные способы статистической обработки данных многовариантных расчетов.

 

Рассматривается методика статистического анализа расчетных данных, которая позволяет определить вероятность нарушения критериев безопасности в переходных процессах при множественных отказах ОР СУЗ. Данная методика используется для анализа надежности системы аварийной защиты реактора.

 

Обсуждаются современные методы обработки статистических данных – искусственные нейронные сети, которые обладают некоторыми преимуществами по сравнению с традиционными математическими моделями (например, линейной поверхностью отклика). Нейронная сеть моделирует нелинейные закономерности между входными и выходными параметрами, обладает большими возможностями обучения, способна моделировать резкие изменения в ходе динамического процесса.

 

 

02 октября

Тема: "Анализ механизмов транспорта крови в сердце и магистральных сосудах на базе точных решений нестационарных уравнений гидродинамики для класса самоорганизующихся смерчеобразных потоков"

Авторы: Городков А.Ю., Кикнадзе Г.И., Талыгин Е.А., Миронов А.А., Жоржолиани Ш.Т., Крестинич И.М., Агафонов А.В., Бокерия Л.А., научный центр сердечно-сосудистой хирургии им. А.Н. Бакулева

Докладчики: Городков А.Ю., Талыгин Е.А., Миронов А.А.

 

Аннотация:

Механизмы транспорта крови в системе кровообращения до сих пор остаются малоизученной проблемой, которая имеет большое значение как для понимания общих физиологических процессов, происходящих в организме, так и для решения практических задач кардиологии и кардиохирургии.

 

В докладе представлены результаты исследований, которые проводятся в Научном центре сердечно-сосудистой хирургии им. А.Н. Бакулева с 1992 г. Суть работы состоит в разработке количественного подхода к анализу механизмов транспорта крови в сердце и магистральных сосудах на основании точных решений нестационарных уравнений гидродинамики для класса самоорганизующихся смерчеобразных потоков вязкой жидкости, опубликованных в 1986 г. сотрудниками ИАЭ им. И.В. Курчатова Г.И. Кикнадзе и Ю.К. Красновым. Представлены результаты экспериментов и клинических исследований, подтверждающие смерчевую природу потока крови. Показаны способы практического использования предложенного подхода для диагностики заболеваний сердечно-сосудистой системы и для конструирования имплантируемых устройств, контактирующих с потоком крови.

 

 

18 сентября

Тема: "CFD (Computational Fluid Dynamics) коды - эффективный инструмент поддержки проектирования и обоснования безопасности АЭС или генератор красивых картинок для начальства (Colours For Directors)?"

Докладчик: С.Л. Соловьев, АО "ВНИИАЭС"

 

Аннотация:

На конкретных примерах рассмотрены возможности CFD-кодов, трудности, возникающие при их практическом использовании, и наиболее типичные ошибки, допускаемые при расчетах. Сформулированы основные принципы эффективного применения CFD-кодов, определены требуемые вычислительные мощности. Проанализированы перспективы и методы объединения с системными теплогидравлическими кодами, нейтронно-физическими кодами и т.д.

 

 

19 июня

Тема: "Решение уравнения переноса нейтронов и гамма-квантов на неструктурированных тетраэдрических сетках (программа РадугаТ)"

Докладчики: Л.П.Басс, Н.И.Коконков, О.В.Николаева (ИПМ им. М.В.Келдыша), В.С.Кузнецов (НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

Рассматривается решение стационарного многогруппового уравнения переноса нейтронов и гамма-квантов на неструктурированных тетраэдрических сетках и реализующая его программа РадугаТ, разрабатываемая в ИПМ им. М.В.Келдыша.

 

Представлены используемые алгоритмы:

1. Нодальная сеточная схема с разрывно-линейным представлением решения внутри ячеек и на их гранях.

2. Двухшаговый KP1 итерационный метод решения сеточных уравнений для одной энергетической группы.

3. Двухуровневый (MPI+OpenMP) алгоритм распараллеливания вычислений на многопроцессорных системах с распределенной памятью.

4. Способы построения сетки из тетраэдров и получения информации из библиотек констант.

 

Обсуждается современное состояние программы РадугаТ. Приведены результаты решения многогрупповых тестовых задач, показывающие точность и эффективность используемых алгоритмов.

 

 

5 июня

Тема: "Создание оксидного топлива с повышенной теплопроводностью для реакторов различного назначения"

Докладчик: И.С. Курина (ФЭИ)

 

Аннотация:

Разработана технология изготовления и исследования свойств модифицированного ядерного топлива (UO2, PuO2-х+MgO, (U,Th)O2, Am2O3+MgO на имитаторе Eu2O3 и др.) для реакторов различного назначения. Приводятся основные технологические операции, позволяющие изготовить оксидное топливо с повышенной теплопроводностью (в 1,5-2 раза выше справочных данных).

 

Приведены результаты измерения теплопроводности топливных таблеток разными методами. На примере диоксида урана показано, что модифицированное топливо обладает повышенной (в 2 раза выше справочных данных) теплоёмкостью, что является основной причиной повышенной теплопроводности.

 

Представлены результаты испытаний твэлов с топливом UO2 и (PuO2-х+MgO) в реакторе БОР-60. Результаты реакторных испытаний и послереакторных исследований показали, что разработанное модифицированное топливо обладает большей, чем стандартное топливо, микроструктурной стабильностью и способностью к удержанию газообразных продуктов деления при облучении, обеспечивает более низкий градиент температуры по радиусу твэла.

 

Приведены сравнительные результаты исследований микроструктуры, отношения O/Me, электросопротивления, термостойкости и др. свойств модифицированного и стандартного топлива.

 

Приведено экспериментально-теоретическое обоснование повышенной теплопроводности модифицированного оксидного топлива.

 

 

22 мая

Тема: "Термоядерные процессы в кавитирующих пузырьках"

Докладчик: академик Р.И. Нигматулин (Институт океанологии им. П.П. Ширшова РАН)

 

Аннотация:

Обсуждаются результаты экспериментальных и теоретических исследований так называемого пузырькового термояда. В этом процессе в колбе с дейтерированным ацетоном при резонансном с частотой 20 кГц и сфокусированном акустическом воздействии создается кавитационный сферический кластер диаметром ~ 10-2 м из сферических пузырьков. Под действием акустического поля эти пузырьки совершают объемные осцилляции с острым коллапсом в стадии сжатия. В стадии коллапса образуются сходящиеся к центрам пузырьков сферические ударные (микроударные)  волны, которые фокусируют энергию в центрах пузырьков. Эти волны создают достаточную для образования термоядерных актов фокусировку энергии в нано-сферических зонах около центров пузырьков. В эксперименте наблюдается  выход нейтронов с энергией 2,5 МэВ и образование ядер трития. Обсуждается теоретическая модель процесса.

 

 

24 апреля

Тема: "Запроектные аварии на АЭС с разрушением топлива. Опыт создания и перспективы развития систем контроля"

Докладчик: В.Ф. Шикалов (НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

На примере объекта "УКРЫТИЕ" на аварийном блоке № 4 Чернобыльской АЭС рассмотрены технические аспекты разработки методов и создания средств контроля состояния разрушенных ядерных установок. Обсуждается создание (с использованием опыта работ на ЧАЭС) системы контроля для аварийного бака отмывки топлива на блоке № 2 АЭС "Пакш". С учётом аварии на АЭС "Фукусима" в Японии определены перспективные направления контроля при запроектных авариях, в частности подробно рассмотрены возможности создания средств, устойчивых к внешним воздействующим факторам, для контроля остаточного энерговыделения.

 

 

10 апреля

Тема: "Защита конструкционных материалов от коррозии в жидких металлах"

Докладчик: Е.А. Орлова (ФЭИ)

 

Аннотация:

Представлены результаты экспериментальных и расчетных исследований конкретных способов снижения взаимодействия конструкционных материалов (КМ) ЯЭУ с различными жидкими металлами (ЖМ) в рамках единой модели коррозии.

Для жидких металлов характерен интенсивный массоперенос примесей в силу высоких скоростей теплоносителей в атомной энергетике и их высокой плотности относительно газов. При этом существенное значение приобретает синергетика (согласованность взаимодействия частей при образовании структуры как единого целого) системы “КМ – ЖМ”.

Показаны перспективные методы защиты КМ от коррозии в ЖМ и других средах применительно к новым задачам (карбонитридная защита внутренней поверхности оболочки твэла в контакте с нитридным топливом, формирование фторидных защитных покрытий и др.).

Предлагаются к обсуждению способы преодоления заявленных оппонентами технологических трудностей при использовании жидкометаллического внутритвэльного подслоя с антикоррозионными свойствами.

 

 

12 марта

Тема: "Статистические методы измерения абсолютной мощности критсборок и реакторов"

Докладчик: Г.В. Лебедев

 

Аннотация:

Обсуждаются статистические методы экспериментальных исследований размножающих систем. Рассматривается задача измерения абсолютной мощности критсборок и реакторов в стационаре и динамике, в диапазоне от милливатт до киловатт. В качестве примеров приведены результаты измерений абсолютной мощности методом корреляционного анализа (МКА) на уровнях в несколько сотен ватт в большой серии наземных испытаний прототипа ЯЭУ "Енисей" и макета реактора ВВЭР-440 на стенде LR-0. Анализируются погрешности измерения абсолютной мощности МКА и возможности сведения погрешностей к минимуму. Обсуждается возможность создания на критсборках системы мониторинга мощности, основанной на показаниях мониторов, откалиброванных в подкритическом состоянии методом Фейнмана. Рекомендуется к использованию на всех критсборках и реакторах методика проверки каналов регистрации нейтронов на наличие помех.

 

 

2014 год

 

 

26 декабря

Тема: "Компактный стационарный ТИН-СП в сильном поле"

Докладчик: В.Л. Вдовин, НИЦ "Курчатовский институт"

 

Аннотация:

В линии активности по ИГНИТОРу анализируются параметры Стационарного Токамака-Источника Нейтронов ТИН-СП в сильном магнитном поле.

Проанализированы сценарии и промоделированы ВЧ методы поддержания тока, наиболее эффективные и коммерчески доступные для стационарной работы реактора.

Показана физическая и техническая возможность создания D-T реактора масштаба JET, работающего стационарно и надежно с высокими Q. Определены наиболее острые требуемые R&D, обеспечивающие решение проблем выбора необходимых частот, ВЧ антенн, эрозии стенки и снятия тепла (в том числе выбор дивертора и материалов) в стационарном режиме.

 

 

5 декабря

Тема: "Новые задачи в стратегии ядерно-энергетического развития"

Докладчики: А.Ю.Гагаринский, В.Ф. Цибульский, С.А. Субботин (НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

Анализируются условия, вызывающие необходимость актуализации стратегии развития ядерно-энергетического комплекса, и основные направления такой актуализации. Рассматриваются ключевые проблемы перехода к замкнутому топливному циклу, который должен обеспечить решение двух основных задач: обращение с ОЯТ и РАО и долгосрочное топливообеспечение ядерной энергетики. Обсуждается приоритетность каждой из задач, текущее состояние, тенденции, дополнительные возможности, которые даёт использование топлива  в системах с разделением областей сжигания делящихся изотопов и накопления  новых. Представлены оценки минимизации выделения радиоактивности при переработке разных типов ОЯТ. Обсуждаются связанные с переработкой высокоактивного топлива риски при  реализации программы развития быстрых реакторов, рассматриваются варианты преодоления такого рода сложностей. Даны оценки использования термоядерного источника нейтронов для производства новых делящихся изотопов. Рассматривается принципиальная возможность своевременного внедрения в систему ядерной энергетики смешанного топливного торий-уран-плутониевого цикла. В качестве масштабного источника нейтронов при использовании тория как дополнительного ресурса в уран-ториевом топливном цикле рассматриваются гибридные термоядерные установки с ториевым жидкотопливным бланкетом.

 

 

14 ноября

Тема: "Использование интегрированных математических моделей активных зон ядерных реакторов для контроля энерговыделения в реальном времени"

Авторы: А.А. Дружаев (докладчик), А.А. Семенов, Н.В. Щукин (НИЯУ МИФИ), И.А. Сергеев, В.И. Стриковский (ООО "СКУ-Атом")

 

Аннотация:

Предлагается способ повышения точности контроля энерговыделения в активной зоне по показаниям АКНП. Изучены физические причины, приводящие к увеличению погрешности оценки мощности блоком детектирования АКНП. Построена математическая модель реакторной установки, встраиваемая в АКНП, в которой в реальном времени определяется внутризонное объемное распределение энерговыделения. Полученное распределение используется для определения мощности реакторной установки, аксиального офсета мощности, профиля высотного распределения мощности. Модель реального времени предварительно настраивается с использованием полномасштабной трехмерной динамической модели контролируемого объекта. Обсуждаются результаты применения разработанного подхода на действующих энергоблоках АЭС.

 

 

31 октября

Тема: "Стохастическая модель формоизменения графитовой кладки РБМК"

Докладчик: А.М.Федосов, НИЦ "Курчатовский институт"

 

Аннотация:

В докладе рассмотрены проблемы, связанные с деформацией графитовой кладки реактора РБМК на заключительном этапе его эксплуатации, и пути их решения.

Дан краткий обзор работ по восстановлению ресурсных характеристик кладки, выполненных на энергоблоках Ленинградской и Курской АЭС.

Представлена расчетная модель деформации графитовой кладки РБМК, вызванной образованием трещин в графитовых блоках. Ориентация трещин и зависимость размеров блоков от флюенса имеют стохастический характер. Для повышения точности расчетов используется информация об измеренных значениях прогибов отдельных каналов. Поле прогибов корректируется на основе принципа максимального правдоподобия.

Приводится пример оптимизации схемы ремонта графитовой кладки.

 

 

16 мая

Тема: "Проблемы теплообмена в современных проектах реакторных установок. Влияние на результаты численного моделирования"

Докладчик: C.Л. Соловьёв (ВНИИАЭС)

 

Аннотация:

Анализируются основные причины появления проблем теплообмена – выход за пределы исследованной области, появление пассивных систем безопасности, масштабный фактор, существенное изменение свойств некоторых теплоносителей, "канонизация" накопленных знаний. Показано, что практически все отмеченные вопросы были известны еще полвека назад. Рассматриваются критические с точки зрения теплогидравлики проблемы РУ с ВВЭР, БН, БРЕСТ и СВБР. Предлагаются некоторые пути их решения.

 

 

28 марта

Тема: "Многофазные многомасштабные модели неравновесных тепловых и гидродинамических процессов для кодов анализа аварийных режимов ядерных энергетических установок"

Докладчик: Ю.Н. Корниенко (ФЭИ, г. Обнинск)

 

Аннотация:

Представлен краткий обзор современного состояния и перспектив реализации физико-математических моделей двухфазных турбулентных неравновесных потоков (ДТНП) для реакторных кодов анализа переходных и аварийных режимов ЯЭУ. Обсуждаются следующие проблемы:

  • Локальные измерения в ДТНП, эксперименты вблизи кризиса кипения.
  • Физико-математическое описание 4-полевой 2-жидкостной модели CFMD, от уравнения Больцмана к модели потока дрейфа.
  • "Проклятие размерности": 3D-, 2D-, 1D-, 0D - коды анализа динамики ДТНП, их статус и перспективы.
  • Масштабы теплогидравлических процессов и пространственные фильтры, размер контрольного объёма и некоторые оценки трудоёмкости расчётов.
  • Рабочий инструмент проектов ЯЭУ ВВЭР и технического обоснования их безопасности – "компонентные коды" + квази-1D модели неравновесных процессов.

 

 

14 марта

Тема: "Инженерные коэффициенты запаса при проектировании топливных загрузок ВВЭР. Эволюция способов учета изменения формы ТВС в процессе эксплуатации"

Докладчик: Л.К. Шишков (НИЦ "Курчатовский институт)

 

Аннотация:

Представлена идеология использования инженерных коэффициентов запаса для параметров ВВЭР, ограниченных проектными пределами, в условиях нормальной эксплуатации. Указаны характерные составляющие погрешностей, определяющих коэффициенты запаса. Вторая часть доклада посвящена учету погрешностей расчета энерговыделения в бесчехловых кассетах ВВЭР-1000, обусловленных изменением их формы в процессе эксплуатации.

 

 

21 февраля

Тема: "Оболочки твэлов из карбида кремния"

Докладчики: П.А. Александров, К.Д. Демаков, Л.М. Иванова, С.Г. Шемардов, М.Н. Шахов (НИЦ "Курчатовский институт)

 

Аннотация:

Рассматриваются общие требования к материалу оболочек твэлов, исходя из обеспечения необходимых нейтронно-физических, химических и прочностных свойств. Обсуждаются результаты работ авторов  по получению карбида кремния, изучению его свойств, изготовлению изделий из него, даётся сравнение с опубликованными результатами других авторов. Обсуждается явление генерации водорода при контакте карбида кремния с водой при высоких температурах.

Описывается методика измерения прочности изделия, а не материала.

Предлагаются меры по компенсации отрицательного влияния некоторых свойств карбида кремния (в первую очередь хрупкости) на уровне конструирования ТВС.

Приводятся сведения о свойствах трехслойных трубок из карбида кремния, изготавливаемых в США, и российских микротвэлов.

 

 

 

2013 год

 

20 декабря

Тема: "Распространение радиоактивности в замкнутом топливном цикле атомной энергетики и некоторые направления минимизации неприятностей"

Докладчики: Е.А .Андрианова, В.Д. Давиденко, В.Ф. Цибульский (КЦЯТ НИЦ "Курчатовский институт)

 

Аннотация:

Обсуждается один из наиболее значимых вопросов для  перспективы развития крупномасштабной атомной энергетики, связанный с негативным потенциалом вероятного неконтролируемого распространения радиоактивности в окружающей среде при масштабном развитии АЭ и организации замкнутого топливного цикла.

Сделаны оценки реализуемости популярной концепции эквивалентного захоронения радиоактивных отходов. Рассмотрены варианты нетрадиционных  конструктивных решений быстрых реакторов, обеспечивающих минимизацию радиоактивных потерь при переработке ОЯТ в замкнутом топливном цикле,  по сравнению с разрабатываемыми в настоящее время проектами. В контексте рассматриваемой проблемы обсуждаются перспективы гибридных термоядерных реакторов.

 

 

1 ноября

Тема: "Наножидкости как теплоносители и проблема их композиционной устойчивости"

Докладчик: А.Л. Шимкевич, (д.ф.-м.н., профессор, НИЦ "Курчатовский институт")

 

Аннотация:

1. Немного о наножидкостях вообще: что это такое, как их получают и зачем это нужно.

2. Проблема стабилизации состава неоднородной наножидкости в градиентном поле температур.

3. Возможные пути решения этой проблемы.

4. Естественное формирование фрактальных наночастиц при кластеризации примесей, растворенных в базовой жидкости.

5. Теплофизические свойства такой однородной наножидкости.

6. Потенциальные приложения.

 

 

18 октября

Тема: "Линейные ускорители на обратной волне (УЛОВ) для ADS"

Докладчик: А.С. Богомолов (ЗАО "Физтехмед")

 

Аннотация:

- требования к ускорителям для систем с внешним источником,

- краткий обзор по разработкам линейных ускорителей с мегаваттным уровнем

  энергии пучка ионов водорода,

- метод ускорения на обратной волне, особенности и преимущества,

- результаты расчетов УЛОВ на 1 ГэВ и 10 ГэВ с импульсным током 300 мА,

- новые результаты по УЛОВ с импульсным током 300-2000 мА, решение проблем

  теплосъема, КПД и потерь  частиц при ускорении,

- итоговое сравнение линейных ускорителей на сверхпроводящих структурах (Т=1.9К) и на структурах УЛОВ (Т=300К).

 

 

21 июня

Тема: "Физика гетерогенного кипения".

Докладчик: Ю.М. Жуков (Институт ядерной транспортной энергетики НИЦ “Курчатовский институт”)

 

Аннотация:

Рассмотрен комплекс проблем, лежащих в основе процесса постепенного  перехода от существующих теплогидравлических реакторных кодов второго  поколения, основанных на концепции двухжидкостных неравновесных моделей  потоков, к реакторным кодам третьего поколения – трехмерным  кодам с  учетом влияния турбулентности (3D+CFD). В том числе рассмотрены вопросы, связанные с физикой процесса гетерогенного кипения.

Отмечается неоднозначность в оценке индивидуального вклада каждого из  механизмов передачи тепла (конвекция, испарение микрослоя метастабильной  жидкости и перестройка теплового температурного слоя) в режиме  пузырькового кипения.

Обсуждаются причины медленного внедрения 3D+CFD турбулентных кодов в практику  инженерных расчетов проектантов АЭС и разработчиков тренажерных комплексов.

 

 

7 июня

Тема: "Энергетический масштаб устойчивого развития"

Докладчик:В.Ф. Цибульский ( д.т.н., НИЦ Курчатовский институт)

 

Аннотация:

В докладе обсуждаются следующие вопросы:

-       масштаб энергетических потребностей в перспективе,

-       источники первичной энергии, 

-       структура потребления первичной энергии,

-       энергетический критерий для оценки состояния экономики,

-       основные тенденции в потреблении энергии.

Представлены некоторые прогнозы, основанные на расчетах с  использованием математических моделей.

 

 

26 апреля

Тема: "О стоимости электроэнергии в России и за рубежом и методе прогнозирования электропотребления в России и других странах"

Докладчик: Б.И. Нигматулин (д.т.н., профессор, первый заместитель Генерального директора Института проблем естественных монополий)

 

Аннотация:

Рассматривается обоснование использования паритета покупательной способности (ППС), рассчитанного по всему ВВП, при сравнении стоимостей энергоносителей и электроэнергии в различных странах (пересчёт через ППС внутренних и экспортных цен на энергоносители и электроэнергию).

Проводится сравнение стоимости электроэнергии как для промышленности, так и для населения в России, странах ЕС и США. Рассматривается вопрос о перекрестном субсидировании промышленностью стоимости электроэнергии для населения в России. Обсуждается методика прогноза электропотребления в России и других странах на среднесрочную перспективу. Анализируется связь между темпами изменения инвестиций в основной капитал (ИОК) и ВВП на примере России, Чехии и Германии, коэффициент эластичности ВВП к ИОК в этих странах. Даётся прогноз темпов роста ВВП в России на среднесрочный период  до 2020-2025 гг. Рассматривается связь между темпами изменения ВВП и электропотребления на примере России, Чехии и Германии, обсуждается коэффициент эластичности электропотребления к ВВП в этих странах. Формулируются замечания к "Схеме и программе развития Единой энергетической системы России на 2012-2018 гг. и 2013-2019 гг." Минэнерго. Обсуждается необходимость корректировки инвестиционной программы электроэнергетики в России.

 

 

12 апреля

Тема: "О гармонизации детерминистического и вероятностного подходов к обоснованию безопасности АЭС".

Докладчик: Пономаренко Г.Л. (ОКБ "ГИДРОПРЕСС")

 

Аннотация:

Тяжёлая авария на АЭС Фукусима понизила доверие общества к ядерной энергетике и должна привести к пересмотру в сторону ужесточения требований к обоснованию безопасности АЭС со стороны надзорных органов.

В частности, это относится к детерминистическим (ДАБ) и вероятностным (ВАБ) методам анализа безопасности. По мнению автора, наиболее эффективное повышение безопасности должно достигаться за счёт сближения или гармонизации детерминистических и вероятностных методов. В частности, при выполнении ДАБ в ряде случаев следует осмысленно двигаться в направлении более реалистического анализа по сути запроектных (в традиционном понимании) аварий  с наложением более одного исходного события или более одного отказа. В свою очередь, при выполнении ВАБ следует двигаться от реалистического анализа без учёта неопределённостей в сторону их разумно-консервативного учёта.

В работе представлена практическая реализация гармоничного взаимодействия методов ДАБ и ВАБ на примере оценки минимально достаточного количества органов регулирования СУЗ для ВВЭР.

 

 

29 марта

Тема: "Варианты замыкания топливного цикла атомной энергетики".

Докладчик: Цибульский В.Ф.

 

Аннотация:

Переработкой облученного ядерного топлива в больших масштабах сейчас или в не очень отдаленной перспективе заниматься придется по следующим причинам:

надо повышать эффективность использования топлива и вовлекать в топливный цикл  U-238 и Th-232, надо решать проблему окончательного захоронения радиоактивных отходов. Насколько процесс масштабной переработки ОЯТ опасен и трудоемок, нам еще только предстоит узнать. Наверное, разумно было бы создать для него такие условия, когда переработке подвергалось бы топливо с наименьшей активностью. С этой целью, очевидно, следует  увеличить время «охлаждения» ОЯТ, однако это снижает эффективность замыкания цикла в части топливоиспользования. Альтернативный путь - создание реакторов, в которых накопление вторичных делящихся изотопов и деление изотопов стартовой загрузки были бы пространственно разделены. В этом случае после облучения фрагменты ОЯТ с большой активностью можно было бы подвергнуть более длительному охлаждению или вообще захоранивать без переработки, а ОЯТ с малым содержанием продуктов деления перерабатывать после относительно небольшой выдержки. В таком контексте, в частности, концепция быстрых реакторов с КВА, близким к 1, - это не лучший вариант. В докладе представлены результаты расчетов топливных балансов в системе атомной энергетики с различной продолжительностью внешней части топливного цикла, даны расчеты энерговыделения и активности ОЯТ в разных условиях.

 

 

8 февраля

Тема: "Неустойчивость потока теплоносителя в контуре охлаждения СУЗ РБМК".

Докладчик: А.И. Достов (НИЦ "Курчатовский Институт", Москва)

 

Аннотация:

Теоретически показано, что в контуре охлаждения СУЗ (КО СУЗ) РБМК может возникать неустойчивость потока теплоносителя, характеризующаяся резким снижением расхода по сравнению с  номинальным значением. При этом формируются условия для парового удара (взрывного вскипания теплоносителя), способного вызвать повреждения элементов контура. Мониторинг контура охлаждения СУЗ РБМК на энергоблоках Смоленской, Курской и Ленинградской АЭС показал, что с помощью штатной системы измерений на блоках РБМК фиксируются изменения параметров теплоносителя в КО СУЗ по взрывному типу; динамические изменения давления в КО СУЗ являются следствием неустойчивости потока.

 

 

25 января

Тема: "От макро- до микромоделирования гидродинамики внутриреакторного объема в рамках одного расчетного кода: необходимость при обосновании безопасности АЭС".

Докладчик: С.П. Никонов, (ИАС КЦЯТ НИЦ "Курчатовский Институт", Москва)

 

Аннотация:

Анализируются различные уровни моделирования гидродинамики внутриреакторного объема ВВЭР на базе расчетного кода улучшенной оценки ATHLET (разработан Обществом безопасности установок и реакторов GRS, Германия) – от крупномасштабного блочного моделирования до мелкомасштабного поячейкового моделирования с твэлом в качестве центрального элемента ячейки.

Анализируется возможность и необходимость дальнейшей детализации.

Рассматриваются способы смешанного моделирования. Дана оценка минимально возможного количества объектов при моделировании реактора.

Приводятся результаты сравнения с экспериментальными данными, полученными на АЭС.

Анализируются альтернативные модели реакторной установки, полученные с их помощью результаты расчётов, обоснованность использования этих результатов при оценке безопасности АЭС.

 

 

2012 год

 

23 ноября
Тема: "Интенсивные нейтронные источники и гибридные системы "синтез-деление" на основе токамаков".

Докладчик: Б.В. Кутеев (доктор физ.-мат. наук, Институт физики токамаков, КЦЯТ, НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:

Разработка нейтронных источников на основе токамака и гибридных систем "синтез-деление" для наработки ядерного топлива и трансмутации ядерных отходов была инициирована в России с целью ускорить внедрение современных технологий магнитного термоядерного синтеза.

Были рассмотрены и прошли уровень предпроектных исследований различные варианты устройств, реализующих интенсивную термоядерную реакцию дейтерия и трития с мощностью от 1 до 100 МВт. В число рассмотренных устройств вошли классические, продвинутые (advanced) и сферические токамаки, стеллараторы и открытые ловушки. Производство ядерного топлива и трансмутации были рассмотрены для случаев уран-плутониевого и торий уранового циклов, реализуемых в бланкетах с различными типами теплоносителей (вода, металлы, жидкие соли) и состоянием топлива (сплав металлов, оксид, нитрид, расплав солей).

В токамаках с синтезом на пучке нейтральных атомов высокой энергии при коэффициенте усиления мощности Q = 0,2-1 возможно достичь значения нейтронной нагрузки до 0,2 МВт/м2 при площади поверхности бланкета от 10 до 50 м2 и суммарной мощности синтеза Д-Т от 1 до 10 МВт. Сферические токамаки без нейтронной защиты с водоохлаждаемыми медными катушками, либо охлаждаемыми жидким азотом бериллиевыми катушками, имеют наиболее простую конструкцию и минимальную стоимость. Классические и усовершенствованные токамаки рассматривались с теплыми и сверхпроводящими обмотками на основе низко- и высоко-температурных сверхпроводников. Стоимость сооружения таких токамаков и последующие эксплуатационные расходы лежат в области миллиарда долларов. Все типы токамаков имеют проблемы с реализацией стационарного режима работы, нагревом и генерацией тока, а также плазменными нагрузками на первую стенку и дивертор как в устойчивых, так и неустойчивых режимах, устанавливающихся периферийными модами и срывами.

Плазму вблизи условия зажигания при Q > 30 планируется исследовать в рамках проекта ИГНИТОР. Достижение 100 МВт мощности синтеза в течение нескольких секунд в магнитном поле 13 Тл при плазменном токе 11 МА является главной целью проекта. В настоящее время завершен эскизный проект установки, и в Италии начато ее изготовление. Ее размещение планируется в ТРИНИТИ, г.Троицк Московской области.

Наиболее перспективными приложениями ТИН и систем "синтез-деление" являются производство тепловых нейтронов с потоками выше 1015 н/м2с, наработка топливных нуклидов в жидко-солевом торий-урановом топливном цикле. Трансмутационные услуги также представляют интерес для российской ядерной энергетики на уран-плутонии.

В ближайшие несколько лет Россия планирует завершить техническое проектирование демонстрационного нейтронного источника, сделать выбор пилотного проекта и начать сооружение установки с мощностью синтеза 10 МВт.

 

 

2 ноября

Тема: "СуперЭВМ и теплогидравлические расчёты ядерных реакторов".

Докладчик: С.Л. Соловьёв (Центр поддержки проектирования и информационных технологий АЭС, ОАО "ВНИИАЭС")

 

Аннотация:

Опыт разработки программных комплексов, накопленный отечественными и зарубежными специалистами, применение современных информационных технологий и суперкомпьютеров позволяют существенно повысить качество проектирования и обоснования безопасности АЭС. Рассмотрены вопросы эффективности суперЭВМ для проведения теплогидравлических расчетов.

Проанализированы возможности суперкомпьютеров при создании виртуальных моделей энергоблоков и при проведении прецизионных расчетов двухфазных потоков в трехмерном приближении.

 

 

19 октября

Тема: "Концепция проекта "ЯРТ-ОЯТ": физико-техническое обоснование  и результаты первых экспериментов". Коллаборация: ЦФТП "Атомэнергомаш", ОИЯИ, ИФ НАН Беларуси, ОИЭЯИ НАН Беларуси, ННЦ ХФТИ (Украина), ИЯФ (Казахстан), РИ РАН.

Докладчик: В.В. Чилап (ЦФТП "Атомэнергомаш")

 

Аннотация:

Представлено физико-техническое обоснование концепции проекта многоцелевой демонстрационной релятивистской электроядерной реакторной установки "Альбатрос", предназначенной для отработки ядерно-физических технологий в области утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и производства энергии из ОЯТ и обедненного

(отвального) урана. Проект основан на реализации новой схемы электроядерного метода, базирующейся на ядерных релятивистских технологиях (ЯРТ).

Схема ЯРТ  предусматривает использование максимально жесткого нейтронного спектра, формируемого пучками релятивистских частиц в глубоко подкритичной, квазибесконечной (обеспечивающей минимальную утечку нейтронов) активной зоне  на основе обедненного урана или тория - для утилизации ОЯТ атомных электростанций и производства энергии.

Схема опирается на результаты ряда основополагающих работ, выполненных за последние 50 лет в ОИЯИ (Дубна).

Показана физическая возможность использования в составе топливной композиции ОЯТ традиционных реакторов, без его предварительной радиохимической переработки.

Приведены оценки ожидаемых параметров энергетических ЯРТ-систем.

Представлены результаты первых экспериментов по облучению массивных урановых мишеней массой 315 и 500 кг дейтронными пучками с энергиями от 1 до 8 ГэВ (0,5-4 ГэВ/нуклон), проведенных в ОИЯИ в 2009-2012 г.г., которые указывают на перспективность основных принципов схемы ЯРТ.

 

 

5 октября

Тема: "Экспериментальное исследование перемешивания теплоносителя на действующем энергоблоке  ВВЭР-1000 с использованием штатных систем мониторинга".

Авторы: В.Я.Беркович, Г.Л.Пономаренко.

Докладчик: Г.Л.Пономаренко (ОКБ "ГИДРОПРЕСС")

 

Аннотация:

Разработан новый метод исследования перемешивания теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000, основанный на создании слабой неравномерности энерговыделения в активной зоне. Используются четыре независимые штатные системы нейтронного и температурного мониторинга: внутриреакторные детекторы прямого заряда (основная система), внереакторные ионизационные камеры системы контроля нейтронного потока, термопары в  каналах тепловыделяющих сборок и азимутальные термодатчики – термометры сопротивления в горячих нитках петель.

Путём специальной обработки  сигналов этих систем оцениваются параметры перемешивания:

- угловое смещение (закрутка) потока теплоносителя на входе в активную зону;

- доли расхода от петли, попадающие в каждую петлю (интегральные коэффициенты  межпетлевого перемешивания);

- доли расхода от петли, попадающие в каждую тепловыделяющую сборку (локальные  коэффициенты перемешивания).

Метод позволяет оценивать параметры перемешивания на всём тракте течения теплоносителя, может быть использован при любом уровне мощности вплоть до номинального, в любой момент кампании без снижения коэффициента использования установленной мощности, предоставляет возможность оценки параметров перемешивания в динамическом процессе, в частности, при включении-отключении главных циркуляционных насосов.

Опробование метода проведено в 2012 г. на реакторе ВВЭР-1000 АЭС "Бушер".

 

 

21 сентября

Тема: "Экономика и безопасность АЭС в условиях рынка".

Докладчик: А.Н. Кархов (Институт проблем развития атомной энергетики РАН, Москва)

 

В отличие от принятого большинством экономистов, прибыль рассматривается не как "процент на капитал", но как источник развития производства путем её рефинансирования.

Показано, что рыночная экономика, использующая рефинансирование прибыли, позволяет избавиться от "давления ограничений" в оптимизационных задачах, поскольку в рыночной экономике ограничениями являются исключительно цены. Построение равновесных динамических моделей "регулируемого" рынка (с заданным темпом роста) и "свободного" рынка (где рыночная цена определяется спросом на продукцию) показало, что существуют объективные индикаторы стоимости и удельных инвестиций, определяющие как рыночную цену, так и инновационную и инвестиционную составляющие прибыли всех участников рынка. Тем самым разделяется влияние на прибыль (т.е. фактически на развитие) таких факторов, как уровни НИОКР и темпы роста. Показывается, что учет экономической динамики устраняет значительные ошибки методики приведенных затрат при определении конкурентоспособности АЭС по сравнению с ТЭС.

Многолетний опыт показал, что для атомной энергетики важным фактором остается риск тяжелых аварий. Поэтому важно понимать, при каких условиях риск аварий заметно скажется на экономике АЭС (и энергетики в целом) и как от этого будут зависеть инновационная и инвестиционная составляющие прибыли и соответственно темпов роста.

 

 

15 июня

Тема: "Явная зависимость автокорреляций потока нейтронов от доминантного отношения в расчетах больших реакторов по методу Монте-Карло".

Докладчик: С.С. Городков (НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:

В расчетах больших реакторов по методу Монте-Карло имеет место существенная недооценка статистической погрешности распределения нейтронов. Широко признано, что эта недооценка тесно связана с так называемым доминантным отношением, то есть отношением собственных значений - второго по величине и главного.  В докладе утверждается тесная аналогия между автокорреляциями нейтронного потока в расчетах по методу Монте-Карло и вариациями потока из-за стохастических различий ячеечных характеристик отдельных ТВС в пределах технологических допусков. Любопытные свойства, вытекающие из этой аналогии, подтверждаются расчетами с использованием реалистичных моделей. Получена полезная формула для быстрой оценки минимального количества историй, которые надо промоделировать, чтобы достичь нужной величины статистической погрешности потока нейтронов в большом реакторе.

 

 

1 июня

Тема: "Конструкционные материалы для твэлов быстрых реакторов: состояние и перспективы".

Докладчики: П.А. Платонов (доктор техн. наук, профессор, НИЦ "Курчатовский институт", Москва), С.Н. Вотинов (доктор техн. наук, профессор, Национальный исследовательский технологический университет "Московский институт стали и сплавов", Москва)

 

Аннотация:

Вовлечение реакторов на быстрых нейтронах в топливный цикл ядерной энергетики требует создания твэлов, обладающих соответствующими служебными характеристиками. Ключевой является проблема создания конструкционного материала  оболочки твэла, который должен обладать комплексом механических и технологических свойств (в первую очередь жаропрочностью), совместимостью с теплоносителем и топливным материалом, а также стабильностью свойств при нейтронном облучении. Рассматриваются стали аустенитного класса, хромистые ферритные и феррито-мартенситные стали и наноструктурные сплавы на основе ванадия. Показано, что последние в наибольшей степени удовлетворяют критериям жаропрочности и радиационной стойкости. Материалом, в наибольшей степени удовлетворяющим критерию коррозионной стойкости, в среде жидкометаллических теплоносителей (Li, Pb, Na) и газообразном гелии (с примесями) являются нержавеющие хромистые ферритные стали. Эти стали, в отличие от ферритомартенситных и аустенитных, относятся к классу весьма стойких в среде бассейна выдержки отработанных твэлов. Предложена модель плакированной оболочки твэла и разработан способ плакирования ванадиевых сплавов ферритной нержавеющей сталью. Такой подход позволяет реализовать высокие значения прочностных свойств (при высоких  температурах – жаропрочность) и радиационную стойкость оболочки за счет ванадиевого сплава, а коррозионную стойкость в жидкометаллических теплоносителях, газообразном гелии и в бассейне выдержки - за счет ферритной нержавеющей стали.

 

 

18 мая

Тема: "Измерения подкритичности при эксплуатации реакторов  АЭС в обеспечение выполнения правил ядерной безопасности".

Докладчики: Г.В. Лебедев, В.В. Петров (НИЦ "Курчатовский институт", Москва), В.Т. Бобылёв, Р.И. Бутов, А.М. Жуков, А.А. Сладков (Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики имени Н.Л. Духова, Москва)

 

Аннатоция:

Обсуждается необходимость и основные сложности контроля подкритичности при проведении работ на остановленном реакторе. Рассмотрены характерные эксперименты, которые обычно проводятся на АЭС, и их ограниченная информативность. Предлагается измерять подкритичность реакторов АЭС модернизированным методом стреляющего источника (ММСИ) в диапазоне, указанном "Правилами ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07). Приведены результаты моделирования измерений ММСИ, обсуждается диапазон измерений подкритичности этим методом. Для примера приведены результаты измерений подкритичности, выполненных с использованием ММСИ на стенде "КВАНТ". Предлагается в некоторых случаях измерять подкритичность импульсным альфа-методом. Диапазон измерений подкритичности этим методом неограничен. Приведена блок-схема базового варианта аппаратуры, который рекомендуется использовать на реакторах АЭС. Отмечается, что все задачи исследования кинетики проектируемых реакторов можно и должно решать на критсборках, не имеющих запаса реактивности, с помощью рекомендуемой аппаратуры и разработанного методического обеспечения.

 

 

6 апреля

Тема: "Влияние динамических характеристик измерительных каналов на оценку эффективности органов аварийной защиты реактора ВК-50".

Докладчик: И.И.Семидоцкий (начальник лаборатории физики и безопасности корпусного кипящего реактора Научно-исследовательский институт атомных реакторов, Димитровград)

 

Аннотация:

Рассматриваются проблемы экспериментального определения с помощью многоканального реактиметра эффективности рабочих органов аварийной защиты реактора ВК-50. В экспериментах введенная путем сброса органов аварийной защиты реактивность определяется по показаниям трех каналов контроля нейтронной мощности, расположенных вокруг активной зоны с симметрией 120o. Уже на стадии испытаний реактиметра были обнаружены существенные (до нескольких раз) различия в величине введенной реактивности, определяемой по показаниям различных каналов контроля нейтронной мощности. Для выяснения механизма наблюдаемого расхождения сняты переходные характеристики импульсных измерительных каналов, сигналы с которых подаются на вход реактиметра. Установлено, что измерительные каналы обладают существенной с позиции динамической погрешности инерцией, причем изменение чувствительности измерительного канала в форме автоматического переключения измерительного поддиапазона сопровождается изменением динамических характеристик измерительного тракта. В докладе показано, что масштаб влияния динамических характеристик измерительных каналов и их изменения в процессе измерения таков, что преобладает над возможным вкладом пространственных эффектов в разброс получаемых значений реактивности. Делается вывод, что результаты идентификации динамических характеристик измерительного тракта, сигнал с которого поступает на вход соответствующего аналитического блока, должны учитываться этим блоком.

 

 

23 марта

Тема: "Проблемы "мультифизических" расчетов ядерно-энергетических установок".

Докладчик: Костадин Иванов (профессор Пенсильванского университета, США)

 

Аннотация:

В соответствии с современными тенденциями в разработке и регулировании объектов ядерной энергетики проектные расчёты и анализы безопасности должны проводиться с использованием сопряжённых кодов "улучшенной оценки", которые позволяют выполнять реалистичное моделирование ядерных и теплогидравлических процессов в активной зоне реактора и процессов в АЭС в целом. Эти расчёты должны сопровождаться анализом чувствительности и неопределённости результатов. В докладе суммируются основные требования к объединению теплогидравлических и нейтронно-физических кодов и анализируется прогресс, достигнутый в разработке таких подходов при покассетном представлении активной зоны. Рассматриваются  также текущие разработки, направленные на выполнение высокоточных "мультифизических" потвэльных расчетов.

 

Тема: "Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы – обеспечение повышенной безопасности и экономичности после Фукусимы".

Докладчик: Бисмарк Туобека (руководитель подразделения "Развитие технологий газо-охлаждаемых реакторов" Департамента ядерной энергии МАГАТЭ)

 

Аннотация:

Модульные высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) рассматриваются в ряде стран в качестве перспективных кандидатов для ядерных энергетических установок следующего поколения ввиду высокой степени их безопасности, экономичности и возможности выработки высокопотенциального тепла для различных технологических процессов. В докладе показано, что существующие ключевые знания и опыт, ноу-хау и потенциал рынка позволяют реализовать крупномасштабное развертывание коммерческих атомных электростанций с ВТГР в мире.

 

 

3 февраля

Тема: "О трактовке обращённого уравнения кинетики и пространственно-временных расчётов эффективности аварийной защиты ВВЭР-1000".

Докладчики: М.Н. Зизин (докладчик), Л.Д. Иванов (Институт ядерных реакторов НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:

Анализируется точность расчёта эффективности аварийной защиты (АЗ) ВВЭР-1000 с помощью обращённого решения уравнения кинетики (ОРУК). В расчётах, выполненных в рамках интеллектуальной программной системы ShIPR, моделируется процесс срабатывания АЗ с возможным застреванием одного из двух наиболее эффективных стержней. Рассматривается связь функционалов, вычисляемых в пространственно-временном расчёте в различных приближениях, с уравнением кинетики. Приводятся результаты обработки с помощью ОРУК нескольких таких функционалов. Для оценки эффективности АЗ предлагается использовать измеренные токи ионизационных камер (ИК) совместно с расчётными показаниями имитаторов ИК. При этом дополнительно используется интеграл по объёму реактора от произведения скорости генерации запаздывающих нейтронов (ЗН) на сопряжённый источник ЗН, который рассчитан на момент окончания падения стержней АЗ. Этот интеграл нужен для учёта пространственных эффектов реактивности. На рассмотренном примере получено разумное согласие определённой таким образом эффективности АЗ со значениями, полученными в стационарных расчётах как разность обратных эффективных коэффициентов размножения с поднятыми и опущенными стержнями. Это согласие получено при использовании восьмигрупповых параметров запаздывающих нейтронов.

 

 

20 января

Тема: "Вenchmark-эксперименты, выполненные в ИТЭФ для обоснования подкритических ядерных систем, управляемых ускорителем, и других электроядерных установок".

Докладчик: Ю.Е. Титаренко (Институт теоретической и экспериментальной физики, Москва)

 

Аннотация:

Представлен цикл вenchmark-экспериментов, выполненных на установках ИТЭФ

(ускоритель У-10,

критический тяжеловодный стенд МАКЕТ) в период с 1997 по 2009 гг.:

1. Измерение сечений образования остаточных ядер-продуктов в тонких мишенях (natCr, 56Fe, natNi, 93Nb, 181Ta, natW, natPb, 209Bi), облучаемых протонами 11-ти энергий в диапазоне 40 - 2600 МэВ.

2. Измерение скорости ядерных реакций внутри (на активируемых образцах:

27Al, 59Co, natPb) и на поверхности (на активируемых образцах: 209Bi, natPb, 181Ta, 197Au, natIn, 169Tm, 93Nb, 59Co, 64Zn, 63Cu, 65Cu, 27Al, 19F, 12C) толстых (150 х 1920 мм) Pb и  W-Na мишеней и определение потоков и выхода нейтронов и протонов.

3. Измерение скорости реакций 235U(n,f), 238U(n,g), 239Pu(n,f), 237Np(n,f), 238Pu(n,f), 240Pu(n,f), 241Pu(n,f), 242mAm(n,f), 243Cm(n,f), 245Cm(n,f) и  247Cm(n,f) внутри солевой вставки (NaF-ZrF4), помещенной в центр специально сформированной критической тяжеловодной решетки.

4. Измерение уровней подкритичности ядерных систем на примере тяжеловодных решеток с заданной калиброванной подкритичностью в диапазоне от   ~ 0.3 % до 5 %.

Результаты измерений сравниваются с расчётными, полученными с использованием различных программ.

Определены статистические  критерии сравнения экспериментальных и расчетных результатов.

 

 

2011 год

 

 

28 октября
Тема: "Обоснование общих радиологических критериев реагирования на радиационные аварии".

Докладчик: В.А. Кутьков (начальник лаборатории проблем радиационной безопасности Институт ядерных реакторов НИЦ "Курчатовский институт", Москва, член Российской научной комиссии по радиологической защите при РАМН, консультант Центра по инцидентам и аварийным ситуациям Департамента ядерной безопасности  МАГАТЭ)

 

Аннотация:

Представлены результаты десятилетней работы МАГАТЭ по разработке радиологических критериев обеспечения защиты человека в ситуации аварийного облучения. Работа была завершена в 2011 г. выпуском Общего Руководства по Безопасности SSG-2 “Критерии для использования в обеспечении готовности и реагирования в случае ядерной или радиационной аварийной ситуации”.

Документ был опубликован на веб-сайте Агентства 17 марта 2011, через 6 дней после начала авариина АС Фукушима Даиичи в Японии.

В докладе обсуждаются следующие вопросы:

- система дозиметрических величин для оценки аварийного облучения;

- модели оценки риска развития серьезных детерминированных и стохастических эффектов излучения при внешнем облучении человека и при поступлении радионуклидов в организм, основанные на этой дозиметрической базе;

- числовые значения общих критериев;

- пути и проблемы использования общих критериев при разработке операционных критериев (триггеров) для обеспечения мер по защите населения при тяжелых ядерных авариях на АС.

 

 

14 октября
Тема: "Электроэнергетика России: мифы и реальность".

Докладчик: Б.И. Нигматулин (доктор техн. наук, профессор, первый заместитель Генерального директора Института проблем естественных монополий, Москва)

 

Аннотация:

Рассмотрено состояние и проблемы развития электроэнергетики России. Выявлены причины роста стоимости электроэнергии. Сопоставлены реальный и прогнозируемый рост электропотребления. Описаны механизмы стимулирования модернизации и реконструкции действующих энергоблоков, а также возможности строительно-монтажного комплекса электроэнергетики страны. Дано международное сопоставление стоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, ТЭС и ГЭС.

 

 

30 сентября

Тема: "О проекте инновационного легководного реактора малой мощности с естественной циркуляцией. Нейтронно-физические расчёты".
Докладчик: А.И. Солдатов (Университет штата Орегон, США)

 

Аннотация:

Проект реактора SMR разрабатывается компанией NuScale совместно с Университетом штата Орегон. Особенностями реактора являются естественная циркуляция теплоносителя и удлиненная кампания за счет использования топлива с обогащением до 8%. Первоначально предполагалось использование стандартной геометрии ТВС с решеткой 17х17 ТВЭЛ (аналогичной ТВС компании Вестингауз). В докладе представлены результаты расчетов параметров ТВС и активной зоны реактора с топливом обогащения 4.5% и 8.0%, Приведены оценки изменения спектра нейтронов в течение кампании, обсуждаются эффекты, связанные с использованием выгорающего поглотителя (гадолиния до 10%), а также эффекты самоэкранировки гадолиния и потери эффективности стержней регулирования при использовании топлива с повышенным обогащением и большим содержанием выгорающего поглотителя. Расчёты произведены с использованием кодов CASMO4, CASMO4E, и SIMULATE3, разработанных компанией Studsvik Scandpower.

 

 

17 июня

Тема: "Разработка математической модели процессов тепломассопереноса при течении жидкостей сверхкритического давления".

Докладчики: В.А. Силин, В.В. Митькин (ИЯР НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:

Проведенные к настоящему времени экспериментальные исследования теплоотдачи и гидравлического сопротивления при течении жидкостей сверхкритического давления выявили большое разнообразие режимов теплообмена, в том числе - режимов с резким снижением коэффициента теплоотдачи и режимов с высокочастотными пульсациями давления. Несмотря на большой объём выполненных в первую очередь для тепловой энергетики исследований теплообмена, пока нет достаточного понимания физических процессов, определяющих тот или иной режим, что ограничивает возможность переноса полученных результатов на условия течения воды сверхкритического давления в атомных реакторах. Причиной этого является сложность процессов тепломассопереноса при резком изменении физических свойств в потоке теплоносителя и почти полное отсутствие данных по турбулентному обмену для этих условий.

Разработан новый подход к анализу механизма тепломассопереноса при турбулентном течении жидкостей с резким изменением физических свойств по поперечному сечению потока. Предлагаемый механизм даёт возможность с единых позиций объяснить причины возникновения режимов с ухудшением теплоотдачи, с пульсациями давления и других аномальных режимов. Полученные результаты могут стать основой при разработке кодов для расчётного описания процессов теплопереноса и гидродинамики не только в каналах простой формы, но и в более сложных геометриях, например, в каналах ТВС активной зоны реактора, использующего воду при сверхкритическом давлении.

 

 

13 мая

Тема:" Нейтронно-физические характеристики эволюционного СУПЕР-ВВЭР со спектральным".

Докладчик: А.В. Чибиняев (ИЯР НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:

Представлены расчетные исследования нейтронно-физических характеристик ВВЭР-600 и ВВЭР-1000 со спектральным регулированием в четырехгодичном топливном цикле. Рассматривается спектральное регулирование, осуществляемое с помощью вытеснителей, содержащих обедненный уран. В ТВС с затесненной решеткой твэлов предусмотрены направляющие каналы, в которых размещаются вытеснители с обедненным ураном. В начале работы реактора, активная зона которого набрана из таких ТВС, все вытеснители находятся в активной зоне. Последовательное извлечение вытеснителей с обедненным ураном из ТВС позволяет компенсировать потерю реактивности во время работы реактора. При этом твэги в ТВС и жидкостное борное регулирование в процессе выгорания топлива не используются. Представлено сравнение характеристик активных зон со спектральным регулированием и без него как с урановой загрузкой, так и с МОХ топливом. Целью исследований являлось уменьшение удельного расхода природного урана в открытом топливном цикле и повышение КВ в замкнутом топливном цикле.

 

 

29 апреля

Тема: "Подкритический быстрый реактор СКИФ, управляемый ускорителем дейтонов средних энергий, для исследований в области радиационного материаловедения и трансмутации МА".

Докладчик: А.А. Говердовский (доктор физ.-мат. наук, проф., нач отдела ядерной физики Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского, Обнинск)

 

Аннотация:

Рассмотрена возможность создания ADS на основе активной зоны реактора СВБР-100 и линейного ускорителя дейтонов на 70 МэВ. Показано, что использование уранового умножителя нейтронов из реакций стриппинга дейтонов в литиевой струе позволяет получить плотность потока быстрых нейтронов до (1,5-2)Е16 н/cм2с при мощности бланкета 280 МВт.

 

 

15 апреля  2011

Тема: "Эмпирическое выявление многомерных закономерностей".

Докладчик: В.М. Мордашёв (Институт ядерных реакторов НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:

Визуализация - мощнейший инструмент обозрения массивов данных и выявления закономерностей, в них заложенных. Но мы живем в трехмерном мире и не способны обозревать данные, зависящие от более, чем двух переменных. Если бы переменные в исследуемых закономерностях разделялись на группы из одной-двух переменных, то данные можно было бы представлять в виде номограммы или совокупности двух- или трехмерных изображений. Автор разработал метод (нелинейный многофакторный анализ), позволяющий находить такую шкалу измерения данных, в которой разделение переменных наиболее удовлетворительно с точки зрения точности описания многомерных данных.

Опыт показал, что метод позволяет эмпирически выявлять многомерные модели, удовлетворительно описывающие данные в более, чем 99% случаях. Такая эффективность, если и не следует напрямую, то объясняется работами А.Н. Колмогорова, В.И. Арнольда, Г.М. Ветушкина по проблеме представления функций многих переменных суперпозициями функций меньшего (вплоть до одного) числа переменных (в рамках доказательства 13-ой гипотезы Д. Гильберта).

 

 

18 марта
Тема: "Ядерная энергетика как система".
Докладчик: С.А. Субботин (Институт ядерных реакторов НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:
Изменение условий развития ЯЭ от конкуренции к диверсификации источников энергии. Эволюция образа ЯЭ от отдельной АЭС и открытого ядерного топливного цикла к многокомпонентной структуре с учетом региональных аспектов и необходимости эффективного использования всего добываемого урана и тория.
Базовые принципы, как результат накопленного опыта, и основные требования пользователей, как следствие различия толерантности инвесторов относительно различных рисков.
Актуализация проблем адекватного развития в условиях принципиальной неопределенности некоторых процессов и ограничений, связанных с природными, интеллектуальными, кадровыми ресурсами.
Системные индикаторы, связанные с количеством и стоимостью источников нейтронов, геологическими ограничениями, общественной приемлемостью.
Инфраструктурные аспекты и механизмы развития.
Необходимость консолидации различного рода ресурсов, требуемых для допустимого развития ЯЭ как системы.

 

 

18 февраля
Тема: "Использование симметрии реактора в расчетах его доминантного отношения методом Монте-Карло".
Докладчик: С.С. Городков (Институт ядерных реакторов НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:
Доминантное отношение, вернее, его близость к единице - это важная характеристика большого реактора. Она определяет и минимальное число итераций источника в конечно-разностном расчете распределения энерговыделения, и минимальное число историй и поколений в аналогичном расчете по методу Монте-Карло, и максимальный шаг по времени в расчете выгорания активной зоны. Предлагается относительно простой способ качественной оценки доминантного отношения, использующий симметрию активной зоны. На примере известной реперной задачи расчета хранилища ядерного топлива продемонстрирована возможность применения этого способа и в заведомо несимметричных случаях.

 

 

4 февраля

Тема: "Особенности распределения расхода теплоносителя в реакторном объеме ВВЭР-1000".
Докладчик: С.П. Никонов (Институт ядерных реакторов НИЦ "Курчатовский институт", Москва)

 

Аннотация:
Рассматриваются вопросы моделирования трёхмерного распределения параметров теплоносителя (в частности, расхода) внутри корпуса реактора ВВЭР-1000 с использованием кода улучшенной оценки ATHLET.
Подготовка входных данных для детального анализа пространственного распределения параметров теплоносителя в реакторе выполняется с помощью специально разработанного предпроцессора, позволяющего воссоздать трехмерную геометрию реакторного пространства.
Обоснование полученных расчетных схем проводилась на примере реактора блока №3 Калининской АЭС. Исследован динамический процесс, вызванный отключением одного насоса на этапе пуско-наладочных работ в октябре 2005 года при освоении 100% мощности установки.
Показано, что в верхней части активной зоны происходит сильное изменение расхода теплоносителя вдоль ТВС. Анализируются причины, возможные последствия и пути устранения этого эффекта.
Проведен анализ распределения расхода теплоносителя в головке ТВС.

 

 

Текущие семинары