Национальный исследовательский центр Курчатовский институт Национальный исследовательский центр Курчатовский институт все новости
Новости
Конференции
все конференции
 

идет загрузка

Канальные ядерные реакторы

Тематический семинар Курчатовского комплекса атомной энергетики НИЦ "Курчатовский институт"
Руководитель семинара:  А.В. Краюшкин,

заместитель руководителя В.Н. Бабайцев

по вопросам работы семинара и заказу пропусков обращаться к секретарю семинара Андрею Валентиновичу Жукову,
тел: +7 (499) 196-92-70, e-mail: Zhukov_AV@nrcki.ru

 

2019 год

 

24 апреля (среда) в 16:00, здание 135, 5 этаж, комната  508_5
Сообщение по научно- квалификационной работе (Диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук) Осипова Алексея Михайловича
Тема: "Анализ развития и особенности управления запроектными авариями на ХОЯТ РБМК."
Докладчик: А.М. Осипов (начальник отдела ОКР)

По вопросам заказа пропусков обращаться к Осипову Алексею Михайловичу тел. +7 (499) 196-79-41 , e-mail: Osipov_AM@nrcki.ru

 

27 февраля
1. Тема: "Расчетное моделирование систем с низкими тепловыми потоками"
Авторы: А.М. Осипов, А.О. Гольцев, А.В. Ильин, А.М. Федосов, Л.Н. Захарова
Докладчик: А.М. Осипов

2. Тема: "Некоторые особенности моделирования систем с низкими тепловыми потоками с помощью программы RELAP5"
Авторы: А.М. Осипов, А.О. Гольцев, А.В. Ильин, А.К. Смирнова, С.В. Прохоренков, Е.Ю. Брагин
Докладчик: А.М. Осипов

 

16 января
Тема: "Исследования радиационной безопасности обращения со свежим топливом на АЭС с реакторами РБМК-1000 при повышении содержания четных изотопов урана в исходном сырье"
Авторы: И.Н. Гераскин (НИЦ “Курчатовский институт”, г. Москва)

Аннотация:
В работе приведены результаты расчетных исследований радиационной безопасности при обращении со свежим топливом, содержащим предельное по техническим условиям для таблеток топлива реактора РБМК-1000 количество 232U, 234U и 236U.  Показано, что при обращении со свежим топливом за счет повышенного содержания 232U возрастают мощности доз от тепловыделяющей сборки и транспортного упаковочного комплекта, и, как следствие, дозовые нагрузки на персонал. При ограничении времени между получением обогащённого гексафторида урана и загрузкой топлива в реактор, дозовые нагрузки на персонал не превышают нормативных пределов.

 

 
2018 год
 

12 декабря
Тема: "Влияние пространственных эффектов на определение реактивности по реакторным шумам"
Авторы: А.М. Дегтярев (НИЦ “Курчатовский ин-т”, г. Москва)
Докладчик: А.М. Дегтярев

Аннотация:
В сообщении приводятся результаты рассмотрения возможности применения точечного приближения для описания кинетики реактора в частотной области. С использованием данного приближения анализируется влияние пространственных эффектов при определении реактивности на основе реакторных шумов.
 

21 ноября
Тема: "Применение диффузной модели для расчета выхода радионуклидов из топлива"
Авторы: В.Н. Бабайцев, И.Н. Гераскин, А.В. Краюшкин, А.К. Смирнова (НИЦ “Курчатовский институт”, г. Москва)
Докладчик: И.Н. Гераскин

Аннотация:
В сообщении приводятся результаты определения выхода радионуклидов из таблеток диоксида урана с использованием решения уравнения диффузии.

 

7 ноября
Тема: "Экспериментальное исследование нагрева систем с низкими тепловыми потоками с целью валидации программы RELAP5"
Авторы: А.М. Осипов, А.О. Гольцев, А.В. Ильин, А.М. Федосов, Е.Ю. Брагин (НИЦ “Курчатовский ин-т”, г. Москва)
Докладчик: А.М. Осипов (начальник отдела ОКР НИЦ "Курчатовский институт")

Аннотация:
В сообщении приводятся результаты экспериментального и численного моделирования разогрева системы с низкими тепловыми потоками. Проведена валидация программы Relap5 на результатах экспериментов. Проведено сравнение темпов снижения уровня воды и разогрева элементов системы при различной мощности нагревателя. Также проведено сравнение результатов расчета с экспериментальными данными по нагреву сухой (обезвоженной системы) в режиме ступенчатого набора

 

10 октября
Тема: "Ядерная безопасность бассейна выдержки РБМК"
Авторы: Г.Б. Давыдова, Л.Н. Захарова, А.М. Федосов  (НИЦ “Курчатовский инcтитут”, г. Москва)
Докладчик:  А.М. Федосов

Аннотация:
Бассейн выдержки  отработавшего топлива РБМК находится непосредственно в реакторном зале. Он состоит из двух отсеков, каждый из которых представляет собой облицованную коррозионно-стойкой сталью бетонную емкость длиной 10,3, шириной 4,2, глубиной 17,3 м, до 16,6 м заполненную водой и закрытую сверху крышками. По первоначальному проекту отработавшие ТВС помещали в стальные пеналы диаметром 102, толщиной 2 мм, расположенные по прямоугольной решетке с шагом 160х250 мм, Однако ограниченная емкость станционного хранилища отработавшего ядерного топлива потребовала перевода бассейнов выдержки на уплотненное беспенальное хранение ТВС, Теоретически уплотненное хранение позволяет увеличить емкость бассейна в 2,4 раза

Согласно нормативному документу ядерная безопасность при хранении и транспортировании ядерного топлива обеспечивается, если коэффициент размножения нейтронов не превышает 0,95 при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. Целью анализа ядерной безопасности является доказательство выполнения этого критерия с учетом погрешностей методов расчета, определения обогащения и нуклидного состава и допусков при изготовлении ядерного топлива.

 

11 июля
Тема: "Поправка результатов измерения реактивности методом ОРУК"
Авторы: В.Е. Житарев, В.М. Качанов, А.Ю. Сергевнин, Н.Е. Сутемьева
Докладчик: В.Е. Житарев

Аннотация:
Представлены результаты поправки значений реактивности, измеренных по методу обращенного решения уравнений кинетики (ОРУК), с учетом изменения форм-функции плотности потока нейтронов и эффективности нейтронных детекторов при введении отрицательной реактивности в критическую размножающую систему. Форм-функция (и эффективность) предполагается пропорциональной сигналу нейтронного детектора, нормированному на функционал плотности потока нейтронов в объеме активной зоны. Отношение установившихся нормированных сигналов после и до введения возмущения служит корректирующим множителем к измеренному значению реактивности. Рассмотрены два случая применения поправки к результатам измерений реактивности на критических сборках стенда РБМК. Для нормировки сигналов нескольких нейтронных камер использованы: измеренный средний сигнал большого числа камер в активной зоне; рассчитанные значения нейтронной мощности и амплитуды спектральной проекции нейтронного поля. Во всех вариантах поправки многократно уменьшился разброс значений реактивности, измеренных по сигналам разных камер, около результатов ОРУК с интегральными сигналами. 

 

30 мая
1. Тема: "Цель, методология и средства моделирования процессов повреждения конструкций активной зоны РБМК для обеспечения управления запроектными авариями с перегревом активной зоны"
Докладчики: Д.А. Михайлов, В.В. Ткачев, К.К. Желтухин (НИЦ "Курчатовский инcтитут")

2. Тема: "Компьютерный код для моделирования процесса деформирования труб каналов РБМК при запроектных авариях и его верификация"
Докладчики: В.В. Ткачев, Д.А. Михайлов, Н.Ю. Медведева, В.Н. Жилко, К.К. Желтухин (НИЦ "Курчатовский институт", ЭНИЦ)

3. Тема: "Компьютерные коды для моделирования процесса деформирования элементов тепловыделяющейся сборки РБМК при тяжелых авариях и их верификация"
Авторы: В.В. Ткачев, Д.А. Михайлов, Н.Ю. Медведева, В.Н. Жилко, К.К. Желтухин (НИЦ "Курчатовский институт", ЭНИЦ)
Докладчик: В.В. Ткачев (доктор технических наук)

 

17 января
Тема: "Уран-эрбиевое топливо реакторов РБМК"
Докладчик: А.М. Федосов (доктор технических наук)

 
2017 год
 

13 декабря
Тема: "Оптимизация графика мощности реактора ПИК для ускоренного прохождения энергопуска"
Докладчик: А.М. Дегтярев (доктор технических наук)

Защиты диссертаций
все защиты
Увидеть всё - Что такое синхротрон