Препринты

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Усанов В.И., Коробейников В.В., Декусар В.М., Егоров А.Е., Мосеев А.Л., Гурская О.С., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе представлен обзорный материал о целях и результатах конкретных проектов, осуществленных в рамках международного проекта ИНПРО с участием российских организаций с 2001 г., когда началась деятельность по проекту. За прошедшие два десятилетия своего развития проект ИНПРО доказал, что он является успешным международным проектом с широкой поддержкой стран — членов МАГАТЭ, отраженной в резолюциях Генеральных конференций этой организации. С российской стороны основной вклад в проект вносят специалисты, номинированные Госкорпорацией «Росатом». В настоящем обзоре дана информация о проектах ИНПРО, выполненных с участием российских организаций и, как правило, инициированных российской стороной.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Усанов В.И., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе представлен обзор с краткими сведениями о проекте ИНПРО, его роли в международной деятельности и основных достижениях с момента организации проекта 2000 г. За прошедшие два десятилетия своего развития под эгидой МАГАТЭ проект ИНПРО достиг значимых результатов, получил широкую поддержку стран — членов МАГАТЭ и, по существу, стал программой работы Агентства в области развития инновационных ядерно-энергетических систем. В приведенных материалах дана информация об основных результатах деятельности проекта по созданию уникальной платформы для сотрудничества стран-поставщиков ядерно-энергетических технологий и стран-пользователей, по разработке инновационных подходов в сфере технологий, в институциональных вопросах и инфраструктуре глобальной ядерной энергетики.

УДК 621.039.51.17

Читать препринт полностью

Авторы

Андрианова О.Н., Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Теплухина Е.С.

Аннотация

Потребность создания взаимосогласованных расчетных моделей для прецизионных и инженерных нейтронно-физических кодов обусловлена требованиями к аттестации и верификации программного и константного обеспечения в соответствии с Положением о проведении верификации и экспертизы программных средств по направлению «Нейтронно-физические расчеты» (РБ-061-11). Ключевым требованием является реализация методически прозрачной и воспроизводимой процедуры оценки методической и константной компонент погрешности расчёта, которая может быть выполнена только при наличии взаимосогласованных расчетных моделей. В работе на примере серии измерений, выполненных на трех критических конфигурациях БФС-61, обсуждаются факторы, которые необходимо учитывать при создании такого рода моделей, и особенности их применения для расчетов нейтронно-физических характеристик критических сборок БФС. Также продемонстрированы улучшенные функциональные возможности актуализированного программного и константного обеспечения для расчетно-экспериментального анализа интегральных экспериментов на БФС (РОСФОНД/БНАБ-РФ, CONSYST, MMK), позволяющие существенно сократить время и минимизировать вероятность возникновения ошибок при составлении взаимосогласованных расчетных моделей для различных кодов и корректно оценивать методическую и константную компоненты погрешности расчетов в соответствии с РБ-061-11.

УДК 614.876

Читать препринт полностью

Авторы

Селиверстов И.Н., Перегудова О.О., Цикунов А.Г., Забродская С.В., Мухамадеев Р.И.

Аннотация

Настоящая работа является продолжением работ по анализу данных и расчетных методик в программе ВЫБРОС-3.1 и развитию новых программных комплексов, предназначенных для расчетного моделирования радиационных последствий продолжительных и кратковременных выбросов при эксплуатации реакторов типа БН. В данной работе основное внимание уделяется библиотекам констант при расчете индивидуальных доз по пищевым цепочкам.

УДК 539.125.523.43

Читать препринт полностью

Авторы

Ломаков Г.Б., Мантуров Г.Н.

Аннотация

Универсальные расчетные средства не позволяют обеспечить достаточное быстродействие системы, когда речь идет о сопровождении или расчете изменений нейтроннофизических характеристик во времени определенной ядерной установки. Время тратится на заложенные в программе алгоритмы и методики, позволяющие описать широкий спектр ядерных объектов, и, зачастую, не влияющих на характеристики данной рассчитываемой установки. Поэтому, создавать скоростную проблемноориентированную систему необходимо под конкретную установку с заранее известными функционалом и потребностями. Документ содержит описание некоторых основ для создания скоростной системы нейтроннофизических констант.

УДК 530.517.4

Читать препринт полностью

Авторы

Кириллов П.Л., Маклачкова Т.А.

Аннотация

Современные условия позволяют получить сведения, которые при открытом обсуждении в широком кругу специалистов научного сообщества могут наметить или даже определить целесообразность того или иного направления настоящих и будущих исследований. На сайте http://www.sciencedirect.com можно узнать о те мах или направлениях, которые в наибольшей степени привлекают исследовате лей разных стран.

Задачей настоящей публикации является подготовка обсуждения одного из направлений развития АЭС четвертого поколения, имеющего уже большой задел в тепловой энергетике разных стран. Количество ежегодных публикаций по этой теме является наибольшим среди других подобных тем, посвященных IV поколе нию АЭС.

Опираясь на опыт эксплуатации ЯЭУ с водой, как теплоносителем, следует полагать, что тенденция строительства водоохлаждаемых АЭС сохранится в ближайшие 30–50 лет. Задачей развития других типов реакторов на данном этапе будет пока только демонстрация их возможностей и применимости для будущей энергетики и общества.

УДК 621.039.51+621.039.7

Читать препринт полностью

Авторы

Суслов И.Р., Девкина Е.В., Лямцев И.А., Чернов В.А.

Аннотация

Настоящий препринт посвящён вычислительному бенчмарку для совершенствования методов расчёта радиационной защиты в части расчетов защиты транспортных упаковочных контейнеров (ТУК) для отработавшего ядерного топлива.

УДК 621.039.7+519.245

Читать препринт полностью

Авторы

Девкина Е.В.

Аннотация

Настоящий препринт посвящён сравнению методов расчёта защиты транспортных упаковочных контейнеров (ТУК). В препринте представлены результаты расчётов двумерной тестовой модели защиты ТУК для отработавшего ядерного топлива с источником гамма-квантов от продуктов деления. Расчёты выполнены по методу Монте-Карло с применением методов понижения дисперсии: метода вынужденных столкновений, с расщеплением геометрии и русской рулеткой, с весовыми окнами, полученными MAGIC (Method of Automatic Generation of Importances by Calculation)-методом. Проведено сравнение результатов прямого расчёта и расчётов, полученных с применением методов понижения дисперсии. Представлены значения мощности доз гамма-квантов.

УДК 621.039.53

Читать препринт полностью

Авторы

Тарасиков В.П., Ершов Э.А.

Аннотация

Целью настоящей работы является обобщение ранее проведённых исследований по взаимодействию карбида бора с хромистыми и хромоникелевыми сталями в различных средах. В процессе работы был произведен сбор и обработка результатов исследований, по взаимодействию карбида бора с хромистыми и хромоникелевыми сталями в различных средах.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Коробейников В.В., Колесов В.В., Терехова А.М., Каражелевская Ю.Е.

Аннотация

В данной работе исследуется возможность использовать в реакторах топливо из одних только МА, без урана или плутония. Результаты расчёта критических масс показывают, что все интересующие нас минорные актиниды имеют критическую массу, и даже не очень большую. Из результатов сравнения сечений деления и захвата следует, что реактор с топливом в виде Аm-241 или Np-237 может быть только на быстрых нейтронах, поскольку в тепловом и промежуточном спектрах сечение захвата существенно превышает сечение деления. Результаты расчётов активных зон модельного быстрого реактора с топливом из одного Am-241 продемонстрировали высокую скорость его трансмутации.

УДК 621.039.51 + 621.039.534.6

Читать препринт полностью

Авторы

Суслов И.Р., Лямцев И.А., Земсков Е.А.

Аннотация

Разработана 3D модель полномасштабной защиты реактора с ТЖМТ в двумерной и трехмерной нерегулярной геометрии с детальным описанием насосов и парогенераторов. На основе описанного прототипа создан набор тестовых задач, позволяющий выполнить количественный анализ погрешностей расчёта прохождения излучения через защиту реактора с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем. Приведены полученные по программе MCCG3D (Method of Characteristics in Complicated Geometry, 3D) распределения нейтронных и гамма потоков, профили неравномерности потоков тепловых нейтронов по углу от направления на насос к направлению на парогенератор на внешней поверхности реактора, получена анизотропия потоков частиц с острым пиком в направлении на насос.

УДК 621.039.51 + 621.039.534.6

Читать препринт полностью

Авторы

П.Л. Кириллов

Аннотация

Рассматриваемые в препринте данные посвящены теплообмену и кризису при кипении жидких металлов в большом объеме и каналах. Причин интереса к этим вопросам в основном две. Вопервых, изучение процессов теплообмена и кризиса в каналах при вынужденном движении жидкого металла применительно к аспектам безопасности реакторов на быстрых нейтронах, когда при ряде нестандартных ситуациях в каналах ТВС возможно возникновение кипения. Знание интенсивности теплообмена при кипе нии жидкого металла важно для оценки поведения расплавов реакторных металлов, которые могут образоваться при аварийных ситуациях. Вовторых, чисто научный интерес, связанный с процессом кипения высокотеплопроводных сред. Теплопроводность воды составляет около 0,5 Вт/(мК), а натрия порядка 50–70, таким образом, отличие составляет более 100. Было не очень ясно, как это различие в свойствах изменит характер кипения и характеристики теплообмена…

УДК 621.039.66 : 621.375.8

Читать препринт полностью

Авторы

Алексеева И.В., Будник А.П., Сипачев А.В., Слюняев М.Н.

Аннотация

В настоящей работе продолжено изучение усилительных свойств пространственно-неоднородной ядерно-возбуждаемой содержащей наночастицы урана облучаемой неоднородным нейтронным полем движущейся аргон-ксеноновой среды. Целью настоящей работы является исследование зависимости усилительных свойств лазерно-активной среды от начальной скорости движения газовой смеси, длительности импульса нейтронного излучения и пространственно-временной формы распределения нейтронного потока.

УДК 536.24

Читать препринт полностью

Авторы

Кириллов П.Л.

Аннотация

Создание корректных методик расчетов теплообмена при вынужденных течениях в каналах, требует знаний о распределении температуры в пристенных слоях потока. Для обычных жидкостей (газы, вода), где числа Прандтля Pr≈1 такие измерения весьма трудны из-за малых толщин пограничного слоя. Задача упрощается для случая жидких металлов, у которых Pr«1. В препринте содержится форма представленных первичных данных, а также ссылки на 37 опубликованных российских и зарубежных работ (Hg – 12, NaK – 9, Na – 4, Li – 4, PbBi – 8). Первичные данные находятся в электронном виде.

УДК 621.039.586

Читать препринт полностью

Авторы

Кащеев М.В., Сорокин А.П.

Аннотация

Разработана методика расчета состояния термочувствительного элемента. Проведен тепловой и прочностной расчет цилиндрического термочувствительного элемента макетного образца. Определено время до разрушения термочувствительного элемента.

УДК 621.039.586

Читать препринт полностью

Авторы

Ашурко Ю.М., Кащеев М.В., Сорокин А.П.

Аннотация

Предложена математическая модель удержания расплава в корпусе быстрого реактора в условиях тяжелой аварии. Модель реализована в программе БРУТ. Дано описание результатов верификации программы и результатов расчета возможности удержания расплавленного топлива в реакторах типа БН большой и малой мощности.

УДК 530.517.4

Читать препринт полностью

Авторы

Кириллов П.Л., Терентьева М.И.

Аннотация

Основная идея настоящей работы, имеющей в значительной степени обзорный характер, — обоснование прямого использования экспериментальных профилей распределения температуры и скорости для определения характеристик интенсивности теплообмена. Такой подход позволяет определять эти данные без введения коэффициентов турбулентного переноса тепла (а_Т) и количества движения (ν_Т), а также турбулентного числа Прандтля (Pr_Т). Как правило, значения коэффициентов а_Т и ν_Т получают путем дифференцирования профилей скорости и температуры, что всегда сопровождается существенными погрешностями. Введение турбулентного числа Прандтля, равного отношению этих коэффициентов (Pr_Т=ν_Т/а_Т), вызывает еще большую погрешность при дальнейших расчетах. Поэтому существующая практика применения в расчетных кодах CFD различных корреляций для числа Pr_Т представляется малопродуктивной. Рассмотрение совокупности результатов многочисленных исследований по турбулентному пограничному слою для различных сред, выполненных зарубежными и российскими исследователями, начиная с 50-х годов прошлого века, подтверждает правильность вышеуказанного подхода.

УДК 530.517.4

Читать препринт полностью

Авторы

Иванов Р.Э., Деменева И.В., Коробейников В.В.

Аннотация

В статье представлены расчетные результаты исследования по сжиганию младших актинидов (МА) в реакторных установках с быстрым спектром нейтронов.

Использование быстрых реакторов для сжигания МА может явиться весьма, эффективным путем в решении общей проблемы снижения активности долгоживущих отходов ядерной энергетики. Анализ возможностей быстрых реакторов для этой цели показывает целесообразность рассмотрения двух направлений:

• использование традиционных быстрых энергетических реакторов, топливо которых содержит в виде небольшой примеси малые актиниды;
• использование специализированных активных зон (или специализированных быстрых реакторов), топливо которых содержит максимально возможное количество малых актинидов.

Технически первый вариант является более экономически выгодным из-за того, что для его реализации потребуется усовершенствовать уже существующие реакторы. Но с точки зрения радиохимии, более выгодным может быть использование специализированных активных зон которые позволят достичь больших глубин выгорания, а значит меньшего объема отходов.

В качестве расчетной модели такой активной зоны выбран реактор типа БН-600 с гибридной активной зоной и боковым экраном, содержащим ТВС с ТВЭЛ с МА. Также приведены рекомендации по требованию к невозвратимым потерям МА при их рециклировании.

Проведенные исследования показали возможность использования даже реактора БН-600 (а не специализированного быстрого реактора) для сжигания МА требуемой глубины выжигания с топливом, содержащим пористую металлическую матрицу, пропитанную оксидами МА.

УДК: 621.039:338.45

Читать препринт полностью

Авторы

А.Ф. Егоров, В.В. Коробейников

Аннотация

В препринте представлено исследование по сравнению российских сценариев развития системы ядерной энергетики. Исследование показывает, как различные изменения входных экономических параметров системы развития атомной энергетики влияют на соотношение тепловых и быстрых реакторов в сценариях. В заключительной части представлены результаты. Эти исследования проводились в рамках совместного проекта ИНПРО.