авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |
-- [ Страница 1 ] --

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ

ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ»

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ

ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Сборник тезисов докладов

III-й международной Конференции-школы

Молодых атомщиков Сибири

г. ТОМСК

28 НОЯБРЯ - 30 НОЯБРЯ 2012 ГОДА

УДК 621.039

ББК 31.4

М

III-я Международная конференция-школа Молодых атомщиков Сибири: сборник тезисов докладов / Отв. редактор Д.Г. Демянюк – Томск:

НИ ТПУ, 2012. – 107 с.

В сборник включены тезисы докладов, представленных студентами, аспирантами и молодыми специалистами в оргкомитет конференции.

Доклады сгруппированы в четыре секционных заседания «Технологии ядерного топливного цикла», «Актуальные вопросы ядерного нераспространения, безопасность и экология ядерной отрасли», «Перспективные направления развития ядерной энергетики», «Ядерные технологии в инновационной экономике (медицина, промышленность, сельское хозяйство)», «Фторидные технологии в атомной промышленности и производстве редкоземельной продукции».

Сборник будет полезен студентам, аспирантам и преподавателям вузов, а также всем интересующимся взглядами и делами молодежи по актуальным вопросам ядерной энергетики и экономики.

В электронном виде тезисы доступны на сайте конференции:

http://portal.tpu.ru/science/konf/aes/publications http://www.aes.tomsk.ru/conference.html Выпуск поддержан РФФИ: 12-08-06840-МОБ_Г © Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Тезисы издаются в авторской редакции. Авторы несут полную ответственность за достоверность информации и возможность е опубликования в открытой печати E-mail: aestomsk2012@gmail.com Web: http://www.aes.tomsk.ru/conference.html Компьютерная верстка и оформление: Р.А. Лаас Подписано в печать Формат 60х84 1/16. Печ. л. _ Изд. № Заказ № Тираж: 180 экз.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет 634050, г. Томск, пр. Ленина, Оглавление Секция №1.Технология ядерного топливного цикла....................................................................................... ЭКСПРЕСС-МЕТОДОПРЕДЕЛЕНИЯ МАТЕРИАЛЬНОГО СОСТАВА ОБРАЗЦОВ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА УРАНОВОГО ПРОИЗВОДСТВА Адильбаев Д.Н., Нургалиев Т.К., Беркинбаев Г.Д., Демянюк Д.Г., Насырова Д.Ф., Насыров Р.Ф................ ЭЛЕКТРОТЕХНИЧЕСКИЙ НАГРЕВ СЕРНОЙ КИСЛОТЫ ДЛЯ НУЖД ЯДЕРНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ Дивановская А.В., Макаров Ф.В., Пищулин В.П................................................................................................. РАСЧЕТНАЯ МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА СОПУТСТВУЮЩЕГО ГАММА ИЗЛУЧЕНИЯ В УРАН-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРАХ Авдохин М.



С., Нестеров В.Н................................................................................................................................ ПЕЧЬ ПРОКАЛКИ ОКСАЛАТА ПЛУТОНИЯ Вислов И.С., Луконин Д.А., Савочкин Ю.П......................................................................................................... ОСОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТЕХНИЧЕСКИХ СИСТЕМ «СУХОГО» ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Беденко С.В., Губайдулин И.М., Шаманин И.В.................................................................................................. ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССА СООСАЖДЕНИЯ АМЕРИЦИЯ-241 С ОКСАЛАТОМ КАЛЬЦИЯ Скрипников В.В., Житков С.А., Селявский В.Ю, Буйновский А.С., Софронов В.Л......................................... ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ РАЗРАБОТКИ МЕСТОРОЖДЕНИЙ УРАНА МЕТОДОМ ПОДЗЕМНОГО ВЫЩЕЛАЧИВАНИЯ Теровская Т.С., Кеслер А.Г., Носков М.Д............................................................................................................ ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ И ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРОЦЕССОВ ПРЯМОЙ ПЛАЗМЕННОЙ УТИЛИЗАЦИИ И ИММОБИЛИЗАЦИИ ИЛЛОВЫХ ОТЛОЖЕНИЙ БАССЕЙНОВ ВЫДЕРЖКИ И ПЕРЕГРУЗКИ ТВЭЛОВ Каренгин А.Г.,Корепанова Н.В............................................................................................................................. РАЗРАБОТКА АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ ПРОЦЕССОМ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ОСНОВЕ ИСКУСТВЕННОГО ИНТЕЛЛЕКТА А.С. Кетов............................................................................................................................................................. ПРИМЕНЕНИЕ ГЕОТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАЗРАБОТКИ МЕСТОРОЖДЕНИЯ УРАНА МЕТОДОМ ПОДЗЕМНОГО ВЫЩЕЛАЧИВАНИЯ Гуцул М.В.,Кеслер А.Г., Носкова С.Н., Носков М.Д........................................................................................... ОПРЕДЕЛЕНИЕ СТАТИСТИЧЕСКИХ ЗАКОНОМЕРНОСТЕЙ ИЗМЕРЕНИЙ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА УРАНА С ПОМОЩЬЮ КОДА MGAU Голубева К.А.,НедбайлоЮ.В., Силаев М.Е.......................................................................................................... ВЛИЯНИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ НА ПАРАМЕТРЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ КАНАЛОВ РЕАКТОРА ИРТ-Т Аникин М.Н., Лебедев И.И., Наймушин А.Г. Федоров Н.М............................................................................... МОДЕЛИРОВАНИЕ РЕЖИМОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ИРТ-Т Аникин М.Н.,Лебедев И.И., Сурушкин В.Н., Фёдоров Н.М................................................................................ РАСЧЁТ И ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ПРЯМОЙ ПЛАЗМЕННОЙ ИММОБИЛИЗАЦИИ ОТХОДОВ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Каренгин А.Г., Каренгин А.А., Побережников А.Д., Шахматова О.Д............................................................. МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА ПЛАЗМЕННОЙ УТИЛИЗАЦИИ ОТХОДОВ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Власов В.А., Каренгин А.Г., Каренгин А.А., Шахматова О.Д........................................................................... ОПТИМИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ КАНАЛОВ РЕАКТОРА ИРТ-Т Кондратьев П.В., Розидеев Д.С., Наймушин А.Г............................................................................................... СТОИМОСТЬ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ АЭС В СРАВНЕНИИ С ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ЭНЕРГИИ Бирюков Д.............................................................................................................................................................. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРИРЕАКТОРНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРИ ПЕРЕХОДЕ НА 18-ТИ МЕСЯЧНЫЙ ТОПЛИВНОЙ ЦИКЛ........................................................................... Пастушенко Е. В., руководитель Демянюк Д.Г.





СЕКЦИЯ №2. АКТУАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ЯДЕРНОГО НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ, БЕЗОПАСНОСТЬ И ЭКОЛОГИЯ ЯДЕРНОЙ ОТРАСЛИ............................................................................. ИНФОРМАЦИЯ КАК ИСТОЧНИК УГРОЗЫ РЕЖИМУ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ В МЕТОДЕ «ДЕРЕВО ПРЕДПОСЫЛОК»

Андрюшин И.И., Варсеев Е.В., Пшакин Г.М....................................................................................................... СОЗДАНИЕ ИНФОРМАЦИОННО-ПОИСКОВОЙ СИСТЕМЫ ДЛЯ РАБОТЫ С НОРМАТИВНОЙ ДОКУМЕНТАЦИЕЙ Годовых А.В., Татарников Д.А............................................................................................................................. РЕШЕНИЕ ЗАДАЧ ЯДЕРНОГО НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ ПРИ ПОЛУЧЕНИИ МАТЕРИАЛОВ МЕДИЦИНСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ Адильбаев Д.Н, Демянюк Д.Г., Адильбаева А.Н., Насыров Р.Ф........................................................................ ОЦЕНКА РИСКОВ И УГРОЗ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ПАТЭС Халявин И.В........................................................................................................................................................... ПОЛИТИКА ЯПОНИИ И США В СФЕРЕ ЯДЕРНОГО НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ В 2011-2012 ГГ.:

ПРОТИВОДЕЙСТВИЕ УГРОЗЕ ЯДЕРНОГО ТЕРРОРИЗМА Ильина С. Ю.......................................................................................................................................................... КОСВЕННЫЕ ЭФФЕКТЫ АВАРИЙНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫБРОСОВ АЭС ФУКУСИМА – Колотков Г.А......................................................................................................................................................... ГУМИНОВЫЕ КИСЛОТЫ В ТЕХНОЛОГИИ ОЧИСТКИ РАДИОАКТИВНО-ЗАГРЯЗНЕННЫХ ВОД МЕТОДОМ ДИНАМИЧЕСКОЙ СОРБЦИИ Скоромкина А.Н., Сваровский А.Я., Макаров Ф.В., Пищулин В.П.................................................................... РОССИЯ В МЕЖДУНАРОДНОМ РЕЖИМЕ ЭКСПОРТНОГО КОНТРОЛЯ Гибадулина Э.Ф..................................................................................................................................................... ОСОБЕННОСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ НА ЭТАПЕ ДОБЫЧИ И ПЕРВИЧНОЙ ПЕРЕРАБОТКИ В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ Андрияшин Д.А., Галеев Р.Р., Годовых А.В......................................................................................................... ЯДЕРНЫЙ ФАКТОР В ПРОГРАММАХ АВСТРАЛИЙСКИХ И НЕМЕЦКИХ «ЗЕЛЁНЫХ»: ОБЩЕЕ И ОСОБЕННОЕ Торопчин Г.В.......................................................................................................................................................... КОМПЬЮТЕРНОЕИССЛЕДОВАНИЕ РАСПРОСТРАНЕНИЯ ЗАГРЯЗНЯЮЩИХ ВЕЩЕСТВ ПРИ РАЗРАБОТКЕ МЕСТОРОЖДЕНИЙ УРАНА МЕТОДОМ СКВАЖИННОГО ПОДЗЕМНОГО ВЫЩЕЛАЧИВАНИЯ Петренко Б.Ю., Носков М.Д., Кеслер А.Г........................................................................................................... ПРОСТРАНСТВЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ТЯЖЕЛЫМИ МЕТАЛЛАМИ АТМОСФЕРЫ ЮЖНОЙ ЧАСТИ Г. ТОМСКА С ПОМОЩЬЮ ЭПИФИТНЫХ МХОВ И АТОМНО ЭМИССИОННОГО АНАЛИЗА Долецкая Ю.В., Рыжакова Н.К., Кабанов Д.В................................................................................................... ПУТИ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧИ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАСПРОСТРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ Комлева И. А., Молчанова К. М........................................................................................................................... УСТРОЙСТВА ИНДИКАЦИИ ВМЕШАТЕЛЬСТВА: ВНУТРЕННЕПРИСУЩИЕ КОНТРОЛИРУЕМЫЕ ПРИЗНАКИ Демянюк Д.Г., Кренинг М., Лидер А.М., Седнев Д.А.......................................................................................... ФОРМИРОВАНИЕ УСЛОВИЙ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ КОМПЬЮТЕРИЗОВАННОЙ СИСТЕМЫ УЧЕТА И КОНТРОЛЯ ЯМ Вахрушева Ю.С., Годовых А.В............................................................................................................................. РАСШИРЕННЫЙ АЛЬФА-ФАКТОР МЕТОД ДЛЯ РАСЧЕТАОТКАЗОВ ПО ОБЩИМ ПРИЧИНАМ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС Ситдикова А.И., Демянюк Д.Г.Чепин М............................................................................................................. СОЦИАЛИЗАЦИЯ ИРАНА НА МЕЖДУНАРОДНОЙ АРЕНЕ В КОНТЕКСТЕ ЯДЕРНОЙ ПРОГРАММЫ Коннов А. С............................................................................................................................................................ РАСЧЕТ МАССЫ ТОЧЕЧНЫХ ОТЛОЖЕНИЙ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ В ОБОРУДОВАНИИ С ПРИМЕНЕНИЕМ INSPECTOR Курманова А.Е., Недбайло Ю.В., Силаев М.Е..................................................................................................... СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ВОЗДУХА ХИМИЧЕСКИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ В СЕВЕРНОЙ И ЮЖНОЙ ЧАСТЯХ ГОРОДА Мирошниченко А.В................................................................................................................................................ ЭКОНОМИЧЕСКИЕ И РАДИАЦИОННЫЕ АСПЕКТЫ ПРИ ОБОСНОВАНИИ БЕЗОПАСНОСТИ ОБЪЕКТА ЯТЦ Николаева Е.А........................................................................................................................................................ СОВРЕМННЫЕ ВЫЗОВЫ РЕЖИМУ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ И ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ:

ГЛОБАЛЬНЫЕ ИНИЦИАТИВЫ Годовых А.В., Грицевич М.П., Кондратьев Д.О................................................................................................. ПРОГРАММНО-ЦЕЛЕВОЕ УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТЬЮ В РОССИИ Калаев М.Е............................................................................................................................................................. РАЗРАБОТКА ЕДИНОГО ДОКУМЕНТА ПЕРСОНАЛИЗАЦИИ Аверин Н.С., Желомский С.Г., Годовых А.В........................................................................................................ РАЗРАБОТКА МУЛЬТИМЕДИЙНЫХ ОБУЧАЮЩИХ ПРИЛОЖЕНИЙ ДЛЯ СТУДЕНТОВ АТОМНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ Едреев С.А., Колчев А.Е., Ларионов В.В.............................................................................................................. ПОСТРОЕНИЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ И УПРАВЛЕНИЯ ДОСТУПОМ НА ОСНОВЕ УСТРОЙСТВ БИОМЕТРИЧЕСКОЙ ИДЕНТИФИКАЦИИ Кулагин А.Н., Степанов Б.П................................................................................................................................ УРОВЕНЬ ЗАГРЯЗНЕНИЯ АТМОСФЕРНОГО ВОЗДУХА ТЯЖЕЛЫМИ МЕТАЛЛАМИ В ЗОНЕ ВЛИЯНИЯ УГОЛЬНОЙ ТЭЦ Рыжакова Н.К., Покровская Е.А......................................................................................................................... ОПТИМИЗАЦИЯ СИСТЕМЫ УТИЛИЗАЦИИ СТОКОВ ВОДОПОДГОТОВИТЕЛЬНОЙ УСТАНОВКИ АЭС Афанасьев К.Ю..................................................................................................................................................... СРЕДА МОДЕЛИРОВАНИЯ GEANT4 И ЕЕ ПРАКТИЧЕСКОЕ ПРИМЕНЕНИЕ Белоусов Б. А., Мокробородова А. В.,Силаев М. Е............................................................................................. РАЗРАБОТКА ПОРТАТИВНОГО АЛЬФА И ГАММА СПЕКТРОМЕТРА НА ОСНОВЕ СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ДЕТЕКТОРА Тургунова Н.Д., Хмелёва О.С................................................................................................................................ ПРОГРАММА КОНВЕРСИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ КАК ОДНО ИЗ НАПРАВЛЕНИЙ ЯДЕРНОГО НЕРАПРОСТРАНЕНИЯ Монгуш С.А., Чуйкина А.В.................................................................................................................................... ЯДЕРНЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ИНДИИ: ВСЕ «ЗА» И «ПРОТИВ»

Петрова А.О.......................................................................................................................................................... АНАЛИЗ МЕТОДОВ И АЛГОРИТМОВ ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ПРИ ОЦЕНКЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ СФЗ Годовых А.В., Овчинников А.В............................................................................................................................. СРАВНЕНИЕ КУЛЬТУРЫ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И КУЛЬТУРЫ ФИЗИЧЕСКОЙ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ Филиппова К.Н., Силаев М.Е................................................................................................................................ ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ КОНФЛИКТОЛОГИИ ДЛЯ ОЦЕНКИ ЭФФЕКТИВНОСТИ СИСТЕМ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ Парепко М.С., Шаравина С.В., Годовых А.В...................................................................................................... ФОРМИРОВАНИЕ МОДЕЛИ СТРУКТУРЫ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ И ЖИЗНЕОБЕСПЕЧЕНИЯ Бабкин С.Д., Кириенко В.В., Годовых А.В........................................................................................................... СОЗДАНИЕ УЧЕБНОЙ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫУЧЕТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ Корнейчук С.О., Сапунова Ю.В., Годовых А.В................................................................................................... СЕКЦИЯ №3. ПЕРСПЕКТИВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ............ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК КАНАЛА С ЖИДКИМ МЕТАЛЛОМ С ПОМОЩЬЮ CFD КОДА Алексеев В.В., Кондратьев А.С.,Варсеев Е.В...................................................................................................... МОДЕЛИРОВАНИЕ ОКСИДИРОВАНИЯ СТАЛИ В СВИНЦЕ С УЧЕТОМ ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ОКСИДНЫХ СОЕДИНЕНИЙ Алексеев В.В., Орлова Е.А., Варсеев Е.В............................................................................................................. ПОЛУЧЕНИЕ ГЕКСАБОРИДА ЛАНТАНА МЕТОДОМ САМОРАСПРОСТРАНЯЮЩЕГОСЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО СИНТЕЗА Исаченко Д.С., Кузнецов М.С., Семенов А.О., Чурсин С.С................................................................................ ПОЛУЧЕНИЕ И ИССЛЕДОВАНИЕ СОРБЕНТОВ НА ОСНОВЕ ПОЛИМЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ ПРИРОДНОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ Ковальская Я.Б., Зеличенко Е.А., Гузеев В.В., Рогулина А.С., Гурова О.А....................................................... ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ОБРАБОТКИ И ХРАНЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЭЛЕКТРОФИЗИЧЕСКИХ УСТАНОВОК НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Егорова О.С., Обходский А. В.............................................................................................................................. ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ВИДЫ ТОПЛИВА ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ Монгуш С.А., Чуйкина А.В.................................................................................................................................... МОДЕРНИЗАЦИЯ ТЕПЛООБМЕННЫХ АППАРАТОВ ПТУ АЭС С.В. Лавриненко, В.Е. Губин, Д.В. Гвоздяков...................................................................................................... ПОЛУЧЕНИЕ ДИСПЕРСНЫХ МАТЕРИАЛОВ НА ОСНОВЕ ОКСИДОВ РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫХ МЕТАЛЛОВ ПЛАЗМОХИМИЧЕСКИМ МЕТОДОМ Буйновский А.С., Обходская Е.В., Сачков В.И.................................................................................................... ПРОЕКТ АППАРАТА ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ СМЕШАННЫХ НИТРИДОВ УРАНА И ПЛУТОНИЯ Воевода В.А............................................................................................................................................................ РАЗРАБОТКА МАТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ДЛЯ БАЛАНСОВЫХ РАСЧЕТОВ ПОТОКОВ ПРОДУКТОВ И ОТХОДОВ ПРИ РЕГЕНЕРАЦИИ ОЯТ Подымова Т.В., Третьякова С.Г. Шадрин А.Ю., Шмидт О.В., Шудегова О.В............................................... ВЛИЯНИЕ СВЧ ИЗЛУЧЕНИЯ НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА ВОДЫ Соболева К.Е., Александрова И.В........................................................................................................................ КЛАСТЕРЫ ВОДЫ И СВОЙСТВА РАЗБАВЛЕННЫХ ВОДНЫХ СИСТЕМ Осипова Я.Ю., Фадеева Т.А................................................................................................................................. ВЛИЯНИЕ ЗНАЧЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ ГРАФИТА ЕГО СРОК СЛУЖБЫ В РЕАКТОРЕ РБМК- Нестеров В.Н., Чиков М.С................................................................................................................................... ПРОГРАММА СНИЖЕНИЯ ОБОГАЩЕНИЯ ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ И ИСПЫТАТЕЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ Чурсин С.С............................................................................................................................................................. СЕКЦИЯ №4. ЯДЕРНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ В ИННОВАЦИОННОЙ ЭКОНОМИКЕ (МЕДИЦИНА, ПРОМЫШЛЕННОСТЬ, ТРАНСПОРТ, СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО).......................................................... ИЗМЕРЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ ПУЧКА ЭЛЕКТРОНОВ В БЕТАТРОНАХ МОБИЛЬНЫХ ДОСМОТРОВЫХ КОПЛЕКСОВ Лаас Р.А.,Рычков М.М.,Крёнинг Х.М.................................................................................................................. СПОСОБ МОНИТОРИНГА СОСТОЯНИЯ И ЮСТИРОВКИ КРИСТАЛЛИЧЕСКИХ ДЕФЛЕКТОРОВ РЕЛЯТИВИСТСКИХ ИОНОВ И ЯДЕР Гоголев А.С., Черепенников Ю.М......................................................................................................................... ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЦИФРОВОЙ РЕНТГЕНОВСКОЙ УСТАНОВКИ НА БАЗЕ ЛИНЕЙНОГО ГАЗОРАЗРЯДНОГО ДЕТЕКТОРА ДЛЯ ИЗУЧЕНИЯ ВНУТРЕННЕЙ СТРУКТУРЫ БИОЛОГИЧЕСКИХ ОБЪЕКТОВ Стучебров С.Г., Вагнер А.Р., Милойчикова И.А................................................................................................. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ СИНХРОТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ДЛЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУР МЕТОДАМИ LIGA-ТЕХНОЛОГИЙ Аумаликова М.Н., Тимченко Н.А.......................................................................................................................... ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ РАЗЛИЧНЫХ ФАКТОРОВ ВЛИЯЮЩИХ НА ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЙОДИД ИОНОВ В МОЧЕ ПРИ АНАЛИЗЕ МЕТОДОМ ПОТЕНЦИОМЕТРИИ Васильева Е.В., Безрукова С.А............................................................................................................................. МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ДИАГНОСТИКИ ПУЧКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Милойчикова И.А., Стучебров С.Г., Вагнер А.Р................................................................................................. НАСЫЩЕНИЕ УГЛЕРОД-УГЛЕРОДНЫХ КОМПОЗИЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ КЕРАМИЧЕСКИМИ НАПОЛНИТЕЛЯМИ Морозова А.С., Гузеев В.В., Зеличенко Е.А.,Ковальская Я.Б., Гурова О.А....................................................... УЛУЧШЕНИЕ ВРЕМЕННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ВРЕМЯПРОЛЕТНОГО ДЕТЕКТОРА Назаренко С.Ю...................................................................................................................................................... ПРОГРАММНО-АППАРАТНЫЙ МОДУЛЬ ДЛЯ ПРИЕМА И ОБРАБОТКИ ДАННЫХ ЯДЕРНО ФИЗИЧЕСКОГО ЭКСПЕРИМЕНТА Мартемьянова Н.И., Филюков C.А., Углов Т.С., Тургунова Н.Д....................................................................... МОДЕЛИРОВАНИЕ ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК В ПРОГРАММЕ «КОМПЬЮТЕРНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ» ( PCLAB) ДЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТА ПО ТРЕХМЕРНОЙ ЦИФРОВОЙ РЕНТГЕНОГРАФИИ Баймуханова Г.А., Веригин Д.А.,Беспалов В.И.................................................................................................... МОДЕЛИРОВАНИЕ ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК ОТ ПУЧКА ПРОТОНОВ ПЛАЗМЕННОГО УСКОРИТЕЛЯ В ПРОГРАММЕ «КОМПЬЮТЕРНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ»

Солтаниманова С. Б., Сердюцкий В.А.,Беспалов В.И........................................................................................ РАЗРАБОТКА ПРИБОРА ДЛЯ ЛЕЧЕНИЯ ЗЛОКАЧЕСТВЕННЫХ ОПУХОЛЕЙ МЕТОДОМ ЭЛЕКТРОПOРАЦИИ Тургунова Н.Д., Мартемьянова Н.И.................................................................................................................... УСТРОЙСТВО СИНХРОНИЗАЦИИ ЦИФРОВОЙ РЕНТГЕНОВСКОЙ СИСТЕМЫ Звягинцев О.А., Стучебров С.Г., Дусаев Р.Р....................................................................................................... ДОЗИМЕТРИЯ ВЫВЕДЕННОГО ЭЛЕКТРОННОГО ПУЧКА БЕТАТРОНА Сухих Е.С., Маликов Е. Л., Шестак А. П............................................................................................................ ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ЭЛЕКТРОПОРАЦИИ ДЛЯ ЛЕЧЕНИЯ ЗЛОКАЧЕСТВЕННЫХ ОПУХОЛЕЙ Тургунова Н.Д., Мартемьянова Н.И.................................................................................................................... ПРИБОР ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ОБЪЁМНОЙ АКТИВНОСТИ РАДОНА Танишев А.О., Клепиков Д.С................................................................................................................................. СЕКЦИЯ №5. ФТОРИДНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ В АТОМНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ И ПРОИЗВОДСТВЕ РЕДКОЗЕМЕЛЬНОЙ ПРОДУКЦИИ................................................................................ ИССЛЕДОВАНИЕ ПЕРЕРАБОТКИ СМЕСИ ОТХОДОВ ПРОИЗОДСТВА МАГНИТОВ НА ОСНОВЕ ND2FE14B И SM2CO17 СЕРНОКИСЛОТНО-ОКСАЛАТНЫМ МЕТОДОМ Басхаева Н.Н......................................................................................................................................................... ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ФТОРИДА ВОДОРОДА Дьяченко А.Н., Петлин И.В.................................................................................................................................. ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕРМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ ТЕТРАФТОРОБРОМАТОВ ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ Лизунов А.И., Волошин И.В., Ивлев С.И.............................................................................................................. ФТОРИДНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПОЛУЧЕНИЯ ТИТАНА Коровянский А.В., Жиганов А.Н, Сачков В.И..................................................................................................... МОДЕРНИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ПОЛУЧЕНИЯ ФТОРИДА АЛЮМИНИЯ Малютин Л.Н., Петлин И.В................................................................................................................................. НИЗКОТЕМПЕРАТУРНОЕ ФТОРИРОВАНИЕ АМОРФНОГО УГЛЕРОДА Рыбаков А.В........................................................................................................................................................... ФТОРИРОВАНИЕ ОКСИДОВ РЗМ И ЖЕЛЕЗА Махов А.А., Железнов И.Е., Макасеев А.Ю., Русаков И.Ю., Софронов В.Л.,.................................................. ФТОРГАЛОГЕНАТЫ ЩЕЛОЧНЫХ И ЩЕЛОЧНОЗЕМЕЛЬНЫХ МЕТАЛЛОВ В ОРГАНИЧЕСКОМ СИНТЕЗЕ. ВОЗМОЖНОСТИ И ПЕРСПЕКТИВЫ Соболев В.И., Пастухов А.А., Курский И.А., Радченко В.Б............................................................................... КОЛИЧЕСТВЕННОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ СОДЕРЖАНИЯ ЩЕЛОЧНОГО МЕТАЛЛА И ФТОРА В СОСТАВЕ ТЕТРАФТОРОБРОМАТОВ МЕТАЛЛОВ ПЕРВОЙ ГРУППЫ Хамлова А.В., Головкова В.А., Ивлев С.И............................................................................................................ МЕХАНИЗМ ФОРМИРОВАНИЯ ЗАЩИТНОГО ФТОРИДНОГО ПОКРЫТИЯ НА ПОВЕРХНОСТИ СТАЛИ, НАХОДЯЩЕЙСЯ В КОНТАКТЕ С ФРЕОНАМИ ПЕРСПЕКТИВНЫМИ ДЛЯ АЭС ТИПА «БРЕСТ» Загребаев С.А., Орлова Е.А., Алексеев В.В., Жмурин В.Г, Торбенкова И.Ю, Орлов М.А., Ширшов Я.Н., Тычинский П.И............................................................................................................................. МЕТОДОЛОГИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ СУБЛИМАЦИОННОЙ ОЧИСТКИ ФТОРИДОВ Федин А.С., Ожерельев О.А................................................................................................................................. ГАЗОФТОРИДНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЁННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Тоненчук А.А., Пищулин В.П................................................................................................................................. ТЕРМОГРАВИМЕТРИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ УПОРНЫХ УРАНСОДЕРЖАЩИХ РУДНЫХ КОНЦЕНТРАТОВ С БИФТОРИДОМ АММОНИЯ Гурин А.С., Андреев В.А., Буйновский А.С., Бурова Е.А., Гулюта М.А., Головко В.В., Макасеев Ю.Н., Софронов В.Л................. ФОРМИАТНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ ОТХОДОВ ПРОИЗВОДСТВА МАГНИТОВ ND-FE-B Догаев В.В., Софронов В.Л., Буйновский А.С., Макасеев А.Ю., Макасеев Ю.Н............................................ ТЕРМОДИНАМИКА РЕАКЦИЙ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ УРАНСОДЕРЖАЩИХ РУД ЭЛЬКОНСКОГО МЕСТОРОЖДЕНИЯ С БИФТОРИДОМ АММОНИЯ Гулюта М.А., Андреев В.А., Буйновский А.С., Головко В.В., Макасеев А.Ю., Софронов В.Л., Уваров П.Н............................................................................. СЫРЬЕВАЯ БАЗА И ПЕРСПЕКТИВЫ ПРОИЗВОДСТВА ФТОРА В РОССИИ Жернонкина О.Г., Ануфриева А.В., Дамм Ю.П., Софронов В.Л., Холина К.В............................................... КИНЕТИКА ПРОЦЕССА ГИДРОФТОРИРОВАНИЯ ДИОКСИДА УРАНА Ануфриева А.В., Галата А.А., Софронов В.Л., Буйновский А.С...................................................................... СОРБЦИОННАЯ ОЧИСТКА ТЕТРАФТОРИДА ЦИРКОНИЯ ОТ ГАФНИЯ НА ФТОРИДЕ КАЛИЯ Асташенко Ю.О., Русаков И.Ю., Буйновский А.С., Софронов В.Л................................................................ ПОЛУЧЕНИЕ ТИТАНА ИМПУЛЬСНЫМ ЭЛЕКТРОЛИЗОМ В РАСПЛАВЕ LIF-NAF-KF Макаров Р.К. Руководитель-Ворошилов Ф.А................................................................................................... СЕКЦИЯ №1.ТЕХНОЛОГИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Председатель: Шадрин А.Ю заместитель директора по наук

е Центра по обращению с РАО и ОЯТ ОАО "ВНИИНМ", научный руководитель ЧП ПЯТЦ проекта «Прорыв»

Эксперты: Софронов В.Л., д.т.н., профессор Колпаков Г.Н., к.ф.-м.н., доцент ЭКСПРЕСС-МЕТОДОПРЕДЕЛЕНИЯ МАТЕРИАЛЬНОГО СОСТАВА ОБРАЗЦОВ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА УРАНОВОГО ПРОИЗВОДСТВА АдильбаевД.Н., НургалиевТ.К., БеркинбаевГ.Д., Демянюк Д.Г., Насырова Д.Ф., Насыров Р.Ф.

ТОО «Техноаналит», Усть-Каменогорск ТОО «ЭКОСЕРВИС-С», Алматы1, Усть-Каменогорск Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Томск С каждым днем ужесточаются требования, предъявляемые к контролю качества урановой продукции. Обеспечениеточности при контроле качества природного урана в составе продуктивного раствора и товарного десорбата гидрометаллургических заводов подземного скважинного выщелачивания приводит к совершенствованию используемых методов, а также поиску новых, более совершенных методов анализа.

В настоящее время на гидрометаллургических заводах по добыче и переработке урана используются электрохимические методы анализа – метод потенциометрического титрования и метод кулонометрического титрования, которые основаны на восстановлении урана (VI) до урана (IV) и других элементов до низких степеней окисления, избирательном окислении всех элементов, за исключением урана (IV) растворами ванадиевокислого или калия двухромовокислого. В основном, в качестве восстановителя используют растворы Fe2+ или Ti3+ в соответствиис реакцией восстановления следующего вида:

Окислительно-востановительный потенциал при нормальных условиях с использованием вышеуказанных восстановителей имеет вид:

Использование вышеуказанных методов вполне достаточно при малыхобъемах добычи урана, а в случае увеличения объема добычи эти методы из-за трудоемкости становятся не эффективными.

В работе проанализированы методы определения урана в растворах, из которых наиболее подходящими оказались экспрессные спектрометрические методы.

В лаборатории научно-аналитического центра ТПУ были проведены работы по определению тяжелых металловрентгенофлуоресцентным методом (РФА) и атомно эмиссионным спектральным методом с индуктивно связанной плазмой (АЭС ИСП). В ходе работы определены метрологические характеристики методик выполнения измерений в соответствии с государственным стандартом ГОСТ Р ИСО 5725-1-2002. По результатам метрологических характеристик были определена точность измерений для методов РФА -1,65% и АЭС ИСП- 1,05%. Измерения методом РФА и АЭС ИСП полностью удовлетворяет требованиям экспрессного анализа.

Полученные данные свидетельствуют о применимости данных методов для обнаружения ядерных материалов в урановых месторождениях добычи подземным скважинным методом. По окончании работ были разработаны рекомендации по проведению измерении материалов содержащих уран.

Список литературы 1. Степанов А. В., Никитина С. А., Карасев В. Т. и др. Прецизионный спектрофотометрический метод определения U, Pu, Nd и Rh с использованием принципа внутренней стандартизации // Радиохимия, 2002, т. 44, вып. 2, с. 165-169.

2. Nikitina S. A., Lipovskiy A. A., Demyanova T. A. Determination of Uranium and Plutonium in VVER Spent Fuel Solutions Using Differential Spectrophotometry // J. Radioanal.

Chem., 1983, v. 80, No. 1-2, p. 183-188.

3. Зайдель А. Н., Калишевский Н. И., Липис Л. В. и др. Эмиссионный спектральный анализ атомных материалов. Л.: Физматгиз, 1960. 686 с.

4. Комиссаренков А.А., Андреев С.Б. Рентгенофлуоресцентный метод анализа:

Методические указания к лабораторным работам// ГОУВПО СПб ГТУ РП., 2008г, с. 7-12.

ЭЛЕКТРОТЕХНИЧЕСКИЙ НАГРЕВ СЕРНОЙ КИСЛОТЫ ДЛЯ НУЖД ЯДЕРНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ Дивановская А.В., Макаров Ф.В., Пищулин В.П.

Северский технологический институт НИЯУ МИФИ, г. Северск За последние годы в промышленности значительно расширилась область применения электротехнологических процессов, вытеснивших многие технологические процессы с топливным нагревом. Переход на электротехнологические процессы обеспечивает повышение качества продукции, позволяет во многих случаях проводить такие операции и получать такие материалы, которые иным путем осуществить невозможно, улучшать санитарные условия труда, снижать, вредное воздействие на окружающую среду. Сейчас можно сказать, что нет таких отраслей промышленности, где бы широко не применялась электротехнология.

Электротехнологическое оборудование по методу нагрева классифицируют на установки нагрева сопротивлением, дугового нагрева, индукционного, диэлектрического, электронно-лучевого, ионного и лазерного нагрева. При нагреве методом сопротивления различают установки прямого нагрева, когда тепло выделяется в самом нагреваемом материале, непосредственно включенном в электрическую цепь, и установки косвенного нагрева, когда тепло выделяется в специальных нагревателях, включенных в электрическую цепь, и передается от них к нагреваемому материалу по законам теплопередачи.

Электротермические установки прямого нагрева характеризуются наибольшей интенсивностью теплоподвода к нагреваемому материалу, малой инерционностью, тонкостью и гибкостью регулирования теплового и температурного режимов, компактностью и простотой конструкции. Электродная аппаратура находит все большее применение для нагревания, упаривания технологических растворов химических производств, для нагревания воды и получения пара в различных отраслях промышленности, сельского и коммунального хозяйств.

Основой конструкции электродного аппарата с электроискровым разрядом в растворе является электродная греющая камера, состоящая из электродов, разделенных перфорированной перегородкой из деэлектрического материала, например, фторопласта.

В электродных аппаратах с перфорированной перегородкой отверстия перегородки являются единственными каналами для прохождения электрического тока, в зоне которых создается максимальная напряженность электрического поля и плотность электрического тока, концентрируется зона нагревания и выпаривания раствора.

Предварительные испытания позволили обнаружить и недостатки нагревателя, связанные с неравномерностью загрузки фаз по току трехфазного источника питания, что приводит к перекосу загрузки фаз трехфазной цепи, перегрузке некоторых электродов нагревателя и, как следствие, чрезмерному их коррозионному износу и преждевремен ному выходу их из строя. Проведено моделирование электродных групп и коррозионные исследования, позволившие выбрать конфигурацию электродов и межэлектродных изоляторов.

РАСЧЕТНАЯ МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА СОПУТСТВУЮЩЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В УРАН-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРАХ Авдохин М.С., Нестеров В.Н.

Национальный исследовательскийТомский политехнический университет», г. Томск При реакторном облучении -излучение вызывает радиационный -отжиг материалов и радиационное -преобразование. Эти процессы инициируются электронами, образующимися при взаимодействии -излучения с веществом. Быстрые электроны, передавая энергию смещенным из узлов кристаллической решетки атомам, переводят их в новые положения с иным энергетическим состоянием. Врезультате спектр дефектов, первоначально образовавшийся в зоне возбуждения (пике смещения), трансформируется, размываясь в области меньшей и большей энергии активации.

Анализ экспериментальных данных по значениям критического флюенса для реакторного графита показывает, что при проведении оценок срока службы графита необходимо учитывать не только значение температуры облучения, но и плотность потока сопутствующего -излучения. В настоящей работе поставлена цель: разработать методику определения плотности потока сопутствующего гамма-излучения в уран-графитовых реакторах.

В работе показано, что результаты по оценкам срока службы графита одного уран графитового реактора на прогнозы для другого реактора необходимо переносить с учетом удельных интенсивностей процессов деления и радиационного захвата для технологических каналов в этих реакторах. Различные значения удельных интенсивностей процессов деления и радиационного захвата приводят к различным значениям плотности потока сопутствующего -излучения. При определении ресурса графита следует учитывать то, что составляющие тепловыделения за счет замедления нейтронов и поглощения -квантов и их отношение значительно отличаются в реакторах типа АДЭ и РБМК-1000.

Разработанная расчетная методика позволила определить зависимости плотности потока сопутствующего -излучения от времени эксплуатации графита топливных блоков высокотемпературного газоохлаждаемого реактора типа ГТ-МГР, работающего в уран плутониевом и торий-урановом ядерном топливном цикле (ЯТЦ).

Анализ расчетных данных показал, что увеличение содержания делящихся изотопов плутония или 233U в ядерном топливе приводит к увеличению значение плотности потока сопутствующего гамма-излучения. Это связано с тем, что они обладают либо большим значением сечения деления тепловыми нейтронами (239+241Pu), либо эффективностью деления при поглощении теплового нейтрона ядрами (233U) по сравнению с 235U.

Проведенные в работе оценки плотностей потоков сопутствующего гамма-излучения показали, что для уран-плутониевого ЯТЦ в реакторе ГТ-МГР значение плотности потока гамма-излучения лежит в пределах от 11014 до 31014 см-2с-1 в зависимости от стартовой загрузки и длительности кампании ядерного топлива;

для торий-уранового ЯТЦ – 0, до 1,31014 см-2с-1;

для стандартных уран-плутониевых ЯТЦ реакторов РБМК-1000 – 3,61013 см-2с-1 и АДЭ – 2,71013 см-2с-1.

ПЕЧЬ ПРОКАЛКИ ОКСАЛАТА ПЛУТОНИЯ Вислов И.С., Луконин Д.А., Савочкин Ю.П.

ОАО «СвердНИИхиммаш», г.Екатеринбург Печь прокалки (далее - печь) предназначена для прокалки оксалата плутония после фильтрации. Печь состоит из корпуса, установленного на раме, нагревателей с теплоизоляцией, реторты, стоящей на парах опорных и упорных роликов, два торцевых уплотнения для защиты нагревателей, механизма передачи и роликов во внутреннем объеме, узлы загрузки и выгрузки продукта, редуктор и два двигателя.

Главной особенностью конструкции является герметичность печи относительно объема защитной камеры за счет отсутствия подвижных механических соединений. Все подвижные узлы находятся внутри герметичного корпуса.

При размещении осадка в печи необходимо соблюдать условие по максимальной высоте слоя оксалата плутония – не более 4 мм. Для полного окисления оксалата в печь противотоком подается кислород.

Расчетная производительность печи по порошку оксалата плутония составляет 0,8 кг.

По ходу движения продукта в рабочей зоне реторты температура поднимается от 250°С до 800°С со скоростью 10°С/мин. При достижении необходимой температуры в рабочей камере поддерживается изотермический режим в течении двух часов, после чего продукт высыпается в приемный контейнер.

Основным конструкционным материалом корпуса печи, рамы, узлов загрузки и выгрузки является сталь 12Х18Н10Т. Реторта выполнена из жаростойкого сплава 20Х23Н18. Конструкционные материалы выбраны с учетом коррозионных свойств и прочностных характеристик. Для теплоизоляции применены неорганические несгораемые материалы.

Аппарат работает под разряжением в соответствии с рекомендациями по химической и радиационной безопасности, давление в корпусе вакуумметрическое, не более 2 кПа.

При проектировании соблюдены правила ядерной безопасности, диаметр реторты 120 мм., в печи отсутствуют органические материалы и жидкости.

ОСОБЕННОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТЕХНИЧЕСКИХ СИСТЕМ «СУХОГО»

ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Беденко С.В., Губайдулин И.М., Шаманин И.В.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет Утвержденные приказом Президента РФ № Пр-899 от 7 июля 2011 года приоритетные направления развития науки, технологий и техники, такие как «Энергоэффективность и энергоснабжение»,«Ядерная энергетика», «Ядерные технологии», стимулировали новую волну исследований в области совершенствования ядерного топливного цикла и обеспечения безопасности при обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ).К таким исследованиям можно отнести настоящую поисковую научно-исследовательскую работу (ПНИР).

Одной из задач данной ПНИР являлось проведение теоретических исследований и численных экспериментов, направленных на определение интегральных и дифференциальных характеристик полей излучения, образующихся в элементах конструкции систем транспортировки (ТУК-109) и систем «сухого» хранения ОЯТ (СХОЯТ).Решаемая в работе задача заключается в обеспечении своевременного и безопасного вывода из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов.

Результаты расчетных исследований, проведенные в процессе выполнения ПНИР, показали большую значимость информации о наведенной активности в системах хранения и транспортировки отработавшего топлива, эксплуатировавшегося в ядерных реакторах нового поколения. Полученные расчетные данные позволят исследовать динамику пространственного распределения дочерних нестабильных радионуклидов, образующихся в элементах конструкции ТУК-109.

Увеличение глубины выгорания штатного оксидного топлива до 70 МВт·сут/тU, а так же появление новых видов топлив (уран-эрбиевого для РБМК, уран-гадолиниевого для ВВЭР, смешанного оксидного (U,Pu)O2, нитридного (U,Pu)N и карбидного (U,Pu)C для БН-600 и в перспективе для ВВЭР-1000) приводит к необходимости обоснования ядерной безопасности при обращении с этими видами топлив [1]. В частности, обоснование ядерной безопасности систем «сухого» хранения, которые должны обладать другими защитными и нейтронно-физическими характеристиками [1, 2].

Таким образом, при выполнении ПНИР вместе с разработкой процедуры расчета параметров наведенной активности, приводящей к формированию полей ионизирующего излучения вблизи ТУК-109 в работе был проведен расчетный анализ нейтронно физических характеристик технической системы СХОЯТ.

Полученная информация позволила однозначно решить вопрос о возможности продолжения эксплуатации систем хранения и транспортировки ОЯТ в штатном режиме по истечению проектного срока, а также разработать технический и технологический регламент вывода ТУК-109 из эксплуатации, включая возможный демонтаж и захоронение отдельных узлов.Оптимизированы параметры технической системы СХОЯТ («сухое» хранилище на ФГУП «Горно-химический комбинат») за счет чередующегося размещения ОЯТ с различной глубиной выгорания и обогащения.

Список литературы 1. Шаманин И. В., Гаврилов П. М., Беденко С. В. Динамика накопления и спада наведенной активности в элементах конструкции контейнера при хранении облученного ядерного топлива // Известия Томского политехнического университета. - 2011 - Т. 319 №. 2 - C. 67-71.

2. Шаманин И. В., Беденко С. В., Губайдулин И. М. и др. Оптимизация схем размещения ОТВС в системах долговременного хранения // Современные проблемы технической физики: Сборник тезисов и докладов всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи, Томск, 14-16 Ноября 2011. - Томск: ТПУ, - C. ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССА СООСАЖДЕНИЯ АМЕРИЦИЯ-241 С ОКСАЛАТОМ КАЛЬЦИЯ Скрипников В.В., Житков С.А., Селявский В.Ю.

ОАО “Сибирский химический комбинат”, ЗАТО Северск Буйновский А.С., Софронов В.Л.

Северский технологический институт «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», ЗАТО Северск Актуальность проблемы переработки высокоактивных отходов (ВАО) обусловлена требованиями экологической безопасности (снижение активности ВАО и перевод радионуклидов в состояние, гарантирующее безопасное хранение, которое предотвращает миграцию в окружающую среду), а так же возможностью практического использования искусственных радиоактивных элементов. Уникальные ядерно-физические свойства америция-241 (практически моноэнергетическое - и -излучение) находят широкое применение в качестве источников ионизационного излучения. Как источник мягкого излучения, а в смеси с бериллием и бором как источник быстрых нейтронов (ИБН) америций-241 превосходит другие подобные радионуклиды с точки зрения стоимости, удобства обращения, спектральной чистоты и времени жизни.

В настоящее время активно изучаются различные способы переработки ВАО, но сложный химический и радиохимический состав растворов, образующихся в процессе производственной деятельности, определяет необходимость проведения широкого круга исследований, необходимых для создания способов выделения америция-241 из реальных растворов.

Поиск новых систем и методов с целью выработки технологически приемлемых решений для выделения и разделения радионуклидов из радиоактивных отходов является актуальной задачей и в настоящее время активно ведется во многих странах мира.

Большинство из описанных в литературе процессов выделения америция предназначены скорее для получения концентратов с целью последующего захоронения или трансмутации. Экстракционные и сорбционные методы – одни из наиболее привлекательных, но эти процессы требуют сложного и дорогостоящего оборудования.

Селективное выделение америция из растворов, имеющих сложный химический и радиохимический состав, этими методами достаточно проблематично.

Методы осаждения или соосаждения с носителями, наиболее приемлемые для адаптации в действующих производствах.

Были проведены эксперименты по влиянию:

-концентрации кальция на извлечение америция-241;

-избыточного содержания Н2С2О4 (относительно стехиометрического соотношения к кальцию) на извлечение америция-241.

Для проведения исследований был смоделирован химический состав РАО.

Макрокомпонентами в таких растворах являются элементы Fе, Mg, Al и F.

В ходе работы показана возможность соосаждения америция с оксалатом кальция.

Используя метод оксалатногосоосаждения, возможно извлечение америция из растворов, имеющих сложный химический состав.

ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ РАЗРАБОТКИ МЕСТОРОЖДЕНИЙ УРАНА МЕТОДОМ ПОДЗЕМНОГО ВЫЩЕЛАЧИВАНИЯ Теровская Т.С., Кеслер А.Г., Носков М.Д.

Северский технологический институт НИЯУ «МИФИ», г.Северск.

Подземное выщелачивание (ПВ), как современный и прогрессивный метод, в настоящее время широко применяется во многих странах, в том числе и в России, при добыче урана. Метод ПВ имеет ряд преимуществ по сравнению с традиционными способами добычи полезных ископаемых, таких как высокая технологичность производства, возможность разработки месторождений с относительно низким содержанием урана, снижение загрязнения окружающей среды. В отличие от подземных и открытых горных работ в процессе ПВ не образуются отвалы пород и хвостохранилища, не происходит осушения водоносных горизонтов, нет шахтных и сбросных вод гидрометаллургических заводов, загрязняющих поверхность, атмосферу и источники водоснабжения. Поэтому подземное выщелачивание влияет на состояние окружающей среды по сравнению с горным способом значительно меньшне. Однако, при подземном выщелачивании загрязнение обычно сводится к воздействию на водоносный горизонт вредных для живой природы химически активных веществ, используемых и образующихся в процессе извлечения урана из недр. Пэтому для снижения воздействия добычи урана методом ПВ на окружающую среду необходимо контролировать области распространения рабочих растворов как в процессе подземного выщелачивания, так и после его завершения.

Для мониторинга и прогнозирования загрязнения подземной гидросферы при разработке месторождения методом ПВ целесообразно применение программных комплексов, включающих в себя геоинформационные, моделирующие и экспертныесистемы. [1]. Информационная система комплекса позволяет собирать данные о состоянии продуктивного горизонта, распределении различных компонентов, концентрации веществ в технологических растворах и др. Моделирующая система описывает гидродинамические (фильтрацию жидкости и связанный с ней конвективный массоперенос, гидродинамическую дисперсию и т.д.) и физико-химические процессы (гомогенные и гетерогенные, кислотно-основные реакции, комплексообразование, сорбцию, растворение и осаждение минералов). Моделирующая система позволяет выполнить расчеты распределения технологических растворов, получить ореолы распространения загрязняющих подземные воды веществ, прогнозировать их миграцию на различные промежутки времени. Экспертная система предназначена для оценки состояния подземной гидросферы, планирования природоохранных мероприятий и разработки методики рекультивациипластовых вод.

В работе представлен геотехнологический информационно-моделирующий комплекс и результаты его применения для обеспечения экологической безопасности разработки месторождения урана методом ПВ. Приведены результаты исследований влияния режимов работы технологических скважин,регионального потока течения подземных вод, схемы расположения скважин в блоке. Представлены карты распределения сульфат иона, серной кислоты,урана в жидкой фазе, графики зависимости дебита откачки, концентраций различных компонентов от времени. Разработана методика рекультивации подземной гидросферы для реального блока на месторождении урана.

Список литературы 1. Носков М.Д., Истомин А.Д., Кеслер А.Г., Носкова С.Н., Чеглоков А.А.

Геотехнологический информационно-моделирующий экспертный комплекс для обеспечения экологической безопасности геотехнологического предприятия. / Экологические системы и приборы. – 2010. – №9. – С.11-14.

ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ И ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРОЦЕССОВ ПРЯМОЙ ПЛАЗМЕННОЙ УТИЛИЗАЦИИ И ИММОБИЛИЗАЦИИ ИЛЛОВЫХ ОТЛОЖЕНИЙ БАССЕЙНОВ ВЫДЕРЖКИ И ПЕРЕГРУЗКИ ТВЭЛОВ Каренгин А.Г.,Корепанова Н.В.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Томск В результате многолетней работы предприятий атомной промышленности в донной части различных сооружений (бассейнов систем оборотного технического водоснабжения, брызгальных бассейнов, бассейнов выдержки ТВЭЛов, прудов-отстойников) накопилось большое количество радиоактивных отложений, которые могут быть классифицированыкак илы [1,2]. Основными макрокомпонентами донных отложенийбассейнов выдержки ТВЭЛов являются продуктыстарения гидроксида железа в различныхструктурных модификациях. Содержание железа вминеральной части иловых отложений достигает 5565 масс.%.

Общим недостатком известных низкотемпературных способов обработки таких отходов (механические, сорбционные, химические, электрохимические и др.) является низкаяэффективность переработки иловых отложений[3].

Для стабилизации грунтов и илов и их перевода вустойчивые формы, препятствующие миграциирадионуклидов из отходов, используются различные методы высокотемпературной переработки сполучением керамических и стеклоподобных матриц[3]. Однако практическое применение этих методовограничивается их сложностью, высокой стоимостьюи экономической нецелесообразностью использования дорогостоящих способов переработки дляотходов низкого и среднего уровня активности.

В данной работе представлены результаты термодинамического моделирования процессовпрямой плазменной утилизации и иммобилизации иловых отложений бассейнов выдержки и перегрузки ТВЭЛов в виде оптимальных по составу модельных водноорганических композиций («иловые отложения – вода – спирт», «иловые отложения – вода - ацетон» и др.) и («иловые отложения – вода – спирт – KCl (NaCl)», «иловые отложения – вода – ацетон – KCl (NaCl)» и др.), имеющих расчётную адиабатическую температуру горения не менее 1200 0С, для широкого диапазона температур и массовых долей воздушного плазменного теплоносителя. Для расчётов использовался состав иловых отложения, приведённый в работе [3]. Моделирование проводилось с использованием программы ТЕРРА.

Результаты проведенных исследований могут быть использованы при создании технологии и оборудования для плазменной утилизации и иммобилизации иловых радиоактивных отложений, позволяющей существенно сократить объёмы отходов, повысить их устойчивость к механическим и химическим воздействиям и обеспечить режим нераспространения ядерных материалов.

Список литературы 1. Павленко В.И., Ястребинский Р.Н., Кирияк И.И. Цементно-магнетитовые матрицы для кондиционирования радиоактивных иловых отходов АЭС. Вопросы атомной науки и техники, сер.: Материалы реакторов на тепловых нейтронах, 2009, №4, с.236-240.

2. Дмитриев С.А., Стефановский С.В. Обращение с радиоактивными отходами. М.:

РХТУ им. Д.И.Менделеева, 2000, с.12-20.

3. Валаков А.П. Эффективный метод цементирования радиоактивных иловых отложений. Физика и химияобработки материалов, 2010, №6, с. 85-90.

РАЗРАБОТКА АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ ПРОЦЕССОМ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ОСНОВЕ ИСКУСТВЕННОГО ИНТЕЛЛЕКТА А.С. Кетов Северский технологический институт «МИФИ»

В 1972 году был веден в эксплуатацию цех дезактивации Петербургского института ядерной физики (УРАН ПИЯФ), за стенами которого проводится очистка загрязненной, радиоактивными нуклидами, воды. Процесс дезактивации жидких радиоактивных отходов (ЖРО) состоит из трех стадий. На первой стадии происходит процесс коагуляции, ЖРО смешивают с NaOH. Активность раствора понижается в 5 раз. На следующей стадии происходит процесс упаривания коагулянта, далее пар конденсируется в теплообменниках и образуется конденсат сокового пара. Активность после второй стадии падает в 10 5 раз.

На окончательном этапе конденсат сокового пара очищают на ионообменных фильтрах, пропуская через колонны с катионитом и анионитом, получая фильтрат. Активность фильтрата понижается ещё в 102 раз.[4] На заре института цех работал постоянно, и перерабатывались только неорганические, радиоактивные отходы. В цехе имеется старая система автоматики, основанная на регуляторах уровня (РУ-2), которая не была рассчитана на переработку органических отходов и, следовательно, не способна адекватно регулировать уровень коагулянта в выпарном аппарате, в котором образуется большое количество пены из-за органики. Если в аппарате не контролировать уровень пены, то может произойти загрязнение тарелок выпарного аппарата и теплообменников, находящихся на выходе аппарата.

К сложной технологии процесса и опасному производству добавляются особенности, с которыми не справятся традиционные системы автоматического регулирования, основанные на ПИД регуляторах. Поэтому, начальником цеха дезактивации УРАН ПИЯФ была поставлена следующая задача – разработать адекватную модель процесса переработки ЖРО и спроектировать автоматизированную систему управления технологическим процессом (АСУ ТП) на основе нечетких регуляторов и искусственном интеллекте. Такой стенд необходим для проверки теоретического предположения о том, что такая АСУТП справится с задачей управления сложным и ответственным процессом дезактивации НАО.

В процессе исследовательской работы были созданы необходимые технические документы, разработана математическая модель процесса дезактивации жидких радиоактивных отходов, а также рассчитана и проверена автоматизированная система управления таким сложным и опасны процессом.

Список литературы 1. Заде Л. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений. М.: Мир, 1976. 166c.

2. Гостев В.И. Нечеткое управление в системах автоматического регулирования. –К.:

«Радиоматор», 2008.-972 с.: ил.

3. Круглов В. В. Дли М. И. Голунов Р. Ю. Нечёткая логика и искусственные нейронные сети. М.: Физматлит, 2001. 221с.

4. Технический регламент переработки жидких радиоактивных отходов на станции спецводоочистки цеха дезактивации (корпус 26) ПИЯФ РАН, от 12.10.1995.-31c.

5. Рабочие инструкции по эксплуатации станции спецводоочистки цеха дезактивации ПИЯФ РАН, от 17.03.1995.-58c.

ПРИМЕНЕНИЕ ГЕОТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАЗРАБОТКИ МЕСТОРОЖДЕНИЯ УРАНА МЕТОДОМ ПОДЗЕМНОГО ВЫЩЕЛАЧИВАНИЯ Гуцул М.В.,Кеслер А.Г., Носкова С.Н., Носков М.Д.

СТИ НИЯУ МИФИ,г. Северск.

Геотехнологическое моделирование может применяться для решения геотехнологических и экологических задач, возникающих на всех стадиях отработки месторождения урана методом скважинного подземного выщелачивания (СПВ). На стадии подготовки месторождения может проводиться предварительная оценка основных геотехнологических показателей отработки эксплуатационных блоков. На стадии проектирования может осуществляться выбор схем, их характеристик и режимов отработки технологических блоков. На стадии разработки месторождения может проводиться оптимизация режимов отработки блоков, планироваться отработка эксплуатационных блоков на различные сроки. На стадии вывода из эксплуатации может выполняться анализ отдельных участков эксплуатационных блоков и определяться последовательность отключения технологических ячеек.

Для решения поставленных задачбыл разработан геотехнологический моделирующий комплекс.Комплекс позволяет создавать цифровые модели (ЦМ) участков продуктивного горизонта, ЦМ объектов добычного комплекса и проводить геотехнологические расчеты отработки технологических блоков. Расчет основан на комплексной физико математической модели, описывающей следующие процессы:фильтрация жидкости, гидродинамическая дисперсия, гомогенные и гетерогенные химические реакции,растворение и переотложение минералов, кислотно-основные, комплексообразование, гомогенные и гетерогенные окислительно-восстановительные процессы и др. При расчете учитываются неоднородность распределения физико химических величин: продуктивности, эффективной мощности, содержания урана, кислото-поглощающих минералов и др. Так же учитываются реальные дебиты технологических скважин и составы выщелачивающих растворов.

Методика применения геотехнологического комплекса для повышения эффективности разработки месторождения урана состоит из семи последовательных этапов:

создание цифровых моделей участков продуктивного горизонтасоответствующих проектируемым или отрабатываемым технологическим блокам;

создание цифровых моделей технологических объектов, включающие данные о расположении и режимах работы технологических скважин;

нахождение параметров физико-химических процессов, определяющих взаимодействие выщелачивающих растворов с урановыми минералами и рудовмещающей породой;

моделирование отработки технологических блоков;

анализ результатов моделирования, и выявление участков блоков, где СПВ происходит недостаточно эффективно;

выработка предложения по оптимизации отработки блоков, и проведение многовариантных геотехнологических расчетов;

сравнительный анализ результатов многовариантных расчетов и выбор наилучшего варианта отработки блоков.

Результатом применения методики будет являться выбор наилучших альтернатив с целью повышения эффективности разработки, уменьшения затрат реагента, повышения концентрации урана в продуктивных растворах, увеличение темпов добычи.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ СТАТИСТИЧЕСКИХ ЗАКОНОМЕРНОСТЕЙ ИЗМЕРЕНИЙ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА УРАНА С ПОМОЩЬЮ КОДА MGAU Голубева К.А.,НедбайлоЮ.В., Силаев М.Е.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, г.Томск Неразрушающий анализ образцов, содержащих уран, для определения обогащения урана является одной из главных задач в области контроля за радиоактивными отходами, управления топливным циклом и обеспечения ядерной безопасности.Одной из наиболее распространённых программ обработки результатов гамма-спектрометрических измерений и анализа изотопного состава ядерных материалов является программа анализа изотопного состава урана мультигрупповым методом (MGAU). Основное ограничение программы MGAU связано с тем, что код является закрытым.

Целью данной работы было нахождение пороговых значений при измерении урана различного изотопного состава с использованием программного кода MGAU и планарного низкоэнергетического германиевого (LeGe) детектора.

Для проведения экспериментальной части работы использовались образцовые источники урана (ОСО) с обогащением 0,71;

3,6;

21;

36. Все измерения проводились с использованием спектрометрического тракта с LeGe детектором.Спектрометрический тракт калибровался по урану 3,6% обогащения. Длительность калибровочного измерения составляла 1 час.

Экспериментальная часть работы состояла из серии исследований: ОСО последовательно перемещался вдоль оси соединяющий его предполагаемый геометрический центр с геометрическим центром детектора по направлению от детектора.

Измерения проводились до тех пор, пока анализ не прерывался из-за малой статистики в пиках полного поглощения. Каждый анализ включал пять измерений длительностью с. Измерения проводились для всех ОСО в отдельности.

Для определения пороговых значений были построены графики зависимости отсчетов в пиках полного поглощения от расстояния «источник-образец» для ОСО с ураном различного обогащения.

ВЛИЯНИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ НА ПАРАМЕТРЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ КАНАЛОВ РЕАКТОРА ИРТ-Т Аникин М.Н., Лебедев И.И., Наймушин А.Г. Федоров Н.М.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, г. Томск В докладе представлены результаты исследования влияния положения органов регулирования на параметры экспериментальных каналов реактора ИРТ-Т. Реактор ИРТ-Т является исследовательским ядерным реактором бассейнового типа на тепловых нейтронах. Уникальной особенностью реактора является то, что в его нейтронном спектре содержится много резонансных нейтронов за счет использования бериллиевого замедлителя и удачной компоновки бериллиевых ловушек в зоне центральных каналов.


Основное предназначение — получение нейтронных потоков в экспериментальных каналах, расположенных в отражателе и центре активной зоны.

Целью настоящей работы являлось исследование распределения плотности потока нейтронов и энерговыделения в экспериментальных каналах, в частности, в канале ГЭК-4.

Стоит отметить, что плотность потока тепловых нейтронов в канале ГЭК-4 — один из главных показателей работы реактора — сильно зависит от положения органов регулирования. Если в определенный момент времени при штатном режиме работы стержни регулирования КС-1 и КС-2 находятся в положении 30 см, то изменение их положения в следующее: КС-1 — 50-60 см и КС-2 — 0 см приводит к увеличению плотности потока тепловых нейтронов на 20 % в этом канале.

Следует упомянуть тот факт, что с правой стороны активной зоны реактора располагается бериллиевый отражатель практически бесконечной ширины, что оказывает влияние на распределение энерговыделения, смещая его вправо. Именно поэтому ячейки, работающие в наиболее нагруженном состоянии, расположены с правой стороны активной зоны. В работе показано, что ячейки правой стороны имеют на 11-12 % мощность выше, чем ячейки левой стороны.

В докладе были выявлены закономерности влияния положения стержней на параметры распределения плотности потока и энерговыделения в активной зоне и экспериментальных каналах реактора ИРТ-Т.

Установлено, что можно увеличить поток тепловых нейтронов до 20 % в канале ГЭК-4, при изменении регламента извлечения стержней, без нарушения ядерной безопасности.

Список литературы 1. Варлачев В.А., Гусаров О.Ф., Заболотнов С.А. и др. Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т. — Томск: Изд-во ТПУ, 2002. — 56 с.

2. N.I. Alekseev, E.A. Gomin, S.V. Marin, V.A. Nasonov, D.A. Shkarovskii and M.S. Yudkevich MCU-PTR program for high-precision calculations of pool and tank type research reactors, Atomic Energy, volume 109, number 3, 2011. — 149-156 pp.

МОДЕЛИРОВАНИЕ РЕЖИМОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ИРТ-Т Аникин М.Н.,Лебедев И.И., Сурушкин В.Н., Фёдоров Н.М.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, г. Томск Настоящий доклад посвящен созданию расчетной методики моделирования активной зоны реактора ИРТ-Т[1]. Созданная методика позволяет моделировать расчет кампаний реактора ИРТ-Т с получением всех основных нейтронно-физических параметров. Эти данные могут быть использованы в дальнейшем для расчета перевода реактора на низкообогащенное топливо.

Реактор ИРТ-Т – исследовательский реактор бассейного типа с использованием в качестве замедлителя, теплоносителя и верхней защиты дистиллированной воды и бериллия в качестве отражателя. В качестве топлива используется высокообогащенное дисперсное топливо в алюминиевой матрице.

Моделирование активной зоны проводится в программе MCU-PTR[2]. В качестве базовой берется модель реактора ИРТ-Т со «свежей» активной зоной, отражатель реактора представляет собой свежий неотравленный бериллий. В процессе создания активной зоны, находящейся в режиме стационарных перегрузок, происходит пересчет концентраций нуклидов, входящих в сборки в зависимости от значений глубины выгорания ТВС.

Концентрации нуклидов, отравляющих материал отражателя, рассчитываются посредством инженерной программы TIGRIS, использующей 4-х групповое диффузионное приближение.

Тестирование расчетной модели было проведено для проверки ее работоспособности и сравнения с результатами экспериментов, которые были проведены на реакторе.

Наиболее достоверным и всегда регистрируемым эксплуатационным параметром является критическое положение стержней для различных состояний активной зоны, поэтому именно этот параметр, в основном, используется для сопоставления расчетов и экспериментов. Отклонение расчетных значений реактивностных параметров от экспериментальных данных можно рассматривать как количественную характеристику погрешности модели.

При проведении сравнительных расчетов основной вклад в погрешность получаемых результатов вносит статистическая составляющая, заложенная в самом методе решения уравнения переноса, реализованного в используемой программе.

В среднем все значения реактивности расчетной модели реактора в критических состояниях отличаются отэкспериментальных не более чем 0,3 %. Это говорит, по видимому, об некоторых не учтенных в расчете особенностях конструкции (материальный состав, геометрия расположения твэлов и ТВС), которые вносят небольшую систематическую погрешность в расчетные значения.

Список литературы Варлачев В.А., Гусаров О.Ф., Заболотнов С.А. и др. Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т. – Томск: Изд-во ТПУ, 2002. – 56 с.

Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Городков С.С. Программа MCU5PTR //РНЦ «Курчатовский институт» Иститут ядерных реакторов, – М., 2007.

РАСЧЁТ И ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ПРЯМОЙ ПЛАЗМЕННОЙ ИММОБИЛИЗАЦИИ ОТХОДОВ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Каренгин А.Г., Каренгин А.А., Побережников А.Д., Шахматова О.Д.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Томск В работе представлены результаты моделирования процесса прямой плазменной иммобилизации отходов переработки отработавшего ядерного топлива в воздушной плазме в расплавах хлорида калия и натрия.

В работе «Моделирование процесса плазменной утилизации отходов переработки отработавшего ядерного топлива» показана возможность плазменной утилизации отходов ОЯТ в виде водносолевых растворов в условиях различных плазменных теплоносителей (воздух, водяной пар) с получением твёрдых продуктов в виде порошков оксидов различных металлов. Однако плазменная утилизация отходов ОЯТ в виде слабоконцентрированныхводносолевых растворов металлов требует больших энергозатрат. Существенное снижение энергозатрат может быть достигнуто при плазменной переработке отходов ОЯТ в виде оптимальных по составу водноорганических композиций, имеющих адиабатическую температуру горения 12000С.

Представляет интерес определение возможности осуществления процесса прямой плазменной иммобилизации отходов ОЯТ в воздушной плазме в виде оптимальных по составу водноорганических композиций с получением порошков оксидов металлов в составе расплавов хлорида калия или натрия, имеющих температуру плавления 1050 K.

Это позволило бы радикально уменьшить стоимость переработки отходов ОЯТ за счет сокращения количества передельных операций, объёма емкостного оборудования, затрат химических реагентов, энерго- и трудозатрат.

В данной работе представлены результаты моделирования процесса прямой плазменной иммобилизации отходов ОЯТ в виде водноорганических композиций, обладающих высокой взаимной растворимостью («отходы ОЯТ – этиловый спирт» и «отходы ОЯТ – ацетон»), при атмосферном давлении (Р=0,1 МПа), в широком интервале температур (3004000 K) и массовых долей воздушного теплоносителя (0,20,8).

Моделирование проводилось с использованием программы ТЕРРА.

Из анализа полученных результатов следует, что прямая плазменная иммобилизация слабоконцентрированных отходов ОЯТ в виде оптимальных по составу водноорганических композиций позволит исключить стадию выпаривания, существенно снизить удельные энергозатраты на процесс и повысить его производительность.

С учётом полученных результатов могут быть рекомендованы для процесса прямой плазменной утилизации отходов ОЯТ в воздушной плазме следующие оптимальные технологические режимы:

интервал рабочих температур (1000±100) К;

состав водноорганической композиции (70% отходы ОЯТ : 30% этиловый спирт);

массовое отношение фаз (70% воздух : 30% ВОК).

Результаты проведенных исследований могут быть использованы при создании технологии и оборудования для прямой плазменной иммобилизации отходов переработки отработавшего ядерного топлива, позволяющей существенно сократить объёмы отходов, повысить их устойчивость к механическим и химическим воздействиям и обеспечить режим нераспространения ядерных материалов.

МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА ПЛАЗМЕННОЙ УТИЛИЗАЦИИ ОТХОДОВ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Власов В.А., Каренгин А.Г., Каренгин А.А., Шахматова О.Д.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Томск В настоящее время одной из проблем ядерной энергетики является обращение с радиоактивными отходами (РАО). Эта проблема широко обсуждается в правительственных, научных и общественных кругах многих стран в связи с необходимостью обеспечения безопасной жизни на Земле в условиях интенсивного развития атомной энергетики.

Радиоактивные отходы АЭС и отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) существенно разнятся, так как ОЯТ потенциально является весьма ценным продуктом, позволяющим получить после его переработки новое ядерное топливо. Специфика РАО состоит в том, что в настоящее время единственным приемлемым способом их относительного обезвреживания является хранение в течение длительного времени в целях распада содержащихся в них радионуклидов.

Около 97% облученного ядерного топлива составляют уран U238 и синтезированный в ядерном реакторе плутоний Pu239, а 3% продукты деления урана U235 и изотопов плутония.

Целью переработки ОЯТ является извлечение делящихся нуклидов, образовавшихся при работе реактора АЭС. Кроме того, переработка ОЯТ является промежуточным этапом на пути удаления высокоактивных радионуклидов из сферы деятельности человека.

Выделение из ОЯТ долгоживущих радионуклидов позволяет сделать продукты переработки менее опасными и заметно сократить их объем.

Концепция замкнутого ядерного топливного цикла предусматривает утилизацию всех видов радиоактивных отходов с получением отвержденных продуктов, пригодных для длительного хранения. Основная масса продуктов деления (более 99%) остается в водной фазе;

которую направляют в хранилище высокоактивных жидких радиоактивных отходов (отходов ОЯТ). В этих растворах присутствуют различные нерадиоактивные продукты распада, такие как молибден и РЗЭ, а также конструкционные материалы (цирконий, железо, никель, хром, марганец). Выделение некоторых из них, например, благородных металлов, представляет потенциальный интерес для дальнейшего их использования.

В данной работе представлены результаты термодинамического моделирования процесса плазменной переработки отходов ОЯТ в виде водносолевых растворов и водноорганических композиций для широкого диапазона температур и массовых долей воздушного плазменного теплоносителя. Моделирование проводилось с использованием программы ТЕРРА. Для расчётов использовался следующий модельный состав отходов ОЯТ [4]: HNO3 – 18,0%, H2O – 81,43%, Fe – 0,07%, Mo – 0,1%, Nd – 0,11%, Y – 0,06%, Zr – 0,058%, Na – 0,04%, Ce – 0,039%, Cs – 0,036%, Co – 0,031%, Sr – 0,026%.

Результаты проведенных исследований могут быть использованы при создании технологии и оборудования для плазменной утилизации отходов переработки отработавшего ядерного топлива, позволяющей существенно сократить объёмы отходов, повысить их устойчивость к механическим и химическим воздействиям и обеспечить режим нераспространения ядерных материалов.

ОПТИМИЗАЦИЯ РАСЧЕТОВ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ КАНАЛОВ РЕАКТОРА ИРТ-Т Кондратьев П.В., Розидеев Д.С., Наймушин А.Г.

Томский политехнический университет, Томск, В лаборатории ТПУбыла разработана трехмерная модель, описывающая реактор ИРТ Т, его геометрию и материальный состав [1]. Модель позволяет проводить расчеты по методу Монте-Карло нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора (а.з.) с прецизионной точностью. Однако, с точки зрения эксплуатационных возможностей реактора, наибольший интерес представляют характеристики нейтронных полей в экспериментальных каналах, удаленных от а.з. реактора. Прямой расчет по существующей модели не позволяет достичь требуемой точности и сопровождается существенными затратами машинного времени [2]. Таким образом, целью работы являлось оптимизация существующей модели и расчетов для достижения удовлетворительных результатов.

Особенность метода Монте-Карло заключается в том, что ошибка вычисления пропорциональна числу моделируемых событий [3]. Для адекватного описания исследуемого явления, как правило, следует смоделировать довольно большое количество событий, что всегда ведет к увеличению времени расчетов. Поэтому решение любой задачи методом Монте-Карло сопровождается выбором оптимального соотношения между затратами машинного времени и ожидаемой ошибкой вычисления.

Был разработан подход, который включает в себя ряд методов по оптимизации процесса моделирования и увеличению его эффективности, получивший название неаналогового моделирования методом Монте-Карло. Среди методов можно встретить такие, как: прерывание по времени, по энергии, расщепление по геометрии и энергии, Русская рулетка, весовое окно, экспоненциальное преобразование, «косвенный захват», вынужденные соударения, изменяемый источник и многие другие [4]. Цель всех этих методов одна, а именно пропустить частицу по желаемому пользователем пути в расчетной модели. В работе подробно представлены расщепление, Русская рулетка и весовое окно, как наиболее популярные и эффективные методы.

Стояли задачи внедрения представленных методов в расчетную модель и последующего сравнения полученных данных с результатами прямых измерений. После переработки модели, оказалось, что при фиксированной погрешности методу неаналогового моделирования требуется практически в два раза меньше времени на расчет. С другой стороны, для снижения погрешности на 3-5% время расчета аналоговым моделированием необходимо будет повысить в 10 раз, в то время как неаналоговый метод моделирования увеличения расчетного времени не требует. Более того, сам метод неаналогового моделирования, благодаря его универсальности, можно оптимизировать по ряду параметров. А именно подбором количества моделируемых частиц в поколении, количества поколений частиц, количества моделируемых историй, выбором весов объектных зон и количеством задействованных в расчете процессоров. В работе представлены сводные таблицы, показывающие зависимость погрешностей и времени расчетов от данных параметров.

Таким образом, в работе дается наглядное представление о том, насколько сложно и трудоемко получить удовлетворительную погрешность по средствам аналогового моделирования. После изучения и внедрения методов неаналогового моделирования, было доказано, что данный подход неизменно быстрее и точнее прямых измерений. Кроме того, были определены оптимальные параметры расчетов для наиболее эффективного использования машинного ресурса.

Список литературы 1. N.I. Alekseev, E.A. Gomin, S.V. Marin, V.A. Nasonov, D.A. Shkarovskii and M.S.

Yudkevich MCU-PTR program for high-precision calculations of pool and tank type research reactors, Atomic Energy, volume 109, number 3, 149-156 pp.

MCNP Variance Reduction Examples / edited by Thomas E. Booth. – Los Alamos 2.

National Laboratory, USA, 2004. –273 p.

3. MCNP–A General Monte Carlo N–Particle Transport Code / edited by Judith F.

Briesmeister. – University of California, USA, 2000. – 427 p.

4. Analysis of different variance reduction techniques in research reactor beam tube calculations / Applied Radiation and Isotopes // edited by MarziehMoguiy and Amir SaeedShiran. - ShahidBeheshti University, Tehran, Iran, 2011.

СТОИМОСТЬ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ АЭС В СРАВНЕНИИ С ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ЭНЕРГИИ»

Бирюков Д.

Проблема получения электроэнергии в наш современный век, век повсеместной электрификации и удорожания угеводородного топлива, является весьма актуальной.

Причем не только с экономической, но и экологической точки зрения.

Если на ранних стадиях своего развития люди потребляли энергию в возобновляемых формах, приготавливаемых самой природой (растения, животные), то в настоящем времени лишь незначительная часть потребляемой энергии расходуется в форме, поддерживающей непосредственную жизнедеятельность человеческого организма. За последнюю треть ХХ в. Мировое потребление энергетических ресурсов выросло почти в раза и в настоящее время превысило 10 млрд. т нефтяного эквивалента. При этом углеводородное органическое топливо в структуре мирового потребления первичной энергии составляет около 90%. По самым оптимистичным прогнозам нефти хватит еще на 50 лет, 70 лет для газа, и до 400 лет для угля, надеясь на еще неразведанные месторождения.

Именно поэтому вопрос о применении АЭС как основного источника энергии в будущем переходит на качественно новый уровень. Запасы урана велики. По меньшей мере на 500 лет при действующем уровне потребления электроэнергии. Так же при получении «энергии атома» не происходит вредных выбросов в окружающую среду (исключая аварии). Образуются лишь радиоактивные отходы (РАО), которые в настоящее время активно перерабатываются. Остается незначительная доля РАО от изначального количества топлива, которая требует захоронения. С экономической точки зрения, строительство АЭС одно из самых затратных. Но себестоимость электроэнергии, выработанной атомной электростанцией, является одной из самых дешевых, уступая первое место лишь гидроэлектростанции. Благодаря этому в течении 5-7 лет работы АЭС полностью себя окупает.

В моей работе в результате изучения тематической литературы (книги, журналы, электронные ресурсы), касающейся энергетики, и ее экономической стороны в частности, составлен подробный отчет со всеми необходимыми графиками, таблицами и теоретическим материалом.

ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРИРЕАКТОРНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРИ ПЕРЕХОДЕ НА 18-ТИ МЕСЯЧНЫЙ ТОПЛИВНОЙ ЦИКЛ Пастушенко Е. В., руководитель Демянюк Д.Г.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Томск За время своего существование атомная промышленность достигла лидирующих позиций в сфере глобальной энергетики. В результате на сегодня при помощи только одной АЭС можно обеспечить большое количество людей электроэнергией. Одной из проблем нераспространения ЯМ при эксплуатации АЭС является транспортировка и хранение ОЯТ и РАО. Это тема является важной не только для России, но и для других стран, где активно развивается атомная энергетика.

Первые упоминания о водо-водяных реакторах появились в 1954 г. И на протяжении последних десятков лет ведется совершенствование данного типа реактора, основанное на увеличении мощности и применении более обогащенного топлива. В настоящее время некоторые станции стали переходить на новый вид топлива типа ТВС-2М с обогащением по U-235 4,8%, но, столкнулись с такой проблемой, как отсутствие транспортных контейнеров для транспортировки нового вида топлива со станции в хранилище. В связи с этим стала актуальна проблема – бассейны выдержки рассчитаны на определенное количество ОЯТ, а т.к. оно не будет вывозиться, бассейн рано или поздно заполнится, что приведет к остановке работы АЭС, что недопустимо.

В работе, спрогнозированы перспективы, которые ожидают РоАЭС, если в ближайшем будущем не будет разработаны новые транспортные контейнеры для тепловыделяющих сборок типа ТВС-2М.

Список литературы 1. Пресс-Центр атомной энергетики [электронный ресурс] – Режим доступа:

http://www.minatom.ru/mass_media/9.2003/375/ 2. Российское атомное сообщество [электронный ресурс] – Режим доступа:

http://www.atomic-energy.ru/ 3. WDC, Geophysical Center RAS [электронный ресурс] – Режим доступа:



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |
 

Похожие работы:





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.