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 |
-- [ Страница 1 ] --

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ

ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ

Сборник тезисов и докладов Всероссийской конференции

с элементами научной школы для молодежи

Издательство Томского политехнического университета 2011 УДК 621.01:53(063) ББК 22.3:3л0 С56 Современные проблемы технической физики: сбор С56 ник тезисов и докладов Всероссийской конференции с эле ментами научной школы для молодежи;

Томский политехни ческий университет. – Томск: Изд-во Томского политехниче ского университета, 2011. – 88 с.

ISBN 978-5-98298-999- В сборник включены материалы по результатам научных изыска ний молодых ученых в области ядерно-топливного цикла, проблем об ращения с ядерными материалами и радиоактивными веществами, облу ченным и отработанным ядерным топливом, проблемами технологии водородной энергетики и возобновляемых источников энергии и энерго сбережения, пучково-плазменных и электроразрядных технологий.

Предназначен для специалистов атомной и химической промыш ленностей, аспирантов и студентов соответствующих специальностей.

УДК 621.01:53(063) ББК 22.3:3л Тезисы издаются в авторской редакции Авторы несут полную ответственность за достоверность информации и возможность ее опубликования в открытой печати ISBN 978-5-98298-999-4 © ФГБОУ ВПО НИ ТПУ, © Обложка. Издательство Томского политехнического университета, Секция 1. Обращение с ядерными материалами ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РАДИЯ-226 ИЗ ОТХОДОВ НЕФТЯНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИНИЯ- Д.Н. Адильбаев, Д.Г. Демянюк Национальный исследовательский Томский политехнический университет В данной работе представлен применение 226Ra извлеченного из отходов нефтяной промышленности, который далее подвергается облучению быстрыми нейтронами в реакторе для получения актиния-225.

Работа состоит из трех основных частей, таких как «Выделение 226Ra из отходов нефтяной промышленности», «Облучение радиевой мишени», «Исследование облученного препарата».

В первой части приведен подробное описание очистки 226Ra от сопутствующих примесей химическим методом: кипячение радиобарита в карбонате натрия, растворение карбонатов в 1н соляной кислоте, превращение в сульфаты, щелочное сплавление и центрифугирование пробы.Во-второй части подробно описаны перспективные и принципиально возможные ядерные реакции образования 225Ас, а также возможные протекающие реакции.Заключающей частью работы является «исследование облученного препарата», где даны методы подготовки пробы и проведение исследований.



Список литературы:

1. Ко т о в с к и й А. А., Н е р о з и н Н. А., С м е т а н и н Э. Я., Ш а п о в а л о в В. В., Ярмарка высокотехнологичных медицинских проектов «АТОММЕД 2007», материалы конференции, Москва, 2007.

2. S t a n l e y S a t z, S c o t t S c h e n t e r, US Patent «Method of producing Actinium-225 and daughters», №6680993, Issued on January 20, 2004.

3. Патент США WO 99/63550 способ получения Ас-225 путем облучения Ra-226 протонами.

4. L o t h a r K o c h, J e a n J. F u g e r, J a c o b u s N. C. v a n G e e l, US Patent 5355394 «Method for producing actinium-225 and bismuth-213»,, Issued on October 11, 1994.

5. В. А Х а л к и н., В. В. Ц у п ко - С и т н и ко в, Н. Г. З а й ц е в а, Радиохимия, - 1997. Т.39, №6. с.481-490.

6. В. А. Х а л к и н, В. В. Ц у п ко - С и т н и ко в, Н. Г. З а й ц е в а, Радионуклиды для радиотерапии. Актиний-225: свойства, получение, применение., Р12-96-298.

7. С. А. З а х а р ч у к, И. А. К р а м п и т, В. И. М и л ьч а ко в, Радиоактивное загрязнение окружающей среды при нефтедобыче. Журнал «АНРИ» - 1998.-№ 4.-с. 18-20.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ОПТИМИЗАЦИЯ СХЕМ РАЗМЕЩЕНИЯ ОТВС В СИСТЕМАХ ДОЛГОВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ Банников И.В., Шаманин И.В., Беденко С.В., Губайдулин И.М., Гнетков Ф.В.

Национальный исследовательский «Томский политехнический университет», кафедра физико-энергетических установок Темпы развития ядерной энергетики в значительной степени определяются внешними составляющими ядерно-топливного цикла, в частности, долговременным хранением ОЯТ и его переработкой. В связи с этим возникает необходимость в хранилищах большой емкости, удовлетворяющих требованиям ядерной и радиационной безопасности. [1,2] Мировой опыт проектирования «сухих» хранилищ позволяет прогнозировать значительно более высокий, чем в бассейнах с водой, уровень ядерной безопасности.

Для расчетов kэфф СХОЯТ использован программный комплекс SCALE 5.0. Расчет проводился для облученного топлива реактора РБМК.

Полученные результаты показывают целесообразность и возможность разработки регламентных схем «загрузки» и регламентов процедуры «загрузки» и перемещения пеналов с ОТВС в СХОЯТ. Это вызвано тем, что на параметры подкритичности и, следовательно, на параметры потока нейтронов в СХОЯТ влияют:

1. схема размещения пеналов;

2. начальное обогащение и состав ОТВС;

3. последовательность заполнения СХОЯТ пеналами с ОТВС.

Список литературы:

1. Шаманин И.В., Беденко С.В., Павлюк А.О., Лызко В.А.





Использование программы ORIGEN-ARP при расчете изотопного состава отработанного топлива реактора ВВЭР-1000 // Известия Томского политехнического университета. – 2010. – Т. 317. – № 4. – C. 25–28.

2. Беденко С.В., Гнетков Ф.В., Кадочников С.Д. Дозовые характеристики полей нейтронов облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – № 1. – С. 6 – 12.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами ВОПРОСЫ ПОСТРОЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОЙ СИСТЕМЫ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ О.Б. Еловикова, Б.П.Степанов Национальный исследовательский Томский Политехнический университет, г.Томск, Россия, e-mail: olga210988@yandex.ru Создание системы физической защиты (СФЗ) - комплексная задача, которая решается с учетом современных угроз и научно-технических достижений в области безопасности. Для эффективного функционирования СФЗ необходимо правильно выбрать подход для ее построения и проектирования. [1] В работе приведена классификация охраняемых объектов, исходя из их функциональных признаков. Нормативно-обоснованный подход к категорированию объектов с учетом существующих угроз (каждая группа объектов характеризуется определенным типом угроз) и функциональному действию объектов обеспечивает оптимальный уровень безопасности.

С учетом анализа угроз и функционирования рассматриваемых предприятий выполняется разбиение объекта на зоны. Зональный принцип построения обусловлен нахождением предметов физической защиты, размещенных в соответствующих охраняемых зонах.

Следующим шагом для создания эффективной системы безопасности является выбор структуры и элементов инженерно-технических средств для каждой из выделенных зон, с точки зрения средств видеонаблюдения, системы контроля управления доступом и охранно-пожарной сигнализации. [2] Акцент в работе сделан на практическую сторону построения эффективной системы физической защиты: выбрана структура объекта, оценена эффективность работы системы физической защиты, выявлены уязвимые места и внесены предложения по усовершенствованию СФЗ. [3] Список литературы:

1. «Правила физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов», утвержденные постановлением Правительства Российской Федерации от 19.07.2007 №456.

2. ГОСТ Р 52860-2007. «Технические средства физической защиты.

Общие технические требования».

3. В.Белов Практические аспекты использования системы видеонаблюдения как одного из обязательных элементов комплекса технических средств обеспечения безопасности торгового предприятия // Алгоритм безопасности, 2011, № СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ РЕГИСТРАЦИИ РАДОНА И ТОРОНА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ НАПРЯЖЕНИЯ НА ЭЛЕКТРОДАХ ЭЛЕКТРОСТАТИЧЕСКОЙ КАМЕРЫ А.А. Грибанов, В.Д. Каратаев, А.В. Вуколов,В.С. Яковлева, Ф.А.Санников, А.А.Ёлшин Национальный исследовательский Томский политехнический университет, каф. Прикладной физики, alexanderelshin@tpu.ru В работе представлен модифицированный метод регистрации потоков радона и торона и дочерних продуктов их распада с поверхности грунта [1].

Метод основан на использовании полупроводниковой альфа – спектрометрии в сочетании с электрическим осаждением продуктов распада[2,3].

В работе приведены спектры излучения продуктов распада торона и радона с поверхности грунта при разном времени экспозиции и разных значениях напряжения на электродах электростатической камеры.

По результатам экспериментов определены оптимальные условия работы накопительной камеры с электростатическим осаждением продуктов распада радона.

Список литературы:

1. Химическая энциклопедия: в 5 т. / под ред. Н.С. Зефиров – М.:

Советская энциклопедия, 1995 – т.4 –639с.

2. Методы измерения плотности потока радона и торона с поверхности пористых материалов: монография / В.С. Яковлева;

Томский политехнический университет. – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2011. – 174с.

3. Методы измерения ядерных материалов / А. В. Бушуев. – М.: МИФИ, 2007. – 276 с.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами ПОСТРОЕНИЕ СКУД НА ОСНОВЕ УСТРОЙСТВ БИОМЕТРИЧЕСКОЙ ИДЕНТИФИКАЦИИ А.В. Зуева, Б.П. Степанов Национальный исследовательский Томский политехнический университет, г. Томск, Россия, gidcrazy@sibmail.com Для получения необходимых и достаточных практических навыков в области осуществления физической защиты ядерных материалов на базе лаборатории «Систем физической защиты и противодействию ядерному терроризму» создается техническая база, обеспечивающая практическую подготовку студентов по специальности «Безопасность и нераспространение ядерных материалов».

Создаваемые учебные системы проектируются на основе нормативных, технических требований к подсистемам комплекса технических средств ФЗ, а также принятых принципов создания и функционирования учебных систем:

модульность, применение современных информационных технологий, применяемых в СФЗ на реальных ядерных объектах, программная и техническая совместимость применяемых систем и устройств.[1] Для изучения процедуры биометрической идентификации, а так же получения практических навыков с работой системы контроля и управления доступом (СКУД), потребовалось создание специализированного технического макета. Выбранная структура макета позволяет моделировать реальные ситуации, с которыми сталкиваются работники службы безопасности ядерных объектов.[2] Разработанная и реализованная СКУД на основе устройств биометрической идентификации позволяет в дальнейшем интегрировать ее с другими СКУД, либо расширять свои собственные функциональные возможности с применением дополнительных устройств.

Список литературы:

1. ГОСТ 52860-2007 «Технические средства физической защиты. Общие технические требования».

2. ГОСТ Р 51241-98. «Средства и системы контроля и управления доступом.

Классификация. Общие технические требования. Методы испытаний».

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ПЕРЕВОД ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ НА НИЗКООБОГАЩЕННОЕ ТОПЛИВО Д.А. Иксанов, А.Г. Наймушин Национальный исследовательский Томский политехнический университет, ФЭУ, agn@tpu.ru Определение низкообогащенного урана (НОУ) было впервые использовано Комиссией по Атомной Энергии США в 1955 году. Такая же условность была позже использована МАГАТЭ, в которой низкообогащенный уран определяется как «обогащенный уран с содержанием менее 20 % изотопа U-235». МАГАТЭ классифицирует НОУ как «косвенный материал», что в свою очередь определяется как ядерный материал, который не может быть использован для «создания ядерного взрывного устройства без превращения или дальнейшего обогащения» [1].

В 1978 году в Аргонской Национальной Лаборатории (ANL) группой ученых при поддержке Департамента Энергетики (DOE) США была создана программа Снижения обогащения исследовательских и экспериментальных реакторов (ReduceEnrichmentforResearchandTestReactors – RERTR) [2].

Все больше и больше исследовательских реакторов включаются в программу конверсии. Самым распространенным типом НОУ топлива на сегодняшний день является дисперсионное топливо в алюминиевой матрице.

В то же время ведутся разработки перспективного высокоплотностного НОУ топлива на основе уран-молибденового сплава. Страны-владельцы исследовательских реакторов находятся на различных этапах выполнения программы конверсии.

Список литературы:

1. Alexander Glaser. On the Proliferation Potential of Uranium Fuel for Research Reactors at Various Enrichment Levels // Science and Global Security. – Princeton, 2006, C. 2–4.

2. A. Travelli. The U.S. RERTR Program Status and Progress // International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. – Jackson Hole, 1997. – C. 3.

3. Alexander Glaser. Neutronics Calculation Relevant to the Conversion of Research Reactors to Low-Enriched Fuel: PhD thesis – Darmstadt, 2005.

– 285p.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами ПЛАЗМЕННАЯ УТИЛИЗАЦИЯ ОБЕДНЁННОГО ПО ИЗОТОПУ U ГЕКСАФТОРИДА УРАНА А.А. Каренгин, А.Г. Каренгин, О.Д. Шахматова Томский политехнический университет, кафедра «Техническая физика», e-mail: karengin@tpu.ru Как показано в работах [1, 2], промышленную утилизацию обеднённого по U235 газообразного гексафторида урана осуществляют, в основном, в шнековых печах, где последовательно гексафторид урана подвергают гидролизу водяным паром при температуре 350 0С с образованием уранилфторида, затем увеличивают температуру пара до 750 0С и уранилфторид подвергают пирогидролизу с образованием закиси-окиси урана, которую после измельчения рассевают и складируют. Плазменная переработка газообразного гексафторида урана в пароводяной плазме также приводит к получению целевого продукта в виде закиси-окиси урана [3].

В данной работе представлены результаты термодинамического моделирования процесса плазменной утилизации газообразного гексафторида урана в различных плазменных теплоносителях, для широкого интервала рабочих температур 300…4000 K и массовых долей плазменных теплоносителей 5…80%, а также проведена оценка удельных энергозатрат на получение целевого продукта.

В результате проведённых исследований показана принципиальная возможность и определены технологические режимы для прямого плазменного получения из гексафторида урана целевого продукта в виде двуокиси урана.

Результаты проведённых исследований могут быть использованы при создании промышленных плазменных установок, предназначенных для плазменной утилизации обеднённого по изотопу U235 гексафторида урана.

Список литературы:

1. Шевченко В.Б., Судариков Б.Н. Технология урана. – М.: Госатомиздат, 1961. – 330с.

2. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. – М.: «Атомиздат», 1978. – 432с.

3. Туманов Ю.Н. Плазменные и высокочастотные процессы получения и обработки материалов в ядерном топливном цикле: настоящее и будущее.

– М.: «Физматлит», 2003. – 759с.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДИСПЕРСНОГО СОСТАВА РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ С ПРИМЕНЕНИЕМ КАСКАДНОГО ИМПАКТОРА А.А. Каханова Национальный исследовательский Томский политехнический университет, кафедра прикладной физики E-mail: akakhanova@yahoo.com Не все аэрозольные частицы, вдыхаемые человеком вместе с воздухом, задерживаются в дыхательных путях и попадают в кровеносную систему.

Механизм осаждения определяется такими процессами, как движение по инерции, осаждение под действием силы тяжести. В каждом отделе дыхательной системы осаждаются частицы определенного размера. Благодаря защитным свойствам организма, часть аэрозольных частиц попавших в дыхательную систему, возвращается обратно [1].

Реальные аэрозольные системы имеют большой разброс значений радиусов частиц, входящих в нее, поэтому оценка доли частиц, которые откладываются в дыхательном тракте, еще более усложняется. Для решения данной задачи необходимо определение параметра активного медианного аэродинамического диаметра (АМАД) – удвоенного среднегеометрического радиуса радиоактивных частиц [2].

Для измерения концентрации радиоактивных частиц различной активности и конкретной дисперсности применяются приборы, которые осуществляют избирательное осаждение частиц различных размеров из воздушного потока [3]. В работе произведено измерение параметра АМАД с использованием многокаскадных импакторов, которые используются для определения внутренней дозы облучения персонала предприятия.

Список литературы:

1. Ильин Л.А. Радиационная безопасность и защита, 1996, стр. 16.

2. Рузер Л.С. Радиоактивные аэрозоли, 2001, стр. 54-55.

3. Методическое пособие «Определение дисперсного состава радиоактивных аэрозолей с применением каскадного импактора», СНИИП-СИГМА, 1998, стр.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами ПЛАЗМЕННАЯ УТИЛИЗАЦИЯ БЫВШИХ В УПОТРЕБЛЕНИИ МАСЕЛ ПРОИЗВОДСТВА РАЗДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПОВ УРАНА А.А. Каренгин, А.Г. Каренгин, Р.С. Коротков, П.В. Космачёв Томский политехнический университет, кафедра «Техническая физика», e-mail: karengin@tpu.ru В процессе работы разделительного оборудования на ЗРИ ОАО «Сибирский химический комбинат» происходит загрязнение используемых масел (ВМ 4, ВМ-6, И-50А и др.) такими соединениями, как уранилфторид и фтор [1].

Утилизацию бывших в употреблении масел (БУМ) осуществляют путем сжигания в технологической печи с получением смеси закиси-окиси урана и сажи, которую удаляют путём дополнительного отжига в термической печи, а применение активаторов горения не решает проблемы эффективной утилизации БУМ [2].

Для таких отходов более эффективной будет утилизация в воздушной плазме в виде диспергированных горючих композиций (ДГК) на основе БУМ [3].

В работе представлены результаты теоретических и экспериментальных исследований процесса плазменного горения в воздушной плазме ДГК на основе БУМ.

Показано, что использование оптимальных по составу ДГК на основе БУМ, обеспечивает в воздушной плазме эффективную и экологически безопасную утилизацию отходов с получением двуокиси урана при следующих технологических режимах:

• интервал рабочих температур 12001500К;

• состав ДГК (22% БУМ : 78% Вода);

• отношение фаз (60% Воздух : 40% ДГК).

Список литературы:

1. А.Г.Каренгин, Д.В. Сергеев, Н.А. Варфоломеев. Термокаталитическая утилизация урансодержащих отработанных масел // Известия ТПУ. – 2002, Т. 305, Вып. 3. - С. 101-104.

2. А.Г. Каренгин, Д.В. Сергеев, Н.А. Варфоломеев. Ультрадисперсные активаторы горения для утилизации отработанных масел. Сб. научных трудов V Всероссийской конференции «Физикохимия ультрадисперсных систем».– Изд-во: Институт электрофизики УРО РАН. – 2001, Ч.2. - С. 161 166.

3. А.Г. Каренгин, А.М. Шабалин. Патент РФ на изобретение №2218378.

Способ утилизации нефтяных шламов и плазмокаталитический реактор для его осуществления. Заявлено 09.12.2002;

Опубл. 10.12.2003, Бюл. №34 – 14с.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОДУКТОВ РАДИАЦИОННОХИМИЧЕСКОГО РАЗЛОЖЕНИЯ НИТРАТА КАЛИЯ ПРИ ДЕЙСТВИИ ИМПУЛЬСНОГО ЭЛЕКТРОННОГО ПУЧКА.

Ю.О.Крикунова Федеральное государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Национальный исследовательский томский политехнический университет», кафедра Прикладной Физики, krikulichka@mail.ru Измерение дозовых полей является актуальной задачей, так, как в настоящее время широко используются различные источники ионизирующего излучения. Для решения данной проблемы часто используются химические дозиметры.

В данной работе для измерения дозы импульсного электронного пучка, был выбран химический дозиметр на основе твердого нитрата калия(KNO3).

Данный дозиметр используется при различных видах излучения, имеет долгий срок хранения, доступен и прост в изготовлении. Принцип действия дозиметра основан на радиолизе нитрата калия. Механизм радиолиза сопровождается образованием нитрит-иона (NO2-).[1,2]Концентрация этого иона линейно зависит от дозы. [3] В работе измерена поглощенная доза импульсного электронного пучка, линейного ускорителя ТЭУ-500,на энергию 400-500 КэВ Показана зависимость поглощенной дозы от расстояния, и она имеет вид1/r2,а от количества импульсов зависит линейно.

Список литературы:

1. Пикаев А.К.//Современная радиационная химия. Радиолиз газов и жидкостей., Под редакцией Спицин В.И., Москва.Наука 1986.С190 193.

2. Пикаев А.К.,//Современная Радиационная химия. Твердое тело и полимеры. Прикладные аспекты./Под редакцией Спицин.В.И.Москва:Наука 1987,С 37- 3. Патент РФ № 1544030 от 14.12.87 г. — Л.В. Сериков, Т.А. Юрмазова, Л.Н. Шиян, В.М. Кецкало, В.В Старченко /Способ дозиметрии ионизирующего излучения Секция 1. Обращение с ядерными материалами РЕЗУЛЬТАТЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПОМЕЩЕНИЯ, ПРЕДНАЗНАЧЕННОГО ДЛЯ МЕХАНИЧЕСКОЙ ОБРАБОТКИ ЗАГРЯЗНЕННЫХ ДЕТАЛЕЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО И ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ Е.И. Кулигина, К.С. Шишкарев Национальный Исследовательский Томский политехнический университет Кафедра Прикладной физики, e-mail: pap@interact.phtd.tpu.edu.ru В работе представлены результаты радиационного контроля производственного помещения НИЦ «Курчатовский институт» [1,2], в том числе: 1) результаты производственного контроля (измерение мощности дозы и бета - загрязнения рабочих поверхностей;

2) результаты измерения активности аэрозолей, содержащихся в воздухе помещения;

3) сравнение результатов индивидуального и оперативного дозиметрического контроля с помощью ДТЛ-01 и DMC 2000S.

На основе проделанной работы выявлены рабочие поверхности, для которых необходима регулярная дезактивация. Показано, что основной вклад в общее облучение персонала вносят внешнее гамма-излучение и бета- загрязнение поверхности оборудования и рабочих помещений. [3] Список литературы:

1. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ – 99/2010)»;

2. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523 – 09 «Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009»;

3. СТО 02-05-2010 Система стандартов безопасности труда «Дозиметрический контроль профессионального облучения персонала источниками ионизирующего излучения»

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи РЕЗУЛЬТАТЫ АНАЛИЗА СОДЕРЖАНИЯ МЫШЬЯКА В ПОЧВАХ И ШЛАМАХ, ОТОБРАННЫХ НА ТЕРРИТОРИИ ЗАХОРОНЕНИЯ ХИМИЧЕСКИХ ОТХОДОВ КОМБИНАТА «ТЫВАКОБАЛЬТ»

А.О.Кунгаа Федеральное государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Национальный исследовательский томский политехнический университет», кафедра Прикладной Физики, aziyana_tyva@mail.ru В данной работе проведены измерения содержания мышьяка в почвах, отобранных на территории захоронения химических отходов комбината «Тывакобальт», так как кобальт входит в состав минералов, содержащих мышьяк (кобальтин CoAsS, смальтит CoAs2). Измерения проведены на атомно абсорбционном спектрометре «Квант-2А» с пламенным атомизатором[1,2].

На исследуемой территории сделан пробоотбор почвы и шламов в 22-х точках методом конверта. Наибольшие концентрации мышьяка от 2000 до 62000 мг/кг обнаружены в шламах, что на 3 порядка и более превышает предельно-допустимые концентрации для почв (ПДК=2 мг/кг) [3]. Пробы почв низменности, непосредственно примыкающей к отвалам, характеризуются высокой степенью загрязненности мышьяком, содержание мышьяка варьирует от 10 до 160 мг/кг, что в десятки раз превышает ПДК.

Исследования загрязненности As территории вблизи комбината «Тывакобальт» показали, что изучаемый район можно классифицировать как сильнозагрязненный, поэтому необходимо решать вопрос о перезахоронении или утилизации отходов переработки кобальтово-никелевой руды.

Список литературы:

1. С.С.Шацкая, Н.Ф.Глазырина, И.А. Деревягина. Изучение поведения токсичных элементов в природных средах методом атомной абсорбции.

2. Ондар У.С. Разработка методики определения мышьяка в почвах.

Аналитика и контроль. – Екатеринбург, 2008. Т. 4, №1. с. 66-71.

3. ГОСТ 17.4.2.01-81, 1981.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами THE HITRAP COOLER TRAP S.Yu. Nazarenko Tomsk Polytechnic University, Applied Physics Department, svetanaz@mail.ru This report describes the facility for storage and cooling of highly charged ions, which are produced at the GSI accelerator complex.

The aim of the Highly Charged Ion Trap (HITRAP) project is to prepare highly charged ions at low energies so that they can be used for various experiments, as for example spectroscopic measurements of the ground-state hyperne splitting in hydrogen-like systems. To produce the highly charged ions, moderately charged ions are accelerated to relativistic energies in a linear accelerator (UNILAC) and than injected to the Heavy Ion Synchrotron in a synchrotron (SIS). Afterwards they are send through a stripper target, where they lose there electrons in collision with the target atoms. Then they are injected into the Experimental Storage Ring (ESR). The ESR is the rst part of the deceleration, where the ions are decelerated to energy of 4 MeV/u. The second part is a linear decelerator, which decelerates the ions from 4 MeV/u down to 6 keV/u. As a result of the deceleration the ions are slow enough to be trapped and cooled in a Penning trap.

In a Penning trap charged particles are conned by a superposition of a homogeneous magnetic eld and a harmonic electric potential. At HITRAP a super conducting magnet provides a magnetic eld of 6 Tesla. This allows also for a so-called nested trap conguration, which allows for simultaneous trapping of positive and negatively charged particles, so that electron cooling can be applied.

A concise description of trapping principles and main features of the Cooler Trap is given.

The requirements for the Cooler Trap are challenging and determine its special design. The trap must catch and store 105 highly charged ions every s. 109–1010 electrons have to be conned at the same time in the trap in order to perform electron cooling of the hot ion cloud.

The measurement procedure of the electron storage time is presented.

The process of the calibration of a magnetic probe installed in a dened position on the outer shield of the 6T magnet is described. A portable instrument that accepts detachable Hall probes to measure magnetic ux is the MODEL 6010 / TESLAMETER from the company Sypris.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ПРОБЛЕМЫ УЧЕТА И КОНТРОЛЯ УРАНА В ОТКРЫТОМ ЯДЕРНО-ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ Ю.В. Недбайло Национальный исследовательский Томский Политехнический университет кафедра физико-энергетических установок nyv2005@mail.ru Мировая тенденция к ядерному разоружению, наряду с растущим беспокойством по поводу возможности применения делящихся материалов в злоумышленных целях, увеличивает значимость учета и контроля на предприятиях ядерно-топливного цикла. В связи с этим система по учету и контролю ядерных материалов призвана обеспечить заинтересованные организации надежной информацией о виде, количестве и местонахождении ядерных материалов [1].

Поскольку в настоящее время в ядерной энергетике наибольшее распространение получил урановый цикл, в данной работе был проведен анализ эффективности и уязвимости системы учета урана в открытом ядерно-топливном урановом цикле на основе таких критериев как: свойства ядерного материала, значимое количество, уровень обогащения и др [2].

Проведенный анализ показал, что наиболее уязвимыми стадиями открытого ядерно-топливного цикла являются обогатительное производство и производство по изготовлению ядерного топлива. Для решения проблем, связанных с учетом и контролем на выделенных стадиях, было предложено:

- провести усовершенствование существующих методов измерений;

-провести подбор оборудования для обеспечения требуемой точности измерений;

- разработать новых методов измерений.

Список литературы:

1. IAEA Nuclear Material Accounting Handbook, Services Series No. 15, IAEA, Vienna (2008): p.4.

2. IAEA Safeguard Techniques and Equipment, International Nuclear Verication, Series No.1, IAEA, Vienna (2003): p.8-18.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами МЕСТО БАЗЫ ДАННЫХ В АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЕ УЧЕТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ А.В. Годовых, Ю.В. Никифорова Национальный Исследовательский Томский Политехнический Университет, физико-энергетические установки Основная цель мероприятий по учету и контролю ЯМ – предотвращение хищений и его несанкционированного использования. Учет – одно из мероприятий, обеспечивающих выполнение этой цели, который должен осуществляться своевременно и на должном уровне. В связи с этим возникает необходимость создания компьютеризированной СУиК ЯМ.

В данной работе рассмотрены основные представления о создании простейшего интерфейса для ввода и просмотра данных, сортировки информации и создании запросов к базе данных. Спроектирована учебная БД, иллюстрирующая основные функции СУиК ЯМ. Проектирование данной БД осуществлялось путем выполнения следующих задач:

- анализ сущностей (информационное моделирование);

- построение модели данных (результат анализа сущностей);

- построение модели процессов;

- проектирование БД.

[2] Проектирование БД осуществлялось путем связывания моделей данных и моделей процессов методом «последовательного» проектирования. В последующем эта модель БД была реализована в программном средстве MS Access. Реализация БД в MS Access – было необходимо для проверки правильности построения логической модели. Обзор и анализ выявили, что при проектировании БД наиболее целесообразно применение «параллельного»

метода проектирования, т.к. он является намного эффективнее и увеличивает возможность выявления ошибок. В данной работе этот метод рассмотрен более подробно. [1] Список литературы:

1. Кондаков В.В., Компьютеризированные системы учета и контроля ядерных материалов: Лабораторный практикум, М.: МИФИ, 2002,112с;

2. Разработка программного обеспечения для учета и контроля ядерных материалов. Анализ требований, УМЦУК г. Обнинск, 2006, 122с.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ОБРАЗОВАНИЕ ОТЛОЖЕНИЙ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ М.Е.Силаев, Ю.Е. Перевалова (Россия, г. Томск, Национальный Исследовательский Томский Политехнический Университет, Физико-технический институт, 634050, пр. Ленина, 30 Тел.: 8 (3822) 42-39-80, Факс: 8 (3822) 42-39-34,) Появление отложений в технологических трактах производственных линий, предназначенных для перемещения рабочих тел ядерных и радиоактивных (в том числе активированных в нейтронном поле) материалов является следствием протекания в них физических и химических процессов, имеющих неизменяемую природу. В определенных условиях и при длительной эксплуатации оборудования количество отложений может стать существенным, что в свою очередь может привести к возникновению проблем.

В случае, если количество отложений является значимым с точки зрения ведения учета и контроля ядерных материалов, то возникает необходимость в проведении такого учета. Учет может организовываться по месту возникновения отложений, либо путем извлечения материала для переноса его к месту хранения.

Условия осаждения определяются технологическими параметрами потоков рабочих тел в трактах, а также свойствами материалов рабочих тел.

Поэтому изменять условия отложений в ходе производственного процесса оказывается практически невозможно[1].

Для контроля отложений могут использоваться переносные (портативные) гамма–спектрометрические системы, а также дозиметрические и радиометрические устройства. Для анализа результатов измерений и получения количественных характеристик отложений используются две методики:

определение массовой поверхностной плотности;

использование принципа «обобщенной геометрии».

Список литературы:

1. Измерение массы отложений ядерных материалов. Методические материалы курса. / Серия Неразрушающий контроль ядерных материалов/ Учебно-методический центр по учету и контролю ядерных материалов – Обнинск, 2006 г.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами ПРОБЛЕМЫ ГЛУБОКОГО ГЕОЛОГИЧЕСКОГО ЗАХОРОНЕНИЯ РАО А.В.Мокробородова НИ ТПУ, Кафедра физико-энергетических установок, alenka2141@tpu.ru Эксплуатация АЭС имеет особенности в виде необходимости утилизации топлива. Сегодня, для хранения высокоактивного отработавшего ядерного топлива используются глубокие геологические захоронения. Одна из проблем таких хранилищ состоит в выборе площадки для оборудования такого хранилища. С геологической точки зрения достаточно сложно дать прогноз о стабильности участка на длительный срок. Ученые скептически относятся к возможности дать такой прогноз. На сегодняшний день нет четко разработанных критериев выбора площадок и технологий построения хранилища. Сложно судить о преимуществах и недостатках технологий пока они на стадии проектирования.

Вторая проблема в том, что такое хранилище должно быть целесообразным экономически. Такой проект требует огромных капиталовложений и необходим только таким странам, как США, Германия, Япония, Россия, Китай. Только они производят значительное количество высокоактивных отходов.

У этого вида захоронения достаточно много преимуществ, однако сложная техническая реализация. Это объясняется большой ответственностью перед серьезной экологической угрозой распространения отходов в окружающую среду.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи РАЗРАБОТКА АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОЙ И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ Ш.П. Самусенко, *Ю.А Чурсин «Национальный исследовательский Томский политехнический университет», кафедра ЭАФУ, *e-mail: _ju_@sibmail.com В последние годы, во всем мире существенную озабоченность вызывают процессы, связанные с изменением экологической ситуации, и возникновением чрезвычайных ситуаций техногенного или природного характера [1].

В работе проведен аналитический обзор информационных источников разработок в области систем общего мониторинга и АСКРО, функционирующих в России и за рубежом, а также теоретическое исследование влияния возможных источников природных и техногенных воздействий на окружающую среду, с целью определения структуры автоматизированной системы экологического мониторинга (АСЭМ) Томской области.

Основными нерешенными проблемами для большинства АСЭМ России являются: моральное устаревание;

недостаточная достоверность получаемых данных;

низкая надежность;

высокая стоимость эксплуатации;

узкая специализация;

отсутствие общих координационных центров.

Для решения этих проблем и построения комплексной системы экологического мониторинга Томской области с использованием опыта внедренных систем мониторинга [2] был создан научный задел [1], позволяющий провести эффективную разработку АСЭМ.

Работа выполнена в рамках федеральной целевой программы «Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития научно-технологического комплекса России на 2007-2013 годы».

Литература.

Анализ систем радиационного, экологического и химического мониторинга с целью выбора оптимальной для томской области системы / Чурсин Ю.А., Байдали С.А., Назаров В.А., Ливенцов С.Н.//Экологические приборы и системы ISSN 2072-9952. – 2011;

№8. – С. 25–32.

Пат. RU 2007119006 A Российская Федерация. Способ разведки и мониторинга радиационной обстановки и устройство для его реализации / Сильников Е.С., Ищенко Б.И., Назаров В.А. // Опубл.: 27.11.2008 – 4 с.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ТРИТИЯ В ВОДОЕМАХ, НАХОДЯЩИХСЯ В РАЙОНЕ РАСПОЛОЖЕНИЯ БЕЛОЯРСКОЙ АЭС А.Э. Чуркина Национальный исследовательский Томский политехнический университет Физико-технический институт, кафедра прикладной физики annachurkina89@mail.ru Одна из основных задач радиоэкологии заключается в оценке и контроле выбросов основных дозообразующих радионуклидов с АЭС. К ним относятся и так называемые радионуклиды глобального загрязнения атмосферы – тритий.

В вопросах радиационной безопасности АЭС тритий занимает особое место. Установлено, что удельный вклад поступления трития с вдыхаемым воздухом и через кожные покровы составляет 15-20% от дозы, обусловленной фактическим содержанием трития в организме. С продуктами питания и питьевой водой поступает 80-85% этого радионуклида, обладающего большой миграционной способностью. Соответственно контроль трития необходим и очень важен. [1] Контроль трития в водных объектах окружающей среды на Белоярской АЭС проводится с использованием жидкостно-сцинтилляционного спектрометра “Guardian” фирмы “Wallac”(Финляндия) по утвержденной методике. Результаты измерений обрабатываются с помощью программы Easy Count 00. [2] Пробоотбор проведен летом 2010 и 2011 гг. в 12 точках, 6 из которых находятся на территории БАЭС и 6 вблизи расположения объекта. Количество измеренных проб составило 24. По результатам измерений максимальное значение выявлено в нагорной канаве – 453,0 Бк/л, а минимальное значение в реке Каменка – 4,0 Бк/л.

Количественное содержание трития в воде открытых водоемов вблизи расположения Белоярской АЭС значительно ниже уровня вмешательства, который по НРБ-99/2009 равен 7,6·103 Бк/л. [3] Литература.

1. Основы радиационного контроля на АЭС. Учебное пособие/ Под ред. В.А. Кутькова и В.В. Ткаченко.-Москва-Обнинск:концерн «Росэнергоатом»,ИАТЭ,2005.-268 с.

2. Методика выполнения измерений объемной активности трития в пробах воды с применением жидкосцинтилляционных спектрометрических радиометров. Москва 3. Нормы радиационной безопасности 99/ СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ИЗУЧЕНИЕ ЗАГРЯЗНЕНИЯ АТМОСФЕРНОГО ВОЗДУХА ХИМИЧЕСКИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ В ЗОНЕ ДЕЙСТВИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ОБЪЕКТОВ НА ПРИМЕРЕ ТЭЦ ГОРОДОВ НОВОСИБИРСК И БАРНАУЛ Рогова Н. С., Федулов А. А., Родионова Е. П.

Научный руководитель: Рыжакова Н.К., доцент Национальный исследовательский томский политехнический университет, 634050, Россия, г. Томск, пр. Ленина, 30, кафедра прикладной физики, Е-mail: elerod08@mail.ru Метод мхов-биоиндикаторов, основанный на анализе содержания химических элементов в лесных наземных мхах, на протяжении многих лет используется для регионального мониторинга загрязнения атмосферы тяжелыми металлами [1]. Наиболее оптимальными тест-объктами при изучении загрязнения от локальных источников являются эпифитные мхи, произрастающие на коре деревьев – тополей и осин, широко распространенных на урбанизированных территориях [2].

В данной работе в качестве локальных источников загрязнения рассмотрены ТЭЦ-5 г. Новосибирск и ТЭЦ-3 г. Барнаул, работающие на угле.

Содержание химических элементов определяли с помощью нейтронно активационного анализа на реакторе ИРТ-Т ТПУ г. Томска [3].

Наиболее высокие концентрации тяжелых металлов и других химических элементов обнаружены в выбросах ТЭЦ-3 г. Барнаула.

Показано, что на количество выбросов ТЭЦ оказывает большое влияние тип используемых углей, а так же система очистки выбросов.

Литература:

1. Frontasyeva M. F., Steinnes E., Lyapunov S. M., Cherchintsev V. D., Smirnov L. I. Biomanitorivg of heavy metal deposition in the South Ural region:

some preminary results obtaind by nuclear and related techniques. J. Radioanal.

Nucl. Chem., v. 245, № 2, (2000), 415 – 420.

2. Борисенко А. л., Рыжакова Н. К., Меркулов В. Г., Рогова Н. С.

«Метод определения загрязнения атмосферы тяжелыми металлами и другими химическими элементами с помощью эпифитных мхов-биомониторов», 2007 г..

3. Кузнецов Р. А. Активационный анализ. – М.: Атомиздат, 1967.

Секция 1. Обращение с ядерными материалами АВТОМАТИЗИРОВАННЫЙ СБОР ДАННЫХ В СИСТЕМЕ УЧЕТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ Е.А. Носкова «НИ ТПУ», ФТИ, ФЭУ, noskovaea@tpu.ru В настоящее время система учета и контроля (СУиК) ядерных материалов (ЯМ) переживает техническое перевооружение, связанное, в первую очередь, с компьютеризацией учета и автоматизацией идентификации, контроля и измерений ЯМ. Поэтому, эти системы включают множество различных мероприятий и технических средств. Главная задача, которая встает при разработке УиК ЯМ, заключается в рациональном их сочетании в рамках связанной системы мер и средств. Для решения этой задачи требуется системный подход, отвечающий требованиям реализуемой СУиК ЯМ совместно с возможностями системы автоматизированного сбора данных (АСД).

Система АСД, в свою очередь, необходима для получения точной и актуальной информации об изменениях, происходящих с ЯМ. Для этого в рамках единого информационного пространства контролируемого объекта рационально организовать и использовать базу данных, в которую, например, при помощи штрих-кодового оборудования заносятся сведения об учетных единицах (УЕ): местоположение;

вес;

материал;

изотопный состав;

обогащение, и т.д.

Как видим, АСД обеспечивает надежную идентификацию объектов, автоматическое считывание и ввод в компьютерную систему необходимого объема информации в реальном масштабе времени. Помимо удобства, оперативности и снижения ошибок это дает возможность сократить количество необходимых терминалов в цехах и на складе. Наличие своевременного доступа к объективным данным позволяет точно планировать производственные ресурсы и отслеживать выполнение поставленных задач.

Список использованных источников:

Положения о системе государственного учета и контроля ядерных материалов: №352, 06.05.2008г СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи Секция 2. Технологии водородной энергетики КИНЕТИКА ГИДРОГЕННЫХ ФАЗ В ПАЛЛАДИИ И ТИТАНЕ Р.М. Галимов, Н.А. Тимченко, А.Н. Шмаков* Национальный исследовательский Томский политехнический университет, кафедра общей физики, fti@tpu.ru * Сибирский центр синхротронного и терагерцового излучения ИЯФ СО РАН, ssrc@inp.nsk.ru Важной проблемой современной физики конденсированного состояния является проблема взаимодействия водорода с материалами. Для детального понимания процессов водородного охрупчивания металлов необходима детальная информация об атомной и электронной структурах систем метал– водород [1].

Методами порошковой дифрактометрии с временным разрешением исследована кинетика фазового перехода PdPdН в процессе электролитического насыщения и обратного фазового перехода PdHPd при нагревания палладиевого образца со скоростью 2 градуса/мин.

Установлено, что фаза гидрида палладия начинает образовываться одновременно с началом электролитического насыщения и становится единственной после насыщения при плотности тока 0.01А/м2 в течение 90минут. Обратный фазовый переход PdHPd начинается при 132С и заканчивается при 150С.

После электролитического насыщения водородом в титане не происходит изменения параметров кристаллической решетки исходного образца. На дифрактограмме не наблюдается сдвигов положений всех рефлексов, происходит только уширение некоторых рефлексов, а также появляются новые рефлексы TiH2 и TiH1,5, которые свидетельствуют об образовании в титане гидрогенных фаз. Образование данных фаз начинается после 45 минут и заканчивается после 130 минут насыщения водородом при плотности тока 0.1А/м2.

После нагрева образца со скоростью 2 градуса/мин. водород начинает выходить при 100С. При 170С на дифрактограммах отсутствуют фазы гидрида титана.

Список литературы:

1. C h e r n o v I. P., C h e r d a n t s e v Yu. P., L i d e r A. M [et al.]. Inuence of Hydrogen and Helium Implantation on the Properties of Structural Materials //Journal of Surface Investigation. X-ray, Synchrotron and Neutron Techniques, 2008 - т. 2, - № 2. - c. 207-211.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи СОРБЦИЯ ВОДОРОДА УГЛЕРОДНЫМИ МАТЕРИАЛАМИ, СОДЕРЖАЩИМИ УГЛЕРОДНЫЕ НАНОТРУБКИ Л.В. Гулидова*, А.М.Лидер, А.Г. Жерлицын, В.П. Шиян Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Физико-технический институт l_gulidova@sibmail.com * В настоящее время ни один из существующих методов хранения водорода (под высоким давлением, в адсорбированном состоянии при пониженных температурах, в жидком состоянии, в виде гидридов металлов и интерметаллических соединений) не позволяет осуществить безопасное обратимое хранение и компактную транспортировку газообразного водорода [1]. Резервуарами хранения водорода могут служить углеродные нанотрубки, что определяет большое количество исследований посвящённых изучению особенностей сорбции водорода.

Была исследована сорбционная способность образцов высокодисперсного углеродного материала, полученного конверсией природного газа, осуществляемой в проточном реакторе волноводного типа в присутствии СВЧ-разрядах. Накопление водорода исследовалось в образцах, содержащих 68 и 83 масс.% многостенных углеродных нанотрубок, соотвественно.

Содержание в углеродном материале нанотрубок напрямую связано с сорбционными свойствами материала. Увеличение содержания углеродных нанотрубок с 68% до 83% приводит к увеличению сорбционной емкости материала в 1,5 раза. Проведенное исследование доказывает высокую эффективность использования материала, полученного конверсией природного газа, в качестве сорбента водорода.

Работа выполнена при финансовой поддержке ФЦП „Научные и научно-педагогические кадры инновационной России” на 2009-2013 г.г.

Список литературы:

1. Тарасов Б.П., Гольдшлегер Н.Ф. Сорбция водорода углеродными наноструктурами. – Альтернативная энергетика и экология, 2002. №3. – С.20-38.

2. Жерлицын А.Г., Шиян В.П., Медведев Ю.В., Галанов С.И., Сидорова О.И. Получение углеродного наноматериала и водорода из природного газа под действием СВЧ-излучения // Известия вузов.

Физика. - 2007. - №10/3. - С.280-284.

Секция 2. Технологии водородной энергетики ПРОБЛЕМЫ ВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ С.Г. Катушонок НИ ТПУ, ОНХ,genchem@mail.ru Институт физики высоких технологий, vvl@tpu.ru Увеличение потребностей в энергии и вызванный этими факторами рост цен на нефть и природный газ, безусловно, приведут к изменению ресурсной базы энергоносителей. Использование водородной энергетики рассматривается как один из ключевых факторов устойчивого развития общества на долгосрочную перспективу.

Одной из проблем водородной энергетики является создание эффективных и экологически чистых технологий.В настоящее время основные пути производства водорода:паровая конверсия метана и природного газа,газификация угля,электролиз воды,пиролиз ичастичное окисление углеводородов,биотехнологии.

Один из наиболее перспективных методов получения водорода является реакция нанопорошка (НП) AlcH2O. Известно, что компактный металлический Al – это один из наиболее активных металлов, который при обычных условиях всегда покрыт тонкой сплошной оксидной пленкой, которая предохраняет металл от взаимодействия с кислородом и парами воды с разбавленными растворами. При нарушении же целостности оксидной пленки, которое может быть достигнуто обработкой металла щелочами и кислотами, Alначинает активно взаимодействовать с H2O.Формально уравнение реакции Alс H2O, без учета возможных превращений Al(OH)3, можно представить в виде: 2Al+6H2O=2Al(OH)3+3H2. Для НП Alможет реализован более энергоэффективный процесс: 2Al+3H2O=Al2O3+3H2.

Комплексное использование продуктов взаимодействия НП AlcH2O, утилизация тепла и эффективное функционирование энергетического цикла на основе НП Al – это реальная технология газообразного H2для водородной энергетики совсем недалекого будущего.

Список литературы:

1. КозловС.И., Фатеев В.Н. Водородная энергетика: современное состояние, проблемы, перспективы / Под ред. Е.П. Велихова. – М.:

Газпром ВНИИГАЗ, 2009. – 520с.

2. Ильин А.П., Коршунов А.В., Толбанова Л.О.Применение нанопорошка алюминия в водородной энергетике. Известия Томского политехнического университета. – 2007. Т. 311. № 4.С.10-14.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ВЛИЯНИЕ ЭЛЕКТРОННО – ПУЧКОВОЙ ОБРАБОТКИ АНОДНОЙ ПОДЛОЖКИ И МАГНЕТРОННОГО НАНЕСЕНИЯ ЭЛЕКТРОЛИТА НА ХАРАКТЕРИСТИКИ ТВЕРДООКСИДНОГО ТОПЛИВНОГО ЭЛЕМЕНТА А. Н. Ковальчук Научный руководитель: доцент, к. т. н. Соловьев А. А.

Томский политехнический университет, ВЭПТ, artemija@sibmail.com Твердооксидный топливный элемент (ТОТЭ) – это многообещающий способ производства энергии в будущем. Их привлекательность обусловлена, прежде всего, высокой эффективностью прямого преобразования химической энергии топлива в электричество. На сегодняшний день фактором, сдерживающим широкое распространение этого вида топливных элементов (ТЭ), является их высокая рабочая температура ~ 8000 – 10000 С.

Для создания коммерческого и эффективного ТОТЭ необходимо решить актуальнейшую задачу – снизить его рабочие температуры до 6000 – 7500 С, что может быть достигнуто либо за счет использования новых материалов электролита, обладающих высокой ионной проводимостью при пониженных температурах, либо путем уменьшения толщины основных функциональных слоев ТЭ, и, в первую очередь, толщины электролита [1].

В связи с выше указанными проблемами объектом исследования являются ультратонкие низкотемпературные ТОТЭ. Цель данной работы – выявление степени влияние электронно-пучковой обработки (ЭПО) анодной подложки и электролита ТОТЭ, нанесенного методом магнетронного распыления на характеристики ТОТЭ для снижения рабочих температур. Задача работы является исследование вольтамперных и мощностных характеристик ТОТЭ в интервале температур 5500 – 8000 С, изготовленных с использованием различных технологических приемов. В настоящее время используемыми материалами для элемента являются: проводящий по ионам кислорода диоксид циркония, стабилизированный оксидом иттрия (YSZ), электролит, манганит лантана стронция (LSM) — катод, никелевый кермет (Ni + YSZ) — анод.

Список литературы:

1. Соловьев А. А., Сочугов Н. С., Шипилова А. В., Ротштейн В. П., Тумашевская А. Е., Ефимова К. Б. Формирование тонкопленочного ZrO2-Y2O3 электролита ТОТЭ методами импульсной электронно – пучковой обработки и магнетронного распыления//Вестник МИТХТ.

– 2010. – Т. 5. №1. – с. 51-56.

Секция 2. Технологии водородной энергетики ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ВОДОРОДА В МАТЕРИАЛАХ ДЛЯ ТЕХНОЛОГИЙ ВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В.С.Сыпченко, Н.Н.Никитенков, Ю.И.Тюрин Национальный исследовательский Томский политехнический университет 634050, Россия, Томск, пр. Ленина, E-mail:sypchenkov@mail.ru Одной из проблем водородной энергетики является проблема создания дешевых материалов для узлов топливных элементов и материалов накопителей для хранения и транспортировки водорода. Настоящий доклад посвящен второй из указанных групп материалов.

Проведены исследования закономерностей насыщения водородом нано- и крупнокристаллических образцов титана из плазмы 2-х типов:

высокочастотного и тлеющего разрядов. Сделаны выводы: структура образцов по-разному воспринимает и связывает внедренный водород в зависимости от условий внедрения;

наиболее эффективным, в плане накопления водорода, оказывается внедрение в нанокристаллические образцы из плазмы высокочастотного разряда. Исследования показали, что нанокристаллический сплав титана ВТ-6 является очень перспективным материалом для создания аккумуляторв водорода.

Исследовались спектры термостимулированного выхода водорода из материалов для водородной энергетики на особенности накопления водорода титаном, палладием и сталью марки 12Х12М1БФР (металлов, существенно различных в отношении растворимости водорода) из сред разного агрегатного состояния. Сделаны выводы в отношении порядка заполнения высоко- и низкотемпературных ловушек в зависимости от металла и способа насыщения. Плазма высокочастотного разряда является наиболее средой (с точки зрения чистоты) для зарядки гидридных аккумуляторов водорода).

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи Секция 3. Ядерно-топливный цикл ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ Степанов Б.П., *Базарова А. Н.

Томский политехнический университет, кафедра физико-энергетические установки, sbp@tpu.ru *Томский политехнический университет, ruslan-almira96@mail.ru Одной из задач развития и использования ядерных технологий является обеспечение безопасного применения ядерных материалов на всех стадиях технологического цикла, а также сохранение риска на его нынешнем уровне с целью недопущения использования ядерных материалов в противозаконных целях. В этой связи специфическая опасность деятельности определила особое внимание к формированию единого мирового подхода к обеспечению безопасности при использовании ядерных технологий.

Целью работы является анализ подходов по обеспечению безопасности при использовании современных ядерных технологий.

В процессе работы были рассмотрены нормы МАГАТЭ по безопасности и новая структура стандартов. На основе рассмотренных документов выделены основные цели безопасности, ее принципы и концепции обеспечения.

В процессе проделанной работы при изучении международных документов проведен анализ возможных подходов к реализации мероприятий обеспечения безопасности при использовании ядерных технологий. Установлено, что современные подходы являются необходимыми и обязательными компонентами в вопросах безопасного развития атомной энергетики.

Список литературы:

Международное агентство по атомной энергии. МАГАТЭ за работой.2004.– http:// www.un.org/russian/ga/iaea/iaea_at_work.pdf Structure of the IAEA safety standards and current status. Vienna, May 2009. – http: // www-ns.iaea.org /downloads/ standards /status.pdf Long term structure of the IAEA standards and current status. Vienna, October 2011. - http: // www-ns.iaea.org /downloads/ standards/status.pdf СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ПРИМЕНЕНИЕ ГИБКИХ ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ СИСТЕМ (ГПС) В ПРОЦЕССАХ РАЗДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПОВ.

В.С. Балашков, А.П. Вергун Национальный исследовательский Томский политехнический университет Гибкая производственная система ГПС (CIM - Computer Integrated Manufacturing) обеспечивает способность оперативной перенастройки всего производства в целом для изготовления различных изделий (от проведения поисковых исследований до изготовления изделий), определенных петлей производственного цикла. [1] Применение ГПС на разделительном производстве возможно непосредственно в самом процессе производства, но в большей степени в процессах обслуживающих основное производство (проведение анализов, мойки оборудования и пр.). Так, например: возможно создание такой ГПС при использовании которой потребности участия персонала в мойке стандартного оборудования сведется к минимуму.

Сущность концепции гибкого производства состоит в том, что она позволяет переходить с выпуска одного продукта на выпуск другого продукта практически без переналадки технологического и любого другого оборудования;

если же в каких-то случаях и требуется переналадка, то она осуществляется одновременно с выпуском предыдущего изделия. Данное обстоятельство позволит снизить экономические издержки, появляющиеся в результате перенастройки оборудования. [2,3] Еще один фактор, говорящий в пользу внедрения ГПС в атомной промышленности это минимизация вредного ионизирующего излучения воздействующего на персонал.

Для наиболее эффективного внедрения ГПС на производстве прежде всего необходимо разработать математическую и компьютерные модели ГПС.

Список литературы:

1. Журнал всесоюзного химического общества им. Д.И. Менделеева 1987г.

Т ХХХ11 № 2. Информация взята с сайта www.automates.ru 3. Кафаров В.В. Большие долги “малой” химии. Экономическая газета, 1986, 17 мая Секция 3. Ядерно-топливный цикл АНАЛИЗ АКСИАЛЬНЫХ КСЕНОНОВЫХ КОЛЕБАНИЙ, ВОЗНИКАЮЩИХ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР ПРИ ПЕРЕХОДЕ ОТ ПЯТИЛЕТНЕГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА К ТОПЛИВНОМУ ЦИКЛУ С УВЕЛИЧЕННОЙ ДЛИТЕЛЬНОСТЬЮ КАМПАНИИ (18 МЕСЯЦЕВ) НА ОСНОВЕ ТВСА АЛЬФА-PLUS, НА ПРИМЕРЕ ПЕРВОГО БЛОКА КАЭС Буковецкий А.В., Марченко В.О.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет В настоящее время в атомной энергетике России особое внимание уделяется повышению экономической эффективности эксплуатации реакторных установок ВВЭР -1000. Экономический эффект может быть получен за счет внедрения усовершенствованных топливных циклов, которые позволят снизить количество загружаемых свежих ТВС при одновременном увеличении длительности топливных кампаний. Результаты внедрения перспективных топливных циклов хорошо видны на примере Калининской АЭС. Для топливных циклов с использованием серийных ТВС возникла проблема повышенной деформации кассет, что ограничило длительность работы загрузок и глубину выгорания топлива.

С 1998 года на Калининской АЭС начато внедрение ТВСА - ТВС нового поколения. Положительные результаты испытаний ТВСА позволили разработать широкий спектр перспективных топливных циклов, часть из которых была внедрена на 1 и 2 блоках Калининской АЭС. Одним из перспективных топливных циклов также является трехлетний топливный цикл с кампанией загрузки 18 месяцев.

Достижение трехлетнего топливного цикла возможно при использовании ТВС альтернативной конструкции с увеличенной высотой топливного столба (ТВСА PLUS).

В докладе кратко рассмотрено так называемое явление ксеноновых колебаний, к возникновению которого приводит эффект нестационарного (т.е. меняющегося во времени) отравления ксеноном. Ксеноновые колебания – периодическое изменение во времени параметров активной зоны, вызванное нестационарным отравлением ксеноном, различающимся по фазе в разных частях активной зоны.

Предположим, что в результате некоторых процессов отравление ксеноном в одной части зоны стало выше, чем в другой. Тогда, из-за повышенного отравления поток нейтронов в этой части уменьшится. Если при этом общая мощность зоны поддерживается на постоянном уровне, то в другой части зоны поток увеличится.

Это приведет к отравлению той части зоны, где поток меньше и к разотравлению той части, где поток выше, т.е. первоначально внесенное возмущение будет усиливаться.


Если при этом в активной зоне существуют такие условия, что изменение потока в какой-либо части зоны сильно влияет на поток в остальных частях зоны, то этот процесс быстро затухнет. Такая зона называется физически маленькой. В физически СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи большой зоне изменения потока в одной части мало сказывается на остальных частях. Поэтому процесс отравления и разотравления в разных частях зоны происходит независимо. Это приводит к тому, что величина потока в этих частях периодически изменяется в противофазе – в одной части (разотравляющейся) поток увеличивается, в другой (отравляющейся) поток снижается.

В ВВЭР-1000 ксеноновые колебания происходят в основном между верхней и нижней частями активной зоны – т.н. аксиальные колебания. При этом изменяется значение офсета (показатель неравномерности осевого энерговыделения – вычисляется как отношение разности мощности в нижней и верхней частях зоны к их сумме умноженное на два). В начале кампании активная зона устойчива к ксеноновым колебаниям, в середине кампании устойчивость снижается, а в конце кампании в зоне могут возникать самоподдерживающиеся колебания и колебания с возрастающей амплитудой. Это говорит о том, что зона становится физически больше. Этот эффект, по всей видимости, связан с изменением формы поля энерговыделения в процессе выгорания загрузки.

В работе так же показана неустойчивость 18-месячной загрузки к Хе колебаниям, что в конце кампании (~после 300 эф.сут.) приводит к дополнительным трудностямуправленияинеобходимостиихрегулированияспомощьюконцентрации борной кислоты, что вызывает необходимость дополнительного водообмена в первом контуре и значительно увеличивает количество жидких радиоактивных отходов. Сложность регулирования ксеноновыми колебаниями 18-месячными топливными загрузками проиллюстрирована на примере, показывающем реальный процесс управления ксеноновыми колебаниями 18-месячной и одногодичной загрузок КАЭС.

Список литературы:

1. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и эксперимен-тов для топливных загрузок ВВЭР-1000. РД ЭО 0501 - 03, Москва, 2003 г.

2. Большагин С.Н., Томилов М.Ю. Программа БИПР-7А (Версия 1.2).

Описание применения. РНЦ КИ инв. № 32/1-54-97, Москва, 3. Томилов М.Ю., Большагин С.Н. и др. Комплекс программ КАСКАД.

Описание применения. РНЦ КИ инв № 32.1-56-97, Москва, 4. ЮТАЯ.506212.008ТП. Сборка тепловыделяющая ТВСА-PLUS. Ведомость технического проекта.

5. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов : учебное пособие / Г. Г. Бартоломей, Г. А. Бать, В. Д. Байбаков, М. С.

Алтухов. — М. : Энергоиздат, 1982. — 511 с.

Секция 3. Ядерно-топливный цикл РАЗРАБОТКА СТЕНДА ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА НА ОСНОВЕ СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ГАММА-СПЕКТРОМЕТРА INSPECTOR-1000.

Б у ко в е ц к и й А. В.

Национальный исследовательский Томский политехнический университет На ядерных объектах существует несколько типов высокоактивных источников радиации: технологическое оборудование (включая ядерный реактор), радионуклидные источники нейтронов и гамма-излучения, радиоактивные отходы, отработанное ядерное топливо.

При обращении с высокорадиоактивными материалами важно контролировать не только интегральную мощность дозы излучения, но и радионуклидный состав материалов и мощность дозы от наиболее активных излучателей. Поэтому наряду с использованием дозиметров нейтронов и гамма-излучения весьма полезным является применение спектрометров излучений, прежде всего гамма-спектрометров. Особый интерес при этом представляют переносные и носимые гамма-спектрометры, так как с их помощью гораздо проще осуществлять неразрушающий контроль радиоактивных материалов непосредственно в местах их расположения.

В настоящее время для спектрометрии гамма-излучения традиционно используются детекторы на основе Ge и NaI. Спектрометры гамма-излучения значительно различаются по характеристикам и стоимости, и выбор прибора для конкретных задач зависит от совокупности многих факторов.

В гамма-спектрометре InSpector-1000 используется нестабилизированный сцинтилляционный блок детектирования на основе кристалла NaI(Tl).

Научно-исследовательская работа «Разработка стенда для измерения обогащения урана на основе гамма-спектрометра InSpector-1000» состоит из нескольких основных организационных частей:

• Разработка и создание коллиматора;

• Расчёт токовых и потоковых характеристик поля исследуемого образа;

• Разработка и создание рабочего стенда для измерения обогащения урана;

• Изучение влияния основных факторов на результаты определения обогащения урана.

Используемое аппаратурное оснащение являются наиболее передовыми, СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи в своем классе, и широко используется в производственных условиях, а также при выполнении инспекций МАГАТЭ для обеспечения гарантий.

Коллиматора изготавливается из сплава тяжелого металла (свинца) для уменьшения влияния фона на результаты измерений.

Список литературы:

1. Методы измерений ядерных материалов: учеб.пособие для вузов / Бушуев А.В. – М.: МИФИ, 2001. – 172 с. – ISBN 5-7262-0386-0.

2.

Защита от ионизирующих излучений. Физические основы защиты от излучений. Т 1,2 / Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. – М.:

Атомиздат, 1980.

Секция 3. Ядерно-топливный цикл РАСЧЕТ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ТВС ТИПА ИРТ-3М М.В. Воронин, А.Г. Наймушин Национальный исследовательский Томский политехнический университет, кафедра ФЭУ Целью данной работы являлось изучение теплофизических параметров реактора ИРТ-Т при номинальной мощности 6МВт. Также необходимо было оценить плотность потока тепла с поверхности твэлов, распределение температуры по твэлам и сборкам реактора и соответствие предельно допустимым значениям.

Актуальность данной работы связана с планируемым повышением мощности реактора ИРТ-Т до мощности 10…12 МВт и необходимостью оценки теплофизических параметров работы твэлов на этой мощности.

В работе были использованы специализированные программы: ТГРК, FELM и MCU5.

Полученные оценки распределений энерговыделения для номинального уровня мощности реактора ИРТ-Т 6 МВт для шести- и восьмитрубной ТВС были использованы для оценки температурных режимов работы наиболее энергонапряженных ТВС.

С помощью программ ТГРК, FELM и MCU5TPUразработана методика определения энергетических и теплофизических характеристик реактора ИРТ-Т, проведен расчет температурных режимов работы его твэлов. Получено детальное распределение температурных полей в объеме ядерного реактора.

Показано, что при номинальной мощности реактора ИРТ-Т температурные режимы работы твэлов укладываются в предельные значения.

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. Грачев В.Д. Некоторые вопросы математической реализации метода конечных элементов в задачах реакторной теплофизики: Препринт НИИАР-6(652). – М.: ЦНИИатоминформ, 1985. – 21 с.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи УСТАНОВКА ДЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ АЗОТНЫХ И ГЕЛИЕВЫХ ТЕМПЕРАТУРАХ НА ГЭК-8 ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ИРТ-Т М.К. Занин, С.Б. Козловский Томский политехнический университет, физико-технический институт Материалы, используемые в космических аппаратах, постоянно пребывают в условиях воздействия жесткого космического излучения, как первичного, так и вторичного. Космическое излучение состоит, примерно, на 90% из нуклонов, на 7% из ядер гелия, около 1% составляют более тяжелые элементы и около 2% приходится на электроны и прочее излучение.

Энергия излучений находится в пределах от нескольких кэВ до нескольких ГэВ. Работа в таких условиях ускоряет дефектообразование, приводящее к деградации эксплуатационных характеристик материалов.

В связи с этим возникает потребность в исследовании материалов, проявляющих большую стойкость к радиационному дефектообразованию, в условиях, близких к реальным, то есть при низких температурах и высоких плотностях потоков ионизирующих излучений. Данные исследования могут быть проведены на базе исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т. Для этого создается экспериментальное облучательное устройство при температурах 3…5 Кельвин. Устройство включает в себя криостат замкнутого цикла для нейтронографических исследований и систему сухой вакуумной откачки на базе турбомолекулярного насоса.

На данном этапе проводится моделирование активной зоны реактора.

Моделирование осуществляется при помощи программных модулей пакета MCU-5 (Monte Carlo Universal). Пакет MCU-5 позволяет получать интегральные и дифференциальные параметры потока нейтронов, формирующегося в горизонтальном экспериментальном канале реактора ИРТ-Т и выводимого в облучательное устройство.

Определенные спектр и значение плотности потока частиц в облучательном устройстве позволяют установить степень его подобия нейтронной составляющей космического излучения. Полученная информация необходима для воспроизведения условий пребывания материалов в космическом пространстве, особенно для случая космического аппарата с ядерным транспортным модулем.

Секция 3. Ядерно-топливный цикл МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНЫХ ПОЛЕЙ ПРИ СИНТЕЗЕ ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ ФИЗИКО ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК Д.С. Исаченко, М.С. Кузнецов, А.О. Семенов, М.К. Сейсенбаева Национальный исследовательский Томский политехнический университет Физико-технический институт Кафедра физико-энергетических установок e-mail: isachenko@tpu.ru В Томском политехническом университете ведутся разработки естественнонаучных основ технологии получения новых материалов методом самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС).

К ним относятся и материалы на основе борида вольфрама и карбида бора, которые используются в ядерной технике для изготовления защиты от сочетанных потоков ионизирующих излучений, в системах управления и защиты физико-энергетических установок (ФЭУ) [2–3]. Экспериментально установлен ряд преимуществ полученных материалов перед традиционными материалами по ядерно-физическим и теплофизическим характеристикам.

В тоже время они обладают существенным недостатком – достаточно плохо сопротивляются термическому удару. Термоударная стойкость необходима, т.к. в реальных условиях эксплуатации материалы ФЭУ подвергаются воздействию мощных потоков заряженных частиц.

Исследование структуры и анализ фазового состава материалов показали, что причиной указанного недостатка является многофазность конечного продукта. Одним из решений является введение в исходную шихту реакционно-способных добавок, которые в ходе синтеза вступают одна за другой в экзотермическую реакцию, повышая тем самым суммарный тепловой эффект.

В свою очередь, невозможно получить всего многообразия материалов, ограничиваясь лабораторными экспериментами. Отсюда возникает необходимость проведения предварительного расчетно-теоретического анализа процесса горения в той или иной двухкомпонентной системе.

Целесообразность и преимущества математического моделирования для решения практических задач очевидна для любой технологии, в том числе, для технологий СВС.

Авторами предложено использовать математическую модель, основанную на решении нестационарного двухмерного уравнения теплопроводности с подвижным источником тепловыделения:

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи 2 (1) qV T 1 T T T aT, r2 z r r CT t a(T) –, C(T) –, –, qV –.

(1) :

:

.

Tt 0 T :

T T (2) Tr4 R TS4, Tr TS 0, R r t rR r T T (3) Tz4 H TS4, Tz TS T0, H r t zH z –, – « »

, – -, TS –, T0 –, T –.

. 1, (. 1) (. 2),.

WB, :,.

,.

,.

,.

.

,.

Секция 3. Ядерно-топливный цикл. 2.

. 1.

0, 3,.

.

.2,.

2. WB W-B, :

,%.

0 WB;

WB2;

W2B5 WB;

WB2;

W2B5;

WO 15 WB;

WB2 WB;

WB2;

WO3;

Ni3Al,,,,,,.

:

1...,..,..,..,..

,, : //.– : -.–.

308, 6, 2005. –.80-83.

2...,..,.. //.:

/....–, 1975. –. 174-188.

3. Demyanuk D.G., Dolmatov O.Yu., Rychkevitch M.P. Application of Self-propagating High-temperature Synthesis to High-current Electronics // International Journal of Self propagating High-temperature Synthesis. – New York: Allerton Press, Inc. – Vol. 13.

2. 2004. – P. 183-192.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ПЕРЕВОД ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ НА НИЗКООБОГАЩЕННОЕ ТОПЛИВО Д.А. Иксанов, А.Г. Наймушин Национальный исследовательский Томский политехнический университет, ФЭУ, agn@tpu.ru Определение низкообогащенного урана (НОУ) было впервые использовано Комиссией по Атомной Энергии США в 1955 году. Такая же условность была позже использована МАГАТЭ, в которой низкообогащенный уран определяется как «обогащенный уран с содержанием менее 20 % изотопа U-235». МАГАТЭ классифицирует НОУ как «косвенный материал», что в свою очередь определяется как ядерный материал, который не может быть использован для «создания ядерного взрывного устройства без превращения или дальнейшего обогащения» [1].

В 1978 году в Аргонской Национальной Лаборатории (ANL) группой ученых при поддержке Департамента Энергетики (DOE) США была создана программа Снижения обогащения исследовательских и экспериментальных реакторов (ReduceEnrichmentforResearchandTestReactors – RERTR) [2].

Все больше и больше исследовательских реакторов включаются в программу конверсии. Самым распространенным типом НОУ топлива на сегодняшний день является дисперсионное топливо в алюминиевой матрице.

В то же время ведутся разработки перспективного высокоплотностного НОУ топлива на основе уран-молибденового сплава. Страны-владельцы исследовательских реакторов находятся на различных этапах выполнения программы конверсии.

Список литературы:

1. Alexander Glaser. On the Proliferation Potential of Uranium Fuel for Research Reactors at Various Enrichment Levels // Science and Global Security.

– Princeton, 2006, C. 2–4.

2. A. Travelli. The U.S. RERTR Program Status and Progress // International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. – Jackson Hole, 1997. – C. 3.

3. Alexander Glaser. Neutronics Calculation Relevant to the Conversion of Research Reactors to Low-Enriched Fuel: PhD thesis – Darmstadt, 2005. – 285 p.

Секция 3. Ядерно-топливный цикл ПРЯМОЕ ПЛАЗМЕННОЕ ПОЛУЧЕНИЕ ДВУОКИСИ УРАНА ИЗ ВОДНООРГАНИЧЕСКИХ КОМПОЗИЦИЙ А.А. Каренгин, А.Г. Каренгин, О.Д. Шахматова Томский политехнический университет, кафедра «Техническая физика», e-mail: karengin@tpu.ru При традиционном подходе к получению двуокиси урана из водносолевых растворов процесс осуществляют с применением целого ряда гидрохимических операций: осаждение нерастворимой соли, фильтрация, сушка, прокалка, измельчение, водородное восстановление, гомогенизация [1-3].

Прямое плазменное получение двуокиси урана непосредственно из очищенных растворов уранилнитрата после экстракции и реэкстракции позволило бы радикально уменьшить стоимость целевого продукта в виде двуокиси урана за счёт сокращения количества передельных операций, объёма оборудования, затрат химических реагентов, энергозатрат и трудозатрат.

В работе представлены результаты исследований процесса прямого получения двуокиси урана в воздушной плазме из диспергированных водноорганических композиций уранилнитрата.

Показано, что использование оптимальных по составу водноорганических композиций «уранилнитрат–вода–спирт» и «уранилнитрат–вода–ацетон», обладающих высокой взаимной растворимостью (ВОКУ), обеспечивает в воздушной плазме эффективное и экологически безопасное получение двуокиси урана при следующих технологических режимах:

• интервал рабочих температур 12001500 K;

• ВОКУ (45% уранилнитрат : 33% вода : 22% спирт);

• 55% Воздух : 45% ВОКУ.

При рекомендуемых режимах переработаны в условиях воздушной плазмы ВЧФ-разряда модельные водноорганические композиции цирконилнитрата и получены опытные партии порошков двуокиси циркония с высокими потребительскими свойствами.

Список литературы:

1. Шевченко В.Б., Судариков Б.Н. Технология урана. – М.: Госатомиздат, 1961. – 330с.

2. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И. и др.

Высокотемпературное ядерное топливо. – М.: «Атомиздат», 1978. – 432с.

3. Туманов Ю.Н. Плазменные и высокочастотные процессы получения и обработки материалов в ядерном топливном цикле: настоящее и будущее. – М.: «Физматлит», 2003. – 759с.

СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ ТЕХНИЧЕСКОЙ ФИЗИКИ:

сборник тезисов Всероссийской конференции с элементами научной школы для молодежи ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО – ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ИРТ-Т СО СВЕЖИМ ВОУ ТОПЛИВОМ С.Н. Елпашев, А.К. Лиханов, А.Г. Наймушин, В.П Кондратьев Национальный исследовательский Томский политехнический университет, кафедра ФЭУ, agn@tpu.ru Существует множество программ по переводу реакторас высокообогащенного топлива (ВОУ) на низкообогащенное топливо (НОУ) и в рамках одной из программ по переводу ИРТ-Т на НОУ были проведены расчеты активной зоны реактора ИРТ-Т [1].

По результатам расчета модели получены коэффициенты неравномерности энерговыделения:

) высотный ( радиальный ( ) азимутальный ( ) неравномерность по ячейкам активной зоны ( ).

Опираясь на коэффициенты неравномерности энерговыделения, рассчитаны значения максимальныхтепловых потоков с поверхностей твэлов.

Учитывая полученные результаты, была просчитана полная компания, со свежей загрузкой и рассмотрены следующие характеристики:

• Продолжительностькомпаниисоставила 383 суток.

• Среднее выгораниеU235 по ТВС(рис.3).

• Затраты U235 на выработку 1 МВт*сутки энергии: 1,27 гU235/ (МВт*сутки).

Литература.

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

vver.kiae.ru/rabout.html Секция 3. Ядерно-топливный цикл ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА ИРТ-Т Г.А. Михальченко, А.Г. Наймушин Национальный исследовательский Томский политехнический университет, кафедра ФЭУ Исследования параметров любого ядерного реактора не обходиться без тепло гидравлических расчетов, которые состоят не только из расчетов активной зоны и ее элементов, но и из построения полномасштабных тепло гидравлических моделей ядерных реакторов.

Одной из программ является программа TRACE, которая предназначена для вычисления в трехмерной геометрии тепло гидравлических параметров потока теплоносителя различных по сложности контуров охлаждения реакторной установки.

При создании расчетной модели активная зона задавалась в упрощенном виде, но так чтобы обеспечить удовлетворительную сходимость параметром системы при расчете.

Полученные результаты расчетов с достаточной степенью точности согласуются с регламентированными значениями основных контролируемых параметров и не превышают уставок на срабатывание аварийной и предупредительной сигнализации.

Расчетные значения параметров близки к технически обоснованным.



Pages:   || 2 | 3 |
 

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.