Ядерная техника. Ядерная (атомная) энергетика. Атомная промышленность. Прикладная ядерная физика. Атомные материалы. Переработка радиоактивных отходов (Атомные электростанции - см. 621.311)

В монографии представлены и обобщены результаты многолетних исследований (2000–2022 гг.) распределения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на природных, природно-техногенных и урбанизированных территориях юга европейской части России (Северный Кавказ). Впервые для региона исследования установлено распределение гамма-фона на территориях городских и сельских поселений Ростовской области, Краснодарского и Ставропольского краев. Особое внимание в работе уделено оценке радиоактивности особо охраняемых природных территорий, зоны наблюдения Ростовской АЭС и природно-техногенной территории Новочеркасской ГРЭС Ростовской области.

Изложены основные вопросы физического моделирования (теории подобия и анализа размерностей) в приложении к исследованиям динамики и прочности конструкций ядерных энергетических установок в турбулентных потоках однофазного теплоносителя в условиях нормальной эксплуатации. Сформулированы основные правила и положения физического моделирования с практическими примерами его использования. Приведены необходимые сведения, включая результаты динамических исследований водо-водяных реакторов, оценки погрешности выбранной методики физического моделирования и экспериментальных исследований (физических и численных).

Издание предназначено для самостоятельного разбора студентами дисциплины «Экология ядерной энергетики». Рассмотрены основные пути поступления в водоем-охладитель радионуклидов, образующихся при эксплуатации АЭС. Изложены механизмы миграции и накопления радионуклидов в отдельных компонентах водоема-охладителя. Приведены математические модели, описывающие эти процессы и позволяющие оценить удельные значения активности радионуклидов в воде, гидробионтах, водной растительности, донных отложениях. Данные по содержанию радионуклидов (уровням активности) в указанных компонентах необходимы для расчета дозовых нагрузок внешнего и внутреннего облучения населения в регионе размещения АЭС. Представленные расчетные методики будут полезны студентам при выполнении разделов дипломных проектов, посвященных обоснованию экологической безопасности АЭС.

Приведена постановка задачи численного моделирования при определении устойчивости конструкций трубных пучков теплообменных аппаратов в соответствии с подходом А.М. Ляпунова. Представлен переход к критериальным оценкам для крупномасштабного трубного пучка на основе теории подобия и анализа размерностей применительно к исследованию динамики и прочности конструкций ядерных энергетических установок (ЯЭУ) в турбулентных потоках однофазного теплоносителя при выборе и обосновании условий нормальной эксплуатации.

Рассмотрены важнейшие проблемы и перспективы развития мирового природно-ресурсного потенциала, влияния его распределения на экономическую и энергетическую безопасность мира и России. Проанализированы важнейшие аспекты и направления повышения топливно-энергетической безопасности нашей страны.

Изложены история создания, современное состояние и перспективы развития корабельных энергетических установок. Большое внимание уделено неядерным энергетическим установкам, анализу их технико-экономических показателей, исследованию достоинств и недостатков. Выполнен системный анализ энергетических установок кораблей основных классов, отражены ТТХ этих кораблей, обоснованы перспективы их дальнейшего развития. Отражены ТТХ современных кораблей, обоснованы оптимальные параметры и требования к основным элементам главных энергетических установок применительно к кораблям и судам различных классов. Рассмотрены конструктивные схемы ЭУ кораблей различных типов и классов, в том числе кораблей на подводных крыльях и на воздушной подушке. При изложении использован метод системного анализа и системного подхода, а также принцип исторической преемственности.

В учебно-методическом пособии изложены основы реализации методологии решения исследовательских задач, предложены инструменты и методы постановки и планирования эксперимента, моделирования опасных процессов и защиты от последствий на объектах тепловой и атомной энергетики, инструменты и методы статистической обработки результатов эксперимента, а также вопросы стандартизации и оценки безопасности строительства.

Учебно-методическое пособие подготовлено на кафедре ядерной физики физического факультета Воронежского государственного университета.

Учебно-методическое пособие подготовлено на кафедре ядерной физики физического факультета Воронежского государственного университета.

Учебно-методическое пособие подготовлено на кафедре ядерной физики физического факультета Воронежского государственного университета.

Учебно-методическое пособие включает материалы для выполнения курсового проекта и практических занятий. В нем описаны порядок и все этапы выбора и проектирования состава бетона для радиационной защиты ядерных реакторов, которая подвергается наиболее значительным радиационным, в том числе нейтронным и термическим воздействиям. Приведены примеры выполнения отдельных этапов выбора и проектирования бетонов радиационной защиты на основании требований к материалу защиты и исходных данных по термическим и радиационным нагрузкам, требования к оформлению курсового проекта. Основное внимание уделено выбору вида и плотности заполнителя, его наименования исходя из особенностей химического, минерального состава и структуры для обеспечения требуемого содержания водорода, плотности, допустимых термических и радиационных изменений. Учитываются также требуемый класс бетона по прочности и требуемая подвижность бетонной смеси при изготовлении радиационной защиты.

Каждый мыслящий человек боится ядерной войны, и каждое государство планирует ее. Все знают, что это безумие, но каждый народ находит ему оправдание. Срабатывает мрачная цепь причинно-следственных связей: в начале Второй мировой войны немцы работали над созданием бомбы, поэтому американцы постарались сделать ее первыми. Раз ее создали американцы, то она понадобилась и русским, а затем и англичанам, французам, китайцам, индийцам, пакистанцам… Знаете ли вы, что первые идеи создания атомного оружия возникли еще в начале прошлого века, а у их истоков стояли гениальный изобретатель, выдающийся физик и великой романист? Как получилось, что первая в мире схема действующего ядерного боеприпаса родилась в предвоенном Советском Союзе, попала в Германию, а затем в США? На чем основывается история альтернативных атомных проектов? Эти и многие другие запутанные вопросы истории развития атомного военно-промышленного комплекса автор, известный физик и популяризатор науки, рассматривает методом художественной реконструкции, основанной на известных научных и исторических фактах.

В настоящий том входит книга Ж. А. Медведева «Атомная катастрофа на Урале», впервые изданная в 1979 г. в США, а затем в переводе с английского во многих других странах. В то время об этой катастрофе, произошедшей в октябре 1957 г. и крупнейшей в истории атомной энергетики до Чернобыля, не было известно. Именно эта книга и полемика вокруг нее в западных странах привели в 1989 г. к рассекречиванию аварии и публикации в СССР деталей о ее причинах и последствиях. Обсуждению новых данных посвящен публикуемый в настоящем томе очерк «До и после трагедии». Вторая книга тома, «Полоний-210 в Лондоне» — это попытка раскрыть детали и причины сенсационного радиоактивного отравления Александра Литвиненко в ноябре 2006 г. Книга писалась непосредственно по следам расследования этого убийства британским Скотленд-Ярдом в 2007 г. и впервые была опубликована российским издательством «Молодая Гвардия» в 2008-м. В последующие годы автор дополнял текст новым фактическим и аналитическим материалом. В переработанном виде книга публикуется в этом томе впервые.

Приведены современные требования к обеспечению радиационной безопасности термоядерных установок. Рассмотрены источники и дана классификация радиационного излучения при термоядерном синтезе. Основное внимание уделено проблемам проектирования, выбора конструктивных решений и эксплуатации радиационной защиты термоядерных реакторов. Проанализированы результаты расчетно-экспериментальных исследований и концептуальные проработки конструкций сборно-разборной радиационной защиты термоядерных установок.

Рассмотрена одна из ключевых проблем, без решения которой невозможно дальнейшее развитие атомной энергетики, - вывод из эксплуатации реакторных установок. Изложены научно-технические, нормативные, организационные и социальные вопросы комплексного рассмотрения вывода из эксплуатации реакторных установок.

Отражает основные аспекты заключительной стадии жизненного цикла ядерных установок — стадии вывода из эксплуатации. В общем решении данного вопроса большое внимание уделяется зданиям, сооружениям, системам, оборудованию, конструкционным и защитным строительным материалам и строительным защитным конструкциям.

Рассмотрена специфика технологии основных процессов производства природного урана, его обогащения, изготовления тепловыделяющих элементов и сборок, радиохимической регенерации отработавшего ядерного топлива и обращения с радиоактивными отходами. Дана функциональная связь технологии и применяемого оборудования со строительными решениями. Приведены основные природные радиоактивные изотопы, требующие радиационного контроля при строительстве зданий и сооружений. Рассмотрены вопросы защиты окружающей среды от внешних техногенных воздействий, в том числе и от атомных станций.

Учебное пособие посвящено вопросам обеспечения радиационной безопасности при использовании технических средств таможенного контроля, содержащих в своем составе источники рентгеновского излучения. При его составлении использованы нормативные документы по состоянию на май 2016 г., учтены особенности обеспечения радиационной безопасности в отношении различных видов технических средств таможенного контроля согласно санитарным правилам и нормативам, действующим в Российской Федерации.

.

Рассмотрены аспекты информационной безопасности применительно к системам защиты, управления и контроля объектов атомной энергетики. Рассмотрены возможные модели несанкционированных действий и современные алгоритмы криптографического преобразования информации, используемые для обеспечения безопасности, целостности и подлинности данных в контурах защиты, управления и контроля устройств и объектов атомной энергетики.

Настоящее издание посвящено некоторым событиям жизни и деятельности И. В. Курчатова, выдающегося ученого и организатора отечественной атомной отрасли. Второе издание дополнено архивными документами с аналитическими записками И.В. Курчатова, а также рядом материалом по Атомному проекту нашей страны.

Издание подготовлено к 20-летию со дня создания Министерства Российской Федерации по атомной энергии и назначения В.Н. Михайлова первым его руководителем. Книга знакомит читателя с многогранной и разносторонней деятельностью Минатома России в конце 1980 - 1990-х гг. в области международного сотрудничества.

В первом томе книги рассматриваются основные понятия магнитной кумуляции и история развития работ по этой тематике. Проанализировано состояние работ по различным типам генераторов: спиральным, коаксиальным, дисковым, спирально-дисковым, шинным и плоским, витковым и др. Рассмотрены также различные источники начальной энергии для магнитокумулятивных генераторов.

Фотоальбом выпущен к 80-летию Виктора Никитовича Михайлова - научного руководителя ВНИИЭФ, академика РАН и РАРАН, доктора технических наук, профессора, лауреата Ленинской и Государственной премий СССР и РФ. Основу альбома-буклета составляют фотографии и документы свидетельства различных этапов жизненного пути В.Н. Михайлова. Документальный материал сопровождается историко-биографическим повествованием и цитатами из книг и интервью Виктора Никитовича, его друзей и сослуживцев.

Книга посвящена жизни и деятельности дважды Героя Социалистического труда Б.Г. Музрукова, выдающегося организатора оборонной науки и промышленности, одного из создателей атомной отрасли России.

Книга представляет собой рассказ о жизни и работе К.И. Щёлкина - выдающегося сотрудника атомной отрасли СССР, трижды Героя Социалистического Труда, лауреата Ленинской и трех Сталинских премий. Этот рассказ составлен по материалам ранее опубликованных источников и на основе анализа документов о работе отрасли и КБ-11, рассекреченных к настоящему времени.

Реализация программ масштабного развития атомной энергетики в различных регионах мира (ядерный ренессанс) будет во многом зависеть от создания эффективной глобальной системы и инфраструктуры обеспечения ядерной и радиационной безопасности, которая зависит не только от надежности реакторных установок, но и в значительной степени от технических решений по обращению с отработавшим топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Накопление ОЯТ на площадках АЭС не содействует повышению безопасности станций. ОЯТ не следует рассматривать как отходы, а альтернативные замкнутые топливные циклы потребуют пересмотра некоторых действующих нормативов и условий взаимодействия поставщиков этих технологий и потребителей. В обзорной статье рассматриваются различные возможные подходы к решению накопленных проблем глобальной атомной энергетики. Решения могут быть найдены на региональной основе при условии надежной международной кооперации. Новые российские технологии ЯТЦ могут быть положены в основу этих решений и будут содействовать продвижению российских проектов на глобальном рынке ядерной энергетики

Приводится описание моделей математической программы МУЗА, применяемой для расчетов испытываемых в исследовательском реакторе МИР твэлов, а также сравнения экспериментальных и расчетных результатов для твэлов ВВЭР

Одним из способов подавления нефизичных колебаний энерговыделения, наблюдающихся в расчетах с большими временными шагами задач выгорания ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах, может быть использование равновесной концентрации короткоживущих ядер при определении нейтронно-физических характеристик системы. В работе приводится алгоритм оценки этих концентраций, построение схемы интегрирования, а также результаты ряда методических расчетов, подтверждающих применимость этого алгоритма при решении практических задач

Предлагается схема совместного расчета нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны при использовании методов статистического моделирования для оценки распределения энерговыделения. Представлены результаты методических расчетов активной зоны реактора ВВЭР-1000, на основе которых строится сходящаяся итерационная процедура

Представлен краткий обзор методики проведения экспериментов в РФЯЦ-ВНИИЭФ по изучению характеристик размножения нейтронов и критических масс сборок, содержащих металлические делящиеся материалы. Приведены результаты измерений критических масс плутония в α- и δ-фазах с различным изотопным составом, выполненных в РФЯЦ-ВНИИЭФ М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным, Б. Д. Сциборским, В. А. Давиденко, В. П. Егоровым в 1956–1965 гг.

Представлены результаты анализа критических экспериментов с металлическими сборками, имеющими активную зону (АЗ) из 239Pu (≈88 %) в α-фазе и отражатель из Ве. Эти эксперименты были проведены М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным и В. П. Егоровым в РФЯЦ-ВНИИЭФ на установке ФКБН в 1965 году Определены критические (kэф = 1 ± 0,0016) параметры для АЗ и отражателя. Экспериментальные значения kэф сравнивались с расчетными, полученными с использованием различных библиотек ядерных данных (БАС, ENDF/B-7, JEF3, JENDL3.3, CENDL). Критические сборки могут быть рекомендованы в качестве тестовых (Benchmark) для включения их в Международный справочник по ядерной безопасности.

Представлены результаты анализа выполненных ранее в РФЯЦ-ВНИИЭФ на установке ФКБН критических экспериментов на сборках с активной зоной (АЗ) из металлического 239Pu (≈98 %) в δ-фазе и составным отражателем, содержащим слои из полиэтилена и стали. Эти эксперименты были проведены М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным и В. П. Егоровым в РФЯЦ-ВНИИЭФ на установке ФКБН в 1963 году. Определены критические (kэф = 1 ± 0,0016) параметры для АЗ и отражателя. Экспериментальные значения kэф сравнивались с расчетными, полученными с использованием различных библиотек ядерных данных (BAS-78, ENDF/B-7.1, JENDL-4, JEF-3, CENDL-2). Критические сборки могут быть рекомендованы в качестве тестовых (Benchmark) для включения их в международный Справочник по ядерной безопасности.

Рассмотрено методическое и аппаратурное обеспечение измерений полных выходов нейтронов, дифференциальных сечений упругого и неупругого рассеяний при взаимодействии протонов в интервале энергий 3 – 9 МэВ с ядрами 116Sn, 117Sn, 118Sn, 120Sn с целью исследования обнаруженных ранее резонансов в составном ядре 118Sb на предмет принадлежности их к гамов-теллеровским резонансам. Источником ускоренных протонов служат пучки ионов водорода тандемного электростатического ускорителя ЭГП-10. Мишени представляют собой самоподдерживающиеся фольги из изотопно обогащенного материала со степенью обогащения ∼90 %. Регистрация полных выходов нейтронов осуществляется «всеволновым» 4π-детектором. Спектрометрия вторичных протонов осуществляется в интервале углов рассеяния 20 – 160° многодатчиковой системой регистрации, состоящей из кремниевых полупроводниковых детекторов. Спектрометрия γ-квантов, сопровождающих ядерные реакции в процессе облучения мишеней, осуществляется спектрометром на основе сверхчистого германия. Для первичного анализа экспериментальных результатов используется модифицированная оптическая модель.

Представлен краткий обзор методики проведения экспериментов в РФЯЦ-ВНИИЭФ по изучению характеристик размножения нейтронов и критических масс сборок, содержащих металлические делящиеся материалы. Приведены результаты измерений критических масс сборок из плутония в α- и δ-фазах с различным изотопным составом, выполненных в РФЯЦ-ВНИИЭФ М. И. Кувшиновым, А. А. Малинкиным, Б. Д. Сциборским, В. А. Давиденко, В. П. Егоровым в 1956–1965 гг

Одним из шести направлений дальнейшего развития ядерной энергетики в международной программе «Generation IV» является создание реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления. В настоящее время в России ведутся работы по созданию подобной реакторной установки с интегральной компоновкой основного оборудования первого контура (ВВЭР-СКДИ): парогенератор размещен в корпусе реактора. Главное преимущество этого проекта состоит в повышенном уровне безопасности относительно одноконтурных и двухконтурных петлевых схем, достигаемом за счет малой протяженности радиоактивного контура, естественной циркуляции теплоносителя, поддержания критичности в ходе кампании изменением спектра нейтронов и менее тесной решетки твэлов. Наиболее существенным недостатком считается невысокая единичная мощность (670 МВт (эл.) против 1300 — 1800 МВт (эл.) в проектах одноконтурных реакторных установок), ограниченная максимально возможным в изготовлении размером корпуса, необходимым для размещения в нем контура естественной циркуляции. Вопросу повышения мощности ВВЭР-СКДИ посвящена настоящая работа. Повышение тепловыделения в активной зоне без повышения максимальной температуры оболочек твэлов и при неизменных геометрических параметрах возможно только с повышением расхода теплоносителя и интенсификацией теплосъема, для чего принято вернуться к чехловым ТВС. Одновременно с этим, повышение подогревов в периферийных ТВС дросселированием расходов повышает среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны, как и температурный напор в парогенераторе. Однако увеличение расхода теплоносителя и высоты парогенератора, а также уменьшение гидравлического диаметра активной зоны ведут к росту гидравлического сопротивления контура, что при естественной циркуляции теплоносителя требует увеличения высоты контура, необходимой для достаточного движущего напора, тогда как предел уже достигнут при мощности 670 МВт (эл.). Решение видится в переходе к принудительной циркуляции теплоносителя первого контура, так при повышении мощности до 1000 МВт (эл.) высота корпуса с установкой циркуляционных насосов на 1,7 м меньше, чем при мощности 670 МВт (эл.) с естественной циркуляцией. В случае отключения приводов насосов движущего напора достаточно для работы на естественной циркуляции со снижением мощности до 50%.

В 1998 г. был введен в строй интегральный стенд ПСБ-ВВЭР, моделирующий первый контур реакторной установки ВВЭР-1000 с объемно-мощностным масштабом 1:300. На сегодняшний день он является самой крупной установкой, способной работать при номинальных параметрах теплоносителя, в котором наиболее полно представлены все основные элементы первого контура, включая системы безопасности. Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых для верификации расчетных теплогидравлических кодов, ориентированных на анализ теплогидравлических процессов в реакторных установках с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Дополнительно стенд позволяет: анализировать методы и алгоритмы управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах; экспериментально подтверждать работоспособность элементов и систем энергоблоков в различных режимах эксплуатации и проверять инженерные решения, предлагаемые в новых проектах реакторных установок Приведено краткое описание интегрального стенда ПСБ-ВВЭР и представлен краткий обзор проведенных экспериментов. Описан пример использования экспериментальных данных, полученных на стенде для верификации расчетного кода RELAP5 на примере эксперимента «Течь 4,1% из холодного трубопровода», выполненного в рамках проекта под эгидой OECD. Использование экспериментального стенда для проверки инженерных решений, предлагаемых в новых проектах реакторных установок, и экспериментальных данных, полученных на стенде ПСБ-ВВЭР для анализа методов и алгоритмов управления реакторной установкой при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных режимах, рассмотрены на примерах обоснования новых пассивных систем безопасности, примененных в проектах АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ, и работ, выполненных в рамках проекта TACIS, посвященного проверке процедур по управлению авариями на АЭС с ВВЭР-1000. Подведены краткие итоги эксплуатации стенда и обозначены направления дальнейшего его использования.

Содержание представленного научно-аналитического сборника основано на материалах выступлений студентов бакалавриата и магистрантов – участников студенческой научно-практической конференции «Современные вызовы экономике России: проблемы и пути их решения». Здесь раскрыты механизмы укрепления и развития социально-экономической политики России, показана динамика развития, укрепления, и перспективы геополитического сотрудничества России со странами СНГ. Магистрантами НИЯУ МИФИ затронуты вопросы отраслевой тематики: экономические аспекты вывода из эксплуатации ядерных энергоблоков, разработка стандартов для атомной энергетики и др. Каждая глава книги представляет собой самостоятельную работу, имеющую фундаментальное значение.

Приведены современные требования к обеспечению радиационной безопасности термоядерных установок. Рассмотрены источники и дана классификация радиационного излучения при термоядерном синтезе. Основное внимание уделено проблемам проектирования, выбора конструктивных решений и эксплуатации радиационной защиты термоядерных реакторов. Проанализированы результаты расчетно-экспериментальных исследований и концептуальные проработки конструкций сборно-разборной радиационной защиты термоядерных установок.

Отражены основные вопросы, связанные с проектированием и возведением отдельных конструкций, зданий и всего комплекса атомных станций, главным образом, с водо-водяными реакторами под давлением. Основное внимание уделено общим вопросам организации, особенностям управления, решению строительно-монтажных баз, временному энерго-, водо-, газоснабжению. В разделах технологии строительства упор сделан на характерных, особенно важных для атомных станций процессах и объектах: устройство оснований, бетонирование фундаментов, выполнение специальных работ и др. Достаточно подробно представлены схемы механизации при возведении главных корпусов, особенности сооружения массивных железобетонных стен и перекрытий, защитных оболочек и др. Проанализирован отечественный и зарубежный опыт сооружения атомных станций.

Рассмотрена специфика технологии основных процессов производства природного урана, его обогащения, изготовления тепловыделяющих элементов и сборок, радиохимической регенерации отработавшего ядерного топлива и обращения с радиоактивными отходами. Дана функциональная связь технологии и применяемого оборудования со строительными решениями. Приведены основные природные радиоактивные изотопы, требующие радиационного контроля при строительстве зданий и сооружений. Рассмотрены вопросы защиты окружающей среды от внешних техногенных воздействий, в том числе и от атомных станций.

Отражает основные аспекты заключительной стадии жизненного цикла ядерных установок — стадии вывода из эксплуатации. В общем решении данного вопроса большое внимание уделяется зданиям, сооружениям, системам, оборудованию, конструкционным и защитным строительным материалам и строительным защитным конструкциям.

Рассмотрена одна из ключевых проблем, без решения которой невозможно дальнейшее развитие атомной энергетики, — вывод из эксплуатации реакторных установок. Изложены научно-технические, нормативные, организационные и социальные вопросы комплексного рассмотрения вывода из эксплуатации реакторных установок.

Обоснована целесообразность использования градирен сухого типа для охлаждения технической воды атомных электрических станций и оценены перспективы применения этого подхода для строящихся АЭС, в том числе, второй очереди АЭС в г. Сосновый Бор Ленинградской области

Работа посвящена разработке и реализации в виде комплексов программ эффективных методов моделирования течений вязкой жидкости или газа для исследования аэрогидродинамических нагрузок на тела, совершающие произвольные движения, включая изменение формы, и для решения задач движения тел под действием аэродинамических сил.

Реактор БРЕСТ-ОД-300 электрической мощностью 300 МВт разрабатывается как опытно- демонстрационный прототип будущих коммерческих быстрых реакторов высокой безопасности для крупномасштабной ЯЭ, которая в состоянии на долгие годы решить проблему энергетического обеспечения устойчивого развития человечества. Высокая безопасность БРЕСТ, прежде всего, связана с выбором нитридного топлива и свинцового теплоносителя, сочетание свойств которых естественным образом исключает аварии с потерей охлаждения активной зоны, пожарами и взрывами, создает условия для работы с малым запасом реактивности, исключающим неконтролируемый рост мощности. В статье обоснован выбор топлива и теплоносителя, приведено описание особенностей конструкции активной зоны, интегральной компоновки контура свинцового теплоносителя и схемы его циркуляции. Наряду с активными средствами защиты реактора кратко описаны и пассивные средства остановки реактора и отвода остаточного тепла естественной циркуляцией воздуха. Приведены основные результаты выполнения программы НИОКР.

Представлены принципы легирования стали марки 10Х15С3Б1-Ш (ЭП302-Ш), которые позволили повысить сопротивляемость локальным видам коррозии в хлорсодержащей среде с сохранением высокой коррозионной стойкости в потоке жидкого свинца. Основное внимание было уделено повышению сопротивляемости к таким видам локальных повреждений, как питтинговая коррозия, коррозионное растрескивание, щелевая коррозия. С целью повышения устойчивости аустенита при тепловых выдержках, а также для сохранения высокой коррозионной стойкости в потоке свинца был скорректирован состав новой стали также и по основным легирующим элементам, хрому и никелю. В результате проведенных лабораторных экспериментов было подтверждено наличие высокого уровня свойств новой стали ЭП302М-Ш, позволяющих рекомендовать ее для использования теплообменных труб опытно-демонстрационного ядерного реактора БРЕСТ-ОД-300.

Рассмотрено применение углерод-углеродного композита в качестве материала тонкостенной цилиндрической обечайки, воспринимающей нагрузки в условиях интенсивного нагрева и радиационного облучения. Относительно низкая прочность на сдвиг многослойного пакета композита вблизи открытой кромки требует применения модели кромочного эффекта при анализе несущей способности. Показано практическое применение предложенного подхода к расчету несущих конструкций из рассмотренного материала.

Представлены результаты экспериментальных исследований локальной гидродинамики потока теплоносителя в тепловыделяющей сборке реактора КЛТ-40С за пластинчатой дистанционирующей решеткой. Исследования проводились на аэродинамическом стенде методом диффузии газового трассера. Анализ пространственного распределения проекций абсолютной скорости потока и распространения концентраций трассера позволил детализировать картину течения теплоносителя за дистанционирующей решеткой тепловыделяющей сборки. На основе полученных результатов сделаны рекомендации по уточнению методик определения расходов теплоносителя для программ поячеечного расчета активной зоны реактора КЛТ-40С. Результаты исследований приняты для практического использования в АО «ОКБМ Африкантов» при оценке теплотехнической надежности активных зон реакторов данного типа, а также включены в базу данных для верификации программ вычислительной гидродинамики (CFD-кодов).

Представлены результаты экспериментальных исследований локальной гидродинамики и межъячеечного массообмена потока теплоносителя в активной зоне ядерного реактора ВВЭР с ТВСА–12PLUS. Цель работы заключалась в исследовании распределения локальных гидродинамических и массообменных характеристик потока в тепловыделяющей сборке за перемешивающей и дистанционирующей решетками. Испытания проводили на аэродинамическом стенде методом диффузии трассера при помощи пневмометрических зондов. По результатам исследований были получены распределения аксиальных составляющих скорости по ячейкам и концентрации трассера в экспериментальной модели. Эти данные позволили детализировать картину, выявить особенности течения теплоносителя за перемешивающей и дистанционирующей решетками ТВСА–12PLUS и были приняты для практического использования в АО «ОКБМ Африкантов» при оценке теплотехнической надежности активных зон реакторов ВВЭР–1000 с ТВСА–12PLUS.