Секция рассматривает проблемы распространения загрязнений и моделирования объектов атомной техники в нормальном и аварийном режимах. Геоинформационные системы, жизненный цикл ядерных объектов, замкнутый ядерный топливный цикл. Разработка моделей и численных методов решения.
В работе исследуется на основе численного моделирования распределение температуры в заданном сечении твэла, где топливная таблетка смещена относительно своего центрального положения. При смещении таблетки внутри оболочки твэла осесимметричный подход в моделировании не применим и задача становится двумерной по координатам r и phi. Подобного рода двумерные задачи могут быть решены с применением метода конечных элементов. В работе выполнен расчет и получен результат для температурного поля.
Настоящая работа посвящена математической модели эволюции жидкого включения в геологической породе галитов в поле градиента температуры. Из-за этого градиента соль на границе включения неравномерно растворяется и оседает, что приводит к миграции включения вдоль градиента температуры, к источнику тепла, и изменению формы включения в начальный период термомиграции. Данное явление необходимо исследовать для обоснования безопасного захоронения РАО с остаточным тепловыделением в галитах.
Рассматривается авария на АЭС с реактором ВВЭР-1000, исходным событием для которой служит полное прекращение электроснабжения, дополнительно учитывается отказ на закрытие БРУ-А. Основная опасность такой аварии - разрушение активной зоны, разрыв трубок парогенератора и выход продуктов деления в окружающую среду. Для моделирования развития событий применялся код СОКРАТ. По результатам расчета показана возможность разрыва трубок, произведена оценка неопределенности выброса радиоактивных веществ.
В работе было проведено термодинамическое моделирование процесса плазмохимического синтеза сложных оксидных композиций из водно-органических нитратных растворов (ВОНР), состоящих из делящегося материала и материала матрицы.
В результате моделирования были рассчитаны оптимальные составы ВОНР на основе нитратов уранила, тория и магния, а также ацетона.
Работа посвящена поиску распределения концентрации примеси в анизотропных средах с крупномасштабными неоднородностями на асимптотически далёких расстояниях.
Данная научная статья посвящена очищению радиоактивной воды, причиной радиации которой стала авария на атомной электростанции Фукусима-1 в Японии в 2011 году. В этой статье предложена технология очищения воды от радиоактивных примесей с помощью модульно-кассетных биологических сорбентов растительного происхождения по аналогии с урановым производством.
В работе было проведено заключительное радиационное обследование которое включало использование, как применение традиционных средств контроля, так и измерение удельной активности гамма-излучающих радионуклидов с помощью средства измерения "Корад".
Для наглядного представления данных измерений и их верификации выполнялась обработка результатов геостатистическими методами.
Применяемое на атомных станциях керамическое урановое ядерное топливо из диоксида урана имеет существенные недостатки что негативно сказывается как на безопасности, так и на КПД реакторных установок.Решением существующих проблем является использование регенерированного урана для изготовления REMIX-топлива. Применение плахмохимического синтеза позволяет получить состав с заданным составом с равномерным распределением фаз.
Данная работа посвящена вопросу водородной безопасности при использовании алюминиевых сплавов в исследовательских реакторах. Было рассчитано выделение водорода с удельной площади поверхности алюминиевой стружки, определены корректирующие показатели в требовании водородной безопасности водо-водяных реакторов типа ВВЭР.
Данная работа посвящена анализу безопасности эксплуатации судовой ядерной энергетической установки в условях аварийного теплоотвода с помощью естественной циркуляции при внешних динамических воздействиях. В основе исследований лежит математическое моделирование процесса естественной циркуляции и его верификация на исследовательском стенде, представляющем модель петли циркуляции реакторной установки КЛТ-40.
В данной работе рассматривается нахождение минимального критического размера пор для их движения по механизму испарения-конденсации в градиенте температуры. Эта величина определяет структуру ядерного топлива в процессе эксплуатации. В статье предложено аналитическое решение данной задачи, результат которого хорошо согласуется с результатами эксперимента.
Данная работа посвящена изучению влажного осаждения радиоактивных аэрозолей. В ходе исследования были определены модели влажного осаждения, которые дают несмещенную оценку и широкую дисперсию, покрывающую экспериментальные данные при моделировании.
В данной работе рассматривается задача формирования партий отработавших тепловыделяющих сборок с учетом максимально допустимого значения тепловыделения боросиликатного стекла при загрузке в пункт глубинного захоронения радиоактивных отходов и предельного количества отработавших тепловыделяющих сборок на одну упаковку боросиликатного стекла. Формулировка и решение соответствуют задаче линейного программирования. В дальнейшем планируется переходить к более реалистичной постановке задачи.
ГСКД достаточно хорошо отработана, а так же проста конструктивно, но она является основным источником растворенного газа в теплоносителе первого контура. Растворенный газ может в условиях неравновесности выделяться из теплоносителя на участках циркуляции теплоносителЕ. его выделение на теплоотдающих поверхностях может привести к нарушению условий нормального теплоотвода, снижению критического теплового потока и стать интенсификатором коррозионных процессов в элементах активной зоны.
