Конференции

66-я Всероссийская научная конференция МФТИ

Список разделов ЛФИ - Секция проблем безопасного развития атомной энергетики

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.

 

Формат проведения: Очно-дистанционный

Дата и место проведения: 03.04.2024 в 10:00, ИБРАЭ РАН, к. 112
(г. Москва, Большая Тульская ул., д. 52)

  • АККУМУЛЯТОРЫ ТЕПЛА ПРЯМОГО ТИПА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПИКОВОЙ ТУРБИНЫ ДЛЯ СУДОВЫХ ЯЭУ.

    Рассмотрение внедрения сисстемы аккумумулирования тепла на судовые ЯЭУ, для увеличения эффективности использования ядерного топлива.

  • Обоснование радиационной безопасности длительного сухого хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива атомной станции малой мощности РИТМ-200Н с активной зоной АС-14-15 в составе двухцелевого ТУК

    В данной работе представлено обоснование радиационной безопасности использования разработанного транспортного упаковочного комплекта для хранения и транспортирования отработавшего ядреного топлива с атомной станции малой мощности с реакторной установкой РИТМ-200Н. Расчет пространственно-энергетического распределения нейтронного и гамма-излучения в биологической защите проведен по программе DORT. В результате расчета уровни излучения не превышают установленных нормативными докуменатми размеров.

  • Электрохимическое поведение нержавеющей стали в условиях теплоносителя первого контура реактора ВВР

    Работа выполнена на базе зарубежной статьи, которая указана в списке литературы.

  • Оценка образования водорода при аварии с двусторонним разрывом контура охлаждения дивертора на установке ИТЭР

    С целью анализа процессов в ходе аварий с потерей теплоносителя из контура охлаждения дивертора или первой стенки ИТЭР и оценки массы образующегося в них водорода разработана расчетная модель установки ИТЭР для интегрального кода СОКРАТ. По результатам моделирования аварии с двусторонним разрывом контура охлаждения дивертора оценен потенциальный выход водорода при окислении в водяном паре материалов поверхности кассет дивертора или слоя бериллиевой пыли на ней.

  • Расчетная оценка максимального содержания ядерно опасных радионуклидов в остеклованных высокоактивных отходах

    Особенностью остеклованных высокоактивных отходов (ВАО) является содержание делящихся материалов, в частности, трансурановых элементов, имеющих большой период полураспада. Это может привести к увеличению критичности системы. На примере трёх кампаний по остекловыванию ВАО на ФГУП «ПО «Маяк» с использованием программы нуклидной кинетики TRACT получены расчетные составы ОВАО с максимальным содержанием ядерно опасных делящихся нуклидов.

  • Аналитическое решение уравнений упругости для цилиндрически-ортотропного материала, имитирующего топливную таблетку с трещинами.

    Для моделирования механического поведения растрескавшихся таблеток ядерного топлива развиваются различные подходы. Один из них-имитация трещин в таблетке сплошной средой с различающимися модулями упругости.В данной работе рассматривается цилиндрически-ортотропный материал, для которого в осесимметричном случае получено аналитическое решение зависимости деформации от радиуса. Решение верифицировано на свободном конечно-элементном коде Calculix.