В докладе представлена модель оценки размещения постов АСКРО на основе моделирования атмосферного переноса радиоактивных веществ для аварий на транспорте. Особеностью модели заключается в учете совместного рассмотрения как метеорологической неопределенностью, так и положением объекта на траектории. Представлены результаты апробации модели, где сравнивалась конфигурация датчиков АСКРО полученной моделью и системами, полученными безотносительно к моделированию атмосферного переноса.

1. Построена интегральная аналитическая модель, описывающая процесс самопогружения тепловыделяющей капсулы в геологическую среду. Показано, что в результате опускания капсулы в плавящейся породе происходит фокусировка теплового потока, так что движение капсулы продолжается и при мощности энерговыделения существенно меньшей, чем критическая величина, необходимая для начала плавления. В рамках модели произведены оценки основных параметров задачи при самопогружении капсулы в галит и гранит.

Данная работа посвящена проведению расчётов на критичность двух консервативных сценариев пункта глубинного захоронения РАО с учётом изменения нуклидного состава захораниваемых остеклованных ВАО и возможного разрушения физических барьеров безопасности. Расчёты показали, что при реализации консервативных сценариев система остаётся глубоко подкритичной.

При некоторых условиях на исследовательском реакторе ИБР-2М наблюдается нестабильная динамика импульсов. Обнаружены и описаны несколько физических явлений, вызывающих неустойчивость. Для исследования динамики работающего реактора и проектирования нового источника создается программно-расчетный комплекс, моделирующий работу реактора с учетом известных физических процессов, параметров конструкции и материалов активной зоны. В работе представлены описание модели и результаты расчетов.

Работа посящена разработке нейросетевой модели для быстрой оценки значений параметров, характеризующих состояние реакторной установки в ходе тяжелой аварии. Представлено описание разработанной модели, а также продемонстрирована работоспосбность модели на примере аварии “Обесточивание при работе реакторной установки на энергетических уровнях мощности на АЭС с ВВЭР-1000”.

Исследование предлагает метод оптимизации контроля выбросов радиоактивных веществ на АЭС с использованием концепции нуклидного вектора. Анализ данных МАГАТЭ позволил минимизировать нормируемые радионуклиды, сохраняя точность оценки радиационного воздействия. Установлены требования к измерениям активности, что снижает затраты на контроль. Подход применим для различных АЭС и промышленных объектов, повышая экологическую безопасность.

Использование наножидкостей в области теплофизики и ядерной энергетики представляет собой перспективное направление исследований, особенно в контексте повышения эффективности теплоотвода в ядерных энергетических установках (ЯЭУ). Благодаря высокой теплоемкости, улучшенной теплопроводности и способности снижать парообразование, наножидкости могут применяться для оптимизации теплообменных процессов в активных зонах реакторов, системах аварийного охлаждения и теплоотводящих контурах.

В работе рассмотрена технология связи между интегральным кодом ФАЭТОН и CFD кодом CABARET-T, разрабатываемыми в ИБРАЭ РАН для анализа водородной взрывобезопасности термоядерных установок, в целях выполнения совместного анализа теплогидравлических параметров в аварийных ситуациях. Представлены результаты тестирования разработанного интерфейса.

Реакторы на природном уране с внешним источником быстрых нейтронов это будущее энергетики и космонавтики