Розглянуто модель ксенон-йодних коливань у ядерному реакторі з урахуванням зворотних зв'язків за потужністю і ксеноном. Показано генетичну спорідненість вихідних динамічних рівнянь із рівняннями тримолекулярної моделі хімічного орегонатора. Проведено локальне дослідження стійкості системи.

Запропоновано концепцію ядерного реактора, в якому аварійний захист базується на виведенні частини палива з реактивної зони. Проведено розрахунки характеристик активної зони реактора даної конструкції.

Наведено результати верифікації системного теплогідравлічного коду RELAP5, яку виконано шляхом розв'язання стандартної проблеми безпеки "зупинка витрати теплоносія на вході в технологічний канал реактора великої потужності, киплячого під час відводу залишкових тепловиділень". Експериментальні дані, необхідні для верифікації, отримано на стенді КС у Російському науково-дослідному інституті "Курчатовський інститут". За результатами розв'язку стандартної проблеми безпеки зроблено висновок, що код потребує уточнення кореляційних залежностей, які описують міжфазне тертя у вертикальних каналах із тепловидільним елементом і в горизонтальних каналах.

Приведены результаты исследований переходных процессов и их влияния на безопасность ядерных реакторов. Освещена роль запаздывающих нейтронов на кинетику реактора. Описаны системы управления и защиты реактора, влияние мощностных, температурных и других эффектов реактивности, шлакование и отравление реактора и их воздействие на физические характеристики реактора. Проанализированы переходные процессы во время аварии на четвертом блоке Чернобыльской АЭС.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-012

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Р107306 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Освещена методика решения термализационной задачи - вычисления пространственно-энергетического распределения плотности потока нейтронов тепловой энергетической области для многозонных цилиндрических блоков-ячеек разных размеров и внутреннего состава. Определены усредненные по тепловому спектру макроскопические сечения слоев и зон пространственного деления ячейки.

На основе анализа научных источников отечественной и зарубежной печати за 1964 - 2006 гг. охарактеризованы методы разделения изотопов урана для обогащения природного урана и регенерации отработанного ядерного топлива. Раскрыты сущность и перспективы применения современного метода сверхкритической флюидной экстракции углекислым газом для решения задач атомной энергетики. Отмечено, что применение данного метода позволяет сократить радиоактивные отходы и отказаться от использования экологически опасных и дорогих органических растворителей.

Побудовано двозонну одновимірну математичну модель руху, тепломасообміну та горіння коксозольної суміші у надшаровому просторі реактора з циркулюючим киплячим шаром. Проведено широкі числові дослідження особливостей процесів переносу в ядрі потоку та кільцевій області біля стінок.

На базі методу граничних елементів запропоновано методику числового розв'язання тривимірних стаціонарних задач радіаційного та кондуктивного теплообміну за наявності внутрішніх джерел теплоти. Розроблено універсальне програмне забезпечення для розв'язання тривимірних задач складного теплообміну в неоднорідних тілах за різних комбінацій граничних умов. Проведено тестування програмного забезпечення та виконано розрахунки температурних полів для умов складного теплообміну в тунельній печі і ростовому вузлі кристалізатора.

Індекс рубрикатора НБУВ: В383.5 + З46-012

Рубрики:

Ядерні реакції

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Розглянуто питання створення апаратури для дослідження гальваномагнітних сенсорів в процесі їх опромінення в нейтронних реакторах. Дослідження параметрів сенсорів проведено безпосередньо під час їх опромінення (real-time) і за дуже високих рівнів радіаційного випромінювання. Розроблену апаратуру успішно апробовано та використано в експериментах з дослідження радіаційної стійкості гальваномагнітних сенсорів Лабораторії магнітних сенсорів (Національного університету "Львівська політехніка") в реакторі ИБР-2 (ОІЯД, Дубна, Росія) у жовтні 2006 р.

Індекс рубрикатора НБУВ: В379.227 + З46-012

Рубрики:

Радіаційні ефекти в напівпровідниках

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж26988 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-01

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Розглянуто методику та багатоканальну вимірювальну систему нового покоління для визначення нейтронних параметрів підкритичних ядерних матеріалів, засновану на прецизійному вимірюванні інтервалів часу між сигналами детекторів нейтронів, що забезпечує її інваріантність до методів обробки експериментальних даних.

Розглянуто реактор на хвилі ядерного горіння за наявності поглинача нейтронів, що не вигорає. Показано, що, змінюючи концентрацію поглинача, можна регулювати швидкість хвилі, а значить, і потужність реактора. На основі раніше одержаних умов рівноваги хвилі розвинено теорію збурень, що дозволяє за заданої концентрації поглинача визначати швидкість хвилі (потужність реактора) та кінцевий флюенс (або вигоряння палива). Параметром малості в цій теорії збурень є безрозмірна швидкість хвилі, яка є малою для будь-якого реального реактора. Розглянуто також вплив вищих ізотопів плутонію та продуктів поділу (для реактора на уран-плутонієвому циклі) на розповсюдження хвилі поділів.

Предложен новый вариант локального подхода к разрушению. В рамках данного подхода разработана методика, согласно которой долговечность реакторных сосудов давления при радиации оценивается не по предельному смещению критической или исходной температуры, а из условия начала хрупкого разрушения облученного металла впереди вершины трещины в реакторном сосуде давления.

Розглянуто можливість використання кремнієвого стріп-детектора з поліетиленовою плівкою для визначення координат швидких нейтронів. Точність визначення координат швидких нейтронів залежить від особливостей взаємодії нейтронів із поліетиленом, а також від точності реєстрації в стріп-детекторі протонів віддачі, що утворюються внаслідок пружного розсіяння нейтронів у поліетилені. Таким чином, точність визначається енергіями та кутовим розподілом протонів віддачі та характеристиками треків, що утворюються в детекторі. Розраховано залежність середнього заряду, зібраного на смужці, від координати нейтрона. Показано, що найбільш важливим для точності визначення координат є вибір віддалі між смужками. Розглянуто вплив на точність визначення координат інших факторів, таких як розподіл електричного поля в детекторі та відношення довжини треку до відстані між смужками.

Уперше для багатокомпонентних сумішей хімічно активних речовин запроваджено термодинамічне обгрунтування поняття "потенціал хімічного елемента" як характеристики суміші щодо масообміну в процесах хіміко-термічної обробки. Розроблено способи обчислення потенціалів хімічних елементів та створено програмний продукт GaS як один з інструментів інженерного аналізу та проектування процесів перенесення хімічних елементів у гетерогенних системах. Запропоновано модель твердого розчину проникнення та розроблено методику кінетичного опису перенесення вуглецю між технологічною атмосферою (ТА) і розчином вуглецю в металі, яка припускає існування лише статистично незалежних учасників взаємодії. Наведена методика уперше встановлює таке співвідношення між поняттями "різниця вуглецевих потенціалів" і "коефіцієнт провідності за вуглецем" системи ТА - твердий матеріал (ТМ), яке узгоджене з термодинамікою необоротних процесів. За результатами кінетичного експерименту встановлено можливість контролю потоку кисню між ТА і ТМ шляхом вимірювання електрорушійної сили кисневого зонду та комп'ютерної обробки результатів вимірювання.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-012

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: В379.27 + З46-012

Рубрики:

Електричні і магнітні властивості напівпровідників

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ