Знайдено документів: 1
Інформація × Реєстраційний номер 0222U005460, (0121U108949) , Науково-дослідна робота Назва роботи Дослідження в обґрунтування застосування ядерних паливних циклів для реакторів, які розглядаються в структурі атомної енергетики України Назва етапу роботи Обґрунтування теплофізичної надійності зберігання палива компанії Вестінгауз в ССВЯП ВП ЗАЕС. Розробка, створення і впровадження стандартних зразків підприємства уранвміщуючих матеріалів в широкому діапазоні концентрацій ізотопів урану, основних і домішкових елементів та дослідження їх характеристик ядерно-фізичними методами. Керівник роботи Красноруцький Володимир Семенович, Кандидат фізико-математичних наук Дата реєстрації 30-12-2022 Організація виконавець Національний науковий центр "Харківський фізико-технічний інститут" Національної академії наук України Опис роботи Комплексні проблеми розвитку ядерних технологій і атомної енергетики включають низку конкретних фізичних і матеріалознавчих завдань в обґрунтування експлуатації існуючих елементів ядерних установок, конструкторських і технологічних розробок перспективних елементів активних зон, експериментальних і розрахункових розробок з проектування активних зон з удосконаленими паливними циклами з малим витоком нейтронів з покращеними нейтронно-фізичними та економічними показниками і обґрунтування їх застосування для реакторів України, обґрунтування теплофізичної надійності зберігання палива компанії Вестінгауз в ССВЯП ВП ЗАЕС, розробка моделей реактора, внутрішньокорпусних пристроїв (ВКП) і активної зони ВВЕР-1000 для виконання розрахунків флюенса швидких нейтронів на ВКП корпусу реактора і енерговиділення у ВКП, проведення досліджень для активної зони малого модульного реактора, дослідження і випробування по вивченню процесів і явищ, що відбуваються в матеріалах при проектних і запроектних аваріях. Опис етапу  В роботі проведено аналіз температурних характеристик твелів/твегів ВТВЗ-WR та найбільш відповідальних конструкційних елементів БГК, ПК та ВБК при зберіганні у ССВЯП за умов НЕ і ПНЕ. Показано, що в режимах нормальної експлуатації та в режимах відхилень від нормальних станів система ССВЯП з ТВЗ-WR залишається в температурних межах, передбачених проектом. Максимальна температура оболонки твела ВТВЗ-WR в режимах нормальної експлуатації в системі ССВЯП не перевищує 350 ºС. Незважаючи на консерватизм розрахунку температурного стану ВКЗ є запас за максимальною температурою оболонок твел ВТВЗ-WR, який, у разі необхідності, може бути використаний для підвищення залишкової потужності ТВЗ, що завантажуються, і зниження часу їх витримки в БВ. Виконано оцінку оптимальних геометричних параметрів СЗП з уранвміщуючих матеріалів у різних фізичних формах для виготовлення на їх основі робочих еталонних зразків. Визначено конструкцію контейнера для пакування еталонних зразків уранвміщуючих матеріалів та розроблено конструкторську документацію на контейнери для пакування робочих еталонних зразків. Виготовлено СЗП на основі діоксиду урану методом механічного змішування порошків зі збагаченням на 235U 0,4 та 19,7 %. Виконано апробування методики вимірювань елементного складу експериментальної партії паливних таблеток із діоксиду урану для дослідної тепловидільної збірки ТВЗ-Х, що була спроєктована сумісною і такою що буде замінювати ТВЗ ВВР-М2 в ядерній установці «Джерело нейтронів, що кероване прискорювачем електронів». Опис продукції Автори роботи Слєпцов Олексій Миколайлович Чернов Ігор Олександрович Куштим Антон Володимирович Ганн Володимир Васильович Висоцький Володимир Олександрович Зуйок Валерій Анатолійович Красноруцький Володимир Семенович Пасько Микола Володимирович Кірсанова Ольга Сергіївна Лелеко Юрій Якович Байдулін Володимир Зіятдинович Чернуха Віталій Петрович Колотилов Олександр Миколайович Пасенов Феодор Андрійович Свириденко Сергій Петрович Євсеєв Володимир Михайлович Ворожко Володимир Василійович Мухін Михайло Вікторович Пушкін Сергій Владленович Пузік Володимир Олексійович Лаврентьєв Микола Олександрович Гордієнко Юлія Олександрівна Рябчиков Сергій Дмитрович Грудницький Вадим Володимирович Куштим Яна Олексіївна Грицина Віктор Михайлович Рєдкіна Ганна Петрівна Долгій Валерій Анатолійович Чуносов Віталій Олександрович Марьохін Сергій Віталійович Гамов Олег Іванович Костромін Андрій Сергійович Слабоспицька Олена Олександрівна Зігунов Володимир Володимирович Жуков Олександр Іванович Москвітіна Юлія Костянтинівна Клименко Сергій Петрович Солдатов Сергій Анатолійович Куліш Григорій Василійович Рудь Роман Олександрович Рудь Наталья Володимірівна Трет'яков Михайло Виталійович Шевченко Ігор Володимирович Семенов Анатолій Кузьмич Додано в НРАТ 2022-12-30 Закрити
НДДКР ОК
Керівник: Красноруцький Володимир Семенович. Дослідження в обґрунтування застосування ядерних паливних циклів для реакторів, які розглядаються в структурі атомної енергетики України. (Етап: ). Національний науковий центр "Харківський фізико-технічний інститут" Національної академії наук України. № 0222U005460
Знайдено документів: 1

Оновлено: 2026-03-21