МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ВЕСТНИК

Основное внимание уделяется вопросам изучения возможностей и особенностей PIV-метода (метода цифровой трассерной визуализации) для определения скоростей фаз в рамках исследования восходящего двухфазного потока в вертикальном цилиндрическом канале, проведенном на экспериментальном стенде кафедры «Ядерные реакторы и установки» МГТУ им. Н.Э. Баумана. Результаты выполненных измерений предоставляют возможность определения структуры потока (формы и размеров газовой фазы), визуализировать её динамику, а также получить поле и распределение (профиль) скоростей фаз по продольному сечению канала. Полученные сведения позволяют определить важную характеристику двухфазного потока – коэффициент (фактор) скольжения между фазами.

В статье автор рассматривает радиационное формоизменение циркониевых труб технологических каналов (ТК) реакторов РБМК-1000 в процессе эксплуатации. Технологический канал является важным элементом конструкции активной зоны реактора. Непревышение трубами ТК предельно-допустимого внутреннего диаметра является одним из критериев, обеспечивающих надежность и безопасность эксплуатации реакторов РБМК-1000. В представленной работе приводятся результаты проведенных исследований по изменению внутренних диаметров труб ТК на Ленинградской и Курской атомных станциях. Выполненные исследования позволили определить влияние термообработки на скорости изменения внутренних диаметров труб ТК и могут быть использованы для прогнозирования состояния диаметров циркониевых труб технологических каналов на энергоблоках с РБМК-1000.

В работе рассматривается приемник полного давления, состоящий из цилиндрического зонда и импульсной трубки, соединяющей внутреннюю полость зонда с датчиком давления. Изучаются подходы к измерению скоростей цилиндрическим зондом.В результате работы получены зависимости характеристик приемника от размеров зонда и импульсной трубки. Рассмотрены распределения поправочных коэффициентов, которые позволяют из измеренных величин давления получить скорости. Приведены основные факторы, влияющие на результаты измерений. Даны рекомендации по выбору зонда и элементов измерительной системы.Результаты работы могут быть использованы для выбора оптимальных геометрических размеров элементов измерительной системы, определения поправочных коэффициентов, изучения распределения скоростей в потоке в каналах сложной формы.

В статье рассматривается проблема защиты населения от радионуклидов газоарозольных выбросов АЭС. Для оценки влияния газоарозольных выбросов на население автором написана программа «GAV2» на языке FORTRAN-95. Для расчета дозовых нагрузок на население, проживающее в регионе размещения АЭС, автор использует метод Паскуилла. Сначала определяется удельная объемная концентрация радионуклидов в приземном слое, и эта информация является исходной для всех прочих расчетов. В статье описаны основные алгоритмы, реализованные в коде программы, указаны особенности ее работы. Автор указывает на преимущества и недостатки разработанного им программного кода, анализирует перспективы работы над программой. В статье приводится пример использования программы для проектирования зданий и сооружений исследовательской реакторной установки.

Основное внимание уделяется проблеме определения области использования расчетных соотношений (корреляций) для расчёта потерь на трение при движении двухфазного потока в вертикальном канале при естественной циркуляции. При проектировании водоохлаждаемых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и обосновании их надежности и безопасности применяют расчетные соотношения, требующие верификации по экспериментальным данным. На основании  обзора научной литературы были выбраны семь  расчетных соотношений для требуемых условий течения двухфазного потока, и выполнена их верификация по результатам экспериментальных исследований, проведенных на экспериментальном стенде кафедры «Ядерные реакторы и установки».По результатам верификации определены области применения выбранных корреляций, сформулированы качественные и количественные выводы.

Замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ) является перспективным циклом в виду того, что полезные для нас элементы не захороняются, а перерабатываются и служат сырьем для производства новых тепловыделяющих элементов. Развитие же ЗЯТЦ является приоритетной задачей для атомной энергетики . И не возможно себе представить развитие этого цикла без соответствующего обоснования безопасности для персонала, работающего на заводах по переработке  отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Устойчивость рабочих режимов энергетических систем имеет одно из первостепенных значений при разработке таких систем. В работе рассмотрены режимы термоядерного горения плазмы в термоядерном реакторе. Цель работы заключается в анализе устойчивости теплового баланса плазмы в термоядерном реакторе. Анализируются режимы реактора на основе токамака типа ITER, в котором происходит реакция дейтерия с тритием. В результате анализа получено, что, например, при небольших изменениях параметров T , n и a реакция в рассмотренных режимах будет устойчивой, то есть баланс энергии будет саморегулирующимся.