В данной работе проводится анализ методов и технологий оценки способа образования, состава, характеристик и особенностей кориума, который является смесью ядерных и конструкционных материалов активной зоны ядерного реактора, образовавшейся в результате аварии, сопровождаемой частичным или полным расплавлением активной зоны. Исследование проводится на основе данных по изучению кориума, образовавшегося в результате аварии на атомной электростанции Фукусима Дайити, находящихся в открытом доступе и являющимися результатом работы множества научных организаций по всему миру. Исследования кориума представляют собой один из главных вопросов в рамках повышения ядерной безопасности в дальнейшем и является одной из задач проведения успешной процедуры устранения последствий аварии на АЭС Фукусима Дайити. Без подробного анализа нейтронно-физических, материаловедческих, гравиметрических и иных характеристик кориума, а также создания комплекса данных по кориуму объединяющего в себе эти характеристики, невозможно в дальнейшем создать полноценную модель кориума и организовать эффективный и безопасный процесс удаления ядерных материалов из поврежденных блоков атомной электростанции Фукусима Дайити. Целью работы является объединение существующих результатов исследований в комплекс данных, который в дальнейшем может быть использован для моделирования кориума с использованием нейтронно-физических кодов. Создаваемый комплекс, включает в себя такие данные, как размер, плотность и морфология образцов кориума и их приблизительный нуклидный состав. Создаваемый комплекс данных позволит не только выполнять задачи, связанные с повышением уровня безопасности при реализации процедуры устранения последствий аварии на АЭС Фукусима Дайити путем моделирования, но и послужить основой для создания международного бенчмарка моделирования смеси, содержащей ядерные материалы (ЯМ).

Рассмотрено географическое распределение стран, приступающих к реализации первых проектов сооружения атомных станций (АС) большой мощности, обозначены риски, оказывающие влияние на строительство. Проанализированы возможные последствия, возникающие в результате реализовавшегося риска в странах, впервые приступающих к реализации проектов строительства АС, в частности, увеличение стоимости строительства АС, увеличение продолжительности ее строительства. Обозначены меры, к которым прибегают страны-новички для успешной реализации проекта и митигации рисков. Рассмотрена необходимость сопровождения сооружения АС и своевременной подготовки к её эксплуатации. Проведен анализ подходов российской эксплуатирующей организации к оказанию таких услуг на этапе строительства АС за рубежом, выявлена слабая конкурентоспособность подхода «архитектор-инженер», обосновано предпочтение подходов «технический заказчик» и «инженер владельца».

В статье приводится описание перспектив разработки и изготовления натурного тренажера обучения методам диагностики электроприводного оборудования, применяемым на АЭС. Приведен ориентировочный состав технических средств, входящих в тренажер, обоснованы его технические характеристики, описан имеющийся в ВИТИ НИЯУ МИФИ опыт применения подобного тренажера. Тренажер обучения диагностике должен включать в себя экспериментальный стенд, позволяющий имитировать реальные производственные условия эксплуатации и возможные дефекты электроприводного оборудования АЭС, а также приборный парк и методическое обеспечение, применяемые на АЭС для диагностики. Внедрение обучения методам и приемам технической диагностики с их практической отработкой на тренажере диагностики позволит повысить качество диагностического сопровождения эксплуатации электроприводного оборудования АЭС.

В реакторных установках с водо-водяным энергетическим реактором не исключено появление в главном циркуляционном контуре свободных, слабозакрепленных и посторонних предметов. Эти предметы, перемещаясь в потоке теплоносителя, могут соударяться со внутренними стенками главного циркуляционного контура, что может привести к повреждению оборудования. Раннее обнаружение этих предметов позволит минимизировать повреждения и повысить уровень безопасности эксплуатации АЭС. С этой целью реакторная установка оснащается системой обнаружения свободных/слабозакрепленных предметов (СОСП). Основной проблемой СОСП является большое количество ложных тревог, возникающих вследствие регистрации шумов от штатного функционирования АЭС. В работе расматривается применение алгоритмов кластеризации к сигналам СОСП, что позволяет значительно уменьшить число ложных тревог, поскольку установлено, что сигналы от срабатывания штатного оборудования отличаются большой степенью повторяемости. Тогда, «обучив» СОСП на некотором архиве данных, характеризующих штатное функционирование РУ, мы можем утверждать, что, если вновь поступивший сигнал попадает в один из кластеров, то он отражает штатное функционирование РУ, в то время как сигналы, не попавшие ни в один из кластеров, могут быть следствием появления свободного/слабозакрепленного предмета и данная ситуация требует незамедлительного реагирования персонала, эксплуатирующего АЭС. Данный подход позвляет значительно уменьшить количество выходной информации СОСП, снизить нагрузку на эксплуатирующий персонал, улучшить качество принимаемых решений и, соответственно, увеличить безопасность эксплуатации РУ в целом.

В работе описывается модель, которая подтверждает достоверность методики диагностики приводов системы управления и защиты (СУЗ) энергоблоков реакторной установки. Модель имитирует работу объекта диагностирования, который генерирует сигналы, регистрируемые, сохраняемые и обрабатываемые системой диагностики приводов СУЗ. Указанная система разработана НИЯУ МИФИ в качестве пилотного образца, предназначенного для диагностики привода аварийного, регулирующего, компенсирующего (АРК) четвертого блока Нововоронежской АЭС и линейного шагового привода (ЛШП) пятого блока НВАЭС. Основным требованием к системе является способность выявлять наиболее часто встречающиеся дефекты приводов АРК и ЛШП. Система обладает многофункциональностью, мобильностью, компактностью и удобством в использовании, а ее технико-экономические показатели выше запатентованных объектов промышленной собственности, что свидетельствует о перспективности ее использования для контроля технического состояния электроприводов СУЗ с целью повышения безопасности АЭС. Разработана методика, которая устанавливает требования к содержанию и организации процедуры диагностирования приводов СУЗ с использованием комплексной информационной системы контроля технического состояния приводов СУЗ энергоблоков с реактором ВВЭР-440. Настоящая методика распространяется на привода СУЗ типа АРК и ЛШП, находящиеся в эксплуатации на АЭС и предназначена для специалистов, использующих систему диагностики по назначению. Валидация методики, положенной в основу работы системы, осуществляется путем обработки сигналов, имитирующих работу приводов в условиях наиболее часто встречающихся дефектов. В статье приводятся примеры сымитированных сигналов, содержащих предусмотренные методикой диагностические признаки. Внедрение валидированной системы и методики позволит упростить задачу сбора, анализа, сравнения данных о приводах во время эксплуатации на АЭС, а также позволит повышать квалификацию персонала, что должно положительно сказаться на увеличении надежности и ресурсе оборудования.

Для улучшения параметров реакторных установок и снижения стоимости вырабатываемой электроэнергии проводятся исследования, направленные на определение наиболее рационального использования топлива. Различные методы используют различные математические и физические модели, что приводит к некоторому различию в получаемых данных. Одним из таких методов является профилирование ТВС. В данной работе приводится теория, применяемая в моделировании и расчетах программным комплексом Serpent 2, рассматриваются методы аксиального профилирования составов в реакторной установке, проводится сравнении полученных результатов и обоснование их достоверности на промежуточном этапе исследования.

В работе проводится обзор возможностей профориентационной кооперации стейкхолдеров образовательного процесса и специалистов атомной отрасли с целью углубления интеграции школы, технического университета и производства. Предложена модель коллаборации главных заинтересованных субъектов по построению эффективной системы социального партнерства в сфере профессионального образования и повышению качества подготовки выпускников для атомной отрасли.

В работе рассматривается новый подход к формированию моделей развития городов расположения предприятий атомной отрасли, который определяется как инфраструктурно - сервисный, предполагающий не только обеспечение жителей современной инфраструктурой, но и передовыми сервисами, ставит во главу угла максимально эффективное удовлетворение потребностей и запросов человека в городе. Анализируется влияние, которое вузы оказывают на экономику, уровень человеческого капитала и инновационный потенциал территории региона в связи с расширением функций вуза и изменением вектора развития функциональной модели вуза - с универсальной научно-образовательной на экспертно-технологическую. В последние годы в ответ на сложившиеся вызовы в нашей стране происходит трансформация функций вузов, при этом в основных функциях (образовательной и научно-исследовательской) выделяется функция служения региональному сообществу, в рамках реализации которой вуз выступает как драйвер развития территории. Раскрываются направления и формы деятельности Волгодонского инженерно-технического института как драйвера развития г. Волгодонска и Волгодонской агломерации как территории расположения Ростовской АЭС.