Для длительной и безаварийной работы реактора топливо модифицируют путем добавления различных гомогенных и гетерогенных соединений. Практическое применение получило уран-гадолиниевое топливо в гомогенном исполнении с аксиальным профилированием тепловыделяющих элементов. Исследуется возможность гетерогенного применения Gd₂O₃, ZrB₂, Am₂O₃ и других выгорающих и легирующих добавок, которые позволяют сохранить теплопроводность топлива на уровне обычного оксидного топлива. Исследуемые модификации показывают удовлетворительное поведение под облучением при экстремально высокой температуре и предельном выгорании. Однако менее изученными остаются вопросы радиационной безопасности при обращении как со свежим, так и с отработавшим топливом. В настоящей работе проведена расчетная оценка нейтронной составляющей радиационных характеристик UO₂-композиции с гетерогенным вариантом локализации микрокапсул ^natGd₂O₃ и Am₂O₃. Такой вариант исполнения не ухудшает теплопроводность топлива и положительно сказывается на ядерно-физических и теплофизических свойствах. Америций исследован не только в качестве возможной альтернативы Gd, но и с позиции утилизации в тепловых реакторах. Рассмотрено влияние Am на фотонную составляющую радиационных характеристик свежего топлива. Исследования выполнены с целью разработки процедур и регламентов обращения с новым топливом в процессе его изготовления и после облучения в реакторе. Исследования выполнены с применением верифицированных расчетных кодов программ Nedis‑2m и MCNP 6.2. 

Представлено моделирование сухого осаждения радиоактивных аэрозолей в арктических районах Крайнего Севера с использованием модели сухого осаждения аэрозолей на неоднородные подстилающие поверхности, которая учитывает влияние размеров и плотности аэрозольных частиц, характеристик шероховатости поверхности и динамической скорости трения, определяемой на основе параметризации пограничного и приземного слоя в использованной версии модели WRF-ARW. Получены оценки загрязнения поверхности земли радиоактивными аэрозолями с размерами частиц 0.1, 1 и 10 мкм в арктических районах Крайнего Севера (территории п-ова Ямал и Кольского п-ова) с неоднородными подстилающими поверхностями в реальных метеорологических условиях в летний и зимний периоды. Показано, что загрязнение радиоактивными аэрозолями поверхности земли на территории п-ова Ямал и Кольского п-ова зависит от размеров аэрозольных частиц и типов подстилающей поверхности в летний и зимний периоды. Наибольшая неоднородность загрязнения территории и ее зависимость от типа подстилающей поверхности наблюдается для частиц менее 1 мкм, а для частиц больших размеров определяющими факторами являются рельеф местности и метеорологические условия во время выброса. Результаты численного моделирования позволят снизить неопределённость оценок загрязнения местности радиоактивными аэрозолями и повысить их достоверность в интересах анализа и обеспечения безопасности населения, включая воздействие на окружающую среду радиоактивных аэрозолей, образующихся на объектах использования атомной энергии, которые эксплуатируются и будут использоваться в арктических районах Крайнего Севера

Затраты на обеспечение защиты современных ядерно-технических установок составляют значительную долю (20-30%) от общей стоимости строительства.  Поэтому оптимизация состава радиационно-защитных материалов является важным направлением для минимизации расходов на защиту при сохранении высоких показателей её эффективности. Значительный вклад в снижение затрат на строительство объектов атомной энергетики (ОИАЭ) вносят природные ресурсы, месторождения которых расположены вблизи этих объектов. В современных радиационных технологиях композитные радиационно-защитные материалы (РЗМ) с матрицей из стекла, полимеров, цемента и других материалов играют ключевую роль. Включение различных наполнителей в состав матрицы позволяет проектировать оптимальный состав РЗМ для конкретных условий облучения, определяемых изотопным составом радиоактивных загрязнений. В качестве наполнителей могут быть использованы как природные материалы, так и отходы промышленного производства, что способствует решению проблемы их утилизации. В данной статье представлены результаты расчетно-экспериментальных исследований образцов природных минералов из северной части Вьетнама. Данное исследование является частью комплексного проекта, который реализуется на кафедре «Атомные станции и ВИЭ» Уральского федерального университета (УрФУ) уже более 10 лет. Проект направлен на изучение радиационно-защитных свойств природных минералов и промышленных отходов с целью оценки их потенциальной применимости в составе строительных материалов для защиты ОИАЭ. Для исследования расчета радиационно-защитных свойств минералов плотность образцов определялась методом Архимеда с помощью плотномера MH-300A, химический состав – с помощью рентгенофлуоресцентного анализа в лаборатории Управления по ядерным материалам Египта (г. Каир), использовалась база данных XCOM. Экспериментальное исследование экранирующих свойств образцов проводились с помощью спектрометрической установки «Роботрон». Результаты исследования природных материалов выявили образцы камней, которые могут быть использованы в качестве наполнителя бетона при строительстве АЭС и других объектов атомной энергетики во Вьетнаме, а также глины для изготовления радиационно-защитных блоков для быстровозводимой защиты.

Строительство новых атомных электростанций по проекту АЭС-2006 потребовало от Ленинградского металлического завода (ЛМЗ) в проекте конденсационной турбины большой мощности К-1200-6,8/50 реализации электронной и гидравлической системы регулирования и защиты турбины (САРЗ) на основе опыта, конструктивных и схемных решений для аналогичной системы быстроходной турбины-аналога К-1000-60-3000 производства ЛМЗ. Несмотря на сохранение компоновки турбины по отношению к турбине-аналогу (2 ЦНД + ЦВД + 2 ЦНД), концепции управления турбиной посредством САРЗ и применения соответствующих конструктивных референтных решений ЛМЗ, в период пусконаладочных работ на энергоблоках Нововоронежской
АЭС-2, как показал опыт, возникали случаи некорректной работы САРЗ по причине скрытых несоответствий отдельных элементов оборудования. Устранение причин некорректной работы гидравлических узлов зачастую непосредственно связно с поиском коренной причины «изнутри», т.е. требуется разборка оборудования. В представленной статье приведены случаи некорректной работы САРЗ и пути их решения из опыта пусконаладочных работ на турбине большой мощности К-1200-6,8/50 с кратким описанием проблемных гидравлических узлов САРЗ, объемов доработки конструктивных элементов. Приведенный в настоящей статье опыт пусконаладочных работ и по сей день является актуальным по причине проведения регулярных планово-предупредительных ремонтов на введённых в эксплуатацию энергоблоках проекта АЭС-2006, в процессе которых выполняется регламентная ревизия гидравлических элементов органов парораспределения, а также предпусковая проверка взаимодействия гидравлической (ГЧСР) и электронной (ЭЧСР) частей САРЗ. Кроме того, в настоящее время за рубежом выполняется ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС с турбиной К-1200-6,8/50 (Народная Республика Бангладеш), где описанный опыт по случаю может быть применен.

В данной работе предложена и смоделирована в среде MATLAB многоточечная модель динамики ядерного реактора ВВЭР-1200, состоящая из различной совокупности моделей многоточечной кинетики, определенной в рамках подхода связанных реакторов Эйвери в аксиальном направлении. Количество рассмотренных моделей составляет от двух до двадцати. Для более точного описания динамических режимов работы реактора модель была расширена теплогидравлической моделью Манна, в рамках которой предполагается, что к одному топливному узлу примыкает два узла последовательных узла теплоносителя. Для моделирования суточных маневренных режимов были учтены пространственные ксеноновые колебания и введен параметр Axial Xenon Oscillation Index. В работе также предложена новая математическая многоузловая модель воздействия борной кислоты, полученная из модели изменения концентрации борной кислоты в геометрии канала. Данная модель связана с моделью теплогидравлических процессов через массовый расход теплоносителя. Результаты численного моделирования в двух экспериментах: при изменении положения 12 группы органов регулирования системы управления и защиты, а также концентрации жидкого поглотителя в теплоносителе первого контура показывают, что статистическая точность предложенной модели является более чем удовлетворительной в сравнении с многофункциональным тренажером, а общий вид переходных процессов согласуется с физическими представлениями. Представленная работа способствует дальнейшему развитию связанных в нейтронно-физическом смысле точечных моделей ядерного реактора для улучшения синтеза автоматического регулятора мощности.

В РФ требования к управлению старением (ресурсом) трубопроводов, отнесенных в проектах блоков атомных станций (далее – АС) в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии к элементам 1, 2 и 3 классов безопасности, установлены в НП-096-15. Для динамически нагруженных трубопроводов АС одним из наиболее «опасных» нагружающих факторов являются именно вибрационные нагрузки, так как для реальных конструкций трубопроводов АС значения коррозионно-эрозионного износа не велики вследствие применения коррозионностойких сталей и ограничения скорости протекающей среды (согласно НП-068-05 скорость воды – до 5 м/с, а пара и газа – до 60 м/с). Рассмотрены вопросы управления старением динамически нагруженных трубопроводов. Предложено использование расчетно-экспериментального метода для определения напряженно-деформированного состояния трубопровода при вибрационном воздействии с целью определения повреждаемости при циклически повторяющихся нагрузках. Рекомендовано в качестве ресурсной характеристики при вибрационном нагружении трубопровода использовать не нормируемые частоты или амплитуды колебаний, а значения накопленных и предельных повреждений.

Возможность несения нагрузки при переходных процессах без достижения условий срабатывания систем безопасности и аварийной защиты реактора называется динамической устойчивостью энергоблока АЭС. Регулирование уровня воды в парогенераторах РУ ВВЭР-1200 (В-392М) осуществляется для поддержания баланса между отводом пара, продувкой и подачей воды. Изменение уровня воды в парогенераторе, обусловленное переходными процессами, может привести к достижению уставок технологических защит и блокировок с последующим отключением главного циркуляционного насоса и снижением нагрузки. Анализ проведённых на этапах пусконаладочных испытаний энергоблоков Нововоронежской, Ленинградской и Белорусской АЭС, а также имевших место отключений основного оборудования по причине изменения уровня в парогенераторах позволил определить возможные пути повышения динамической устойчивости энергоблоков с РУ ВВЭР-1200. Поддержание номинального уровня воды в парогенераторе позволяет не допустить поступление на турбину пара с повышенной более 1% влажностью. Имеются реальные перспективы повышения динамической устойчивости энергоблоков ВВЭР-1200 за счёт модернизации запорной арматуры на узле питания парогенератора с повышением её быстродействия и соответствующих корректировок уставок по уровню воды в парогенераторе. Повышение динамической устойчивости энергоблоков ВВЭР-1200 позволит внести существенный дополнительный вклад в экономическую привлекательность усовершенствованного проекта АЭС отечественного дизайна.

. В качестве объекта исследования в данной статье были выбраны атомграды – российские города, в которых сосредоточены предприятия, связанные с производством и промышленным использованием ядерной (атомной) энергии. К этому списку авторами были отнесены города расположения атомных электростанций и закрытые административные территориальные образования (ЗАТО) атомной промышленности. В настоящее время в городах присутствия Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» проживает более 2,35 млн. человек. Развитие этих территорий, как каркаса развития всей нашей страны – одна из важных задач Госкорпорации. Предметной областью в исследовании является воссоздание и поддержка идентичности так называемого «фирменного образа» общественных пространств атомградов (парков, скверов, зон отдыха). В статье предлагается сделать это за счет дооснащения обозначенных мест малыми архитектурными формами единого для всех атомградов архитектурного стиля (в виде мирного атома, градирен, реактора и т.д.). Цель исследования – предложить такое проектное решение, которое позволит возродить утерянные со временем традиции в части создания единого архитектурного образа парков и скверов городов присутствия Госкорпорации «Росатом», повысив при этом комфортность городских общественных пространств данных городов. В качестве основных методов при написании статьи выступили теоретический анализ научной литературы по проблематике создания и повышения имиджа территорий, систематизация имеющегося материала, его графическая визуализация и другие. Основным результатом исследования выступает обоснование целесообразности разработки макетов малых архитектурных форм (скамеек, урн, вазонов, входных зон, фонарных столбов, велопарковок и др.), по внешнему виду и форме которых можно идентифицировать принадлежность парка (сквера) к городу присутствия объекта атомной энергетики. Это в свою очередь позволит возродить единый облик городских пространств атомградов, положительно скажется на росте уровня привлекательности для туристического потока и на комфортности общественных пространств для местного населения.

В статье представлен опыт применения экосистемного подхода в системе высшего образования при построении стратегии развития вуза, обеспечивающей подготовку кадров, обладающих компетенциями, необходимыми для достижения технологического суверенитета страны, готовых к быстрому обучению и адаптации в условиях изменчивой внешней среды, способных развивать технологии. Авторами представлены основные принципы реализации экосистемного подхода в практике Волгодонского инженерно-технического института – филиала Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» (ВИТИ НИЯУ МИФИ), а также определены ключевые результаты, полученные при применении экосистемного подхода на основе изменений в образовательном, научно-исследовательском, инновационном, организационно-управленческом процессах