Энергомашиностроение
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Другие журналы

электронный журнал

МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ВЕСТНИК

Издатель ФГБОУ ВПО "МГТУ им. Н.Э. Баумана". Эл No. ФС77-51038. ISSN 2307-0609

Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технологии атомной промышленности

Разработка модели расчета контейнера ТУК при динамическом воздействии
# 06, июнь 2014
УДК: 621.642-034.14
Залисский А. В.
В данной работе были  созданы две конечно-элементные модели транспортно- упаковочного контейнера CASTORVVER-1000 в среде  программного комплекса ANSYS с разбиением на трёхмерную сетку. Первая модель имеет стандартное оребрение боковой поверхности, вторая-модифицированное, с изменённой геометрией ребёр.  Коэффициенты перегрузки были определены через работу пластических деформаций. Созданная конечно-элементная модель может использоваться для  обоснования конструкции и методик расчетов контейнеров, содержащих демпфирующее элементы. Расчетное моделирование динамических процессов  позволяет сделать выводы  о необходимости применения демпферов и изменении конструкции бокового оребрения. Перспективными можно назвать работы в области конструирования  внутренних демпферов, а так же подбор материалов наружных демпферов и корпуса для более эффективного гашения удара. Результаты, полученные в данной работе, могут быть применены в первую очередь для проектирования транспортно-упаковочных комплексов нового поколения, а так же разработки и усовершенствования конструкции тепловыделяющих сборок.
Моделирование и анализ аварийных процессов в быстром реакторе малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем
# 08, август 2013
УДК: 621.039
Коноваленко Ф. Д.
В статье рассматривается проблема естественной безопасности реакторов на быстрых нейтронах с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем. Моделирование проводится на примере реактора малой мощности моноблочной компоновки. Автор исследует переходные процессы типа TOP WS и LOF WS. Используется программный комплекс FRISS-1D. Анализируется выполнение следующих функционалов безопасности: температуры теплоносителя, максимальной температуры топлива и отношения мощности в новом стационарном состоянии к номинальной мощности. Полученные результаты свидетельствуют о том, что при выбранных сценариях развития аварий, безопасность обеспечивается благодаря внутренним обратным связям реакторной установки, без участия оператора или систем автоматического управления.
Исследование теплопроводности в тепловыделяющих элементах сложной формы
# 08, август 2013
УДК: 536.212
Зубов Н. С.
Рассмотрена задача теплопроводности в стержневых элементах сложного поперечного сечения с внутренним энерговыделением. Актуальность задачи обусловлена необходимостью расчета температур в самодистанционирующихся твэлах исследовательских и транспортных реакторах. Представлена методика, базирующаяся на численном решении уравнения теплопроводности в стационарной двумерной постановке, и проведена ее верификация. Получены безразмерные перепады температур в твэлах трех- и четырехлопастного, квадратного и четырехугольного криволинейного поперечных сечений. 
Определение методов дезактивации и утилизации снятых с эксплуатации парогенераторов ПГВ-1000
# 09, сентябрь 2013
УДК: 621.039-75
Пулинец А. А.
 В ходе выполнения данной работы был проведен анализ радиационной обстановки вокруг и в объёме парогенераторов. Выполнен сравнительный анализ нескольких методов дезактивации и составов дезактивационных растворов. На основе предлагаемого метода дезактивации предложена схема оборудования для проведения процесса. Для доставки парогенератора к месту переплавки выполнен сравнительный анализ методов фрагментирования парогенератора и предложена схема проведения разделочных работ. Полученные данные можно использовать на начальных этапах проектирования технологических процессов по утилизации снятых с  эксплуатации парогенераторов ПГВ-1000.
Физически оптимальная защитная композиция ядерного реактора
# 08, август 2013
УДК: 621.039.538
Лукьянчиков А. В.
Выполнен анализ оптимального состава гомогенной защиты от смешанного гамма-нейтронного излучения ядерного реактора, обеспечивающего минимальные массогабаритные характеристики. Работа основана на подборе и сравнении длин релаксации проникающего излучения основных типов (гамма-квантов и нейтронов разных энергий) в различных материалах и их комбинациях. Такой подход позволяет с достаточной точностью оценить эффективность материала защиты без громоздких прецизионных расчетов. Установлено, что наилучшие показатели защиты можно получить, используя смеси определенных металлов с водородосодержащими веществами, а в зависимости от концентрации тяжелого материала возможно достичь оптимум по толщине или массе. Рассмотрены три основных варианта геометрии защитной композиции вокруг источника излучения. 
Влияние компоновочных решений активной зоны исследовательского реактора с натриевым теплоносителем на её нейтронно-физические характеристики
# 09, сентябрь 2013
УДК: 621.039-78
Прокопович А. А.
В ходе выполнения данной работы был выполнен анализ компоновки активной зоны исследовательского реактора с натриевым теплоносителем. С помощью программы MCU-FREE определено энерговыделение по высоте и по радиусу активной зоны. Выполнен сравнительный анализ нескольких вариантов расположения экспериментальных каналов (ЭК), материаловедческих сборок (МС) рабочих органов системы управления и защиты (СУЗ). В результате был обоснован предпочтительный вариант расположения ЭК, МС, рабочих органов СУЗ, определено количество рабочих органов. Полученные данные можно использовать на начальных этапах проектирования исследовательских реакторов с натриевым теплоносителем.
Расчетное определение собственной активности теплоносителя в циркуляционном контуре РБМК
# 08, август 2013
УДК: 621.039
Максименко К. А., Пипченко Г. Р.
Выполнен расчетный анализ активации теплоносителя в потоке нейтронов по изотопу азота 16 и 17 в контуре РБМК. С помощью программного комплекса «МВТУ» разработана математическая модель, позволяющая получить данные об объемной активности воды в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) и паро-водяном тракте. Модель позволяет варьировать все параметры реакторной установки и может быть использована для оценки объемной активности по любому другому изотопу, содержащемуся в растворимой в воде примеси. Результатом данной работы является получение исходных данных для расчета дозовых нагрузок на персонал, обслуживающий реакторную установку и паро-водяной тракт, активности аэрозольных выбросов в систему вентиляции АЭС.
 
ПОИСК
 
elibrary crossref neicon rusycon
 
ЮБИЛЕИ
ФОТОРЕПОРТАЖИ
 
СОБЫТИЯ
 
НОВОСТНАЯ ЛЕНТА



Авторы
Пресс-релизы
Библиотека
Конференции
Выставки
О проекте
Rambler's Top100
Телефон: +7 (499) 263-61-98
© 2003-2017 «Молодежный научно-технический вестник» Тел.: +7 (499) 263-61-98