Журнал «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика»

В.П. Смирнов, А.А. Самсонов, А.Ю. Лещенко, А.В. Носов (АО НПФ "Сосны"), Ю.С. Мочалов, С.М. Савчиц, А.А. Легенький (АО "Прорыв")

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №1, 2026 

Приведены результаты испытаний макета установки высокотемпературной обработки (ВТО) смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300. Макет предназначен для проверки выбранных режимов ВТО с использованием модельного ядерного топлива (МЯТ) и экспериментальной отработки конструкции оборудования пирохимической переработки ОЯТ РБН в модуле переработки опытно-де монстрационного энергетического комплекса (МП ОДЭК). Предварительные испытания макета с использованием имитаторов МЯТ проводили для определения фактических характеристик установки в заданных режимах эксплуатации ВТО (распределение поля температуры, степень герметичности установки, полнота выгрузки имитаторов продуктов). Испытания макета с использованием МЯТ на основе нитрида урана проводили для проверки режимов азотирования-деазотирования МЯТ, а также окисления нитридного МЯТ до закиси-окиси урана с последующим ее восстановлением до диоксида урана. Получены характеристики продуктов после термообработки. Подведен материальный баланс по распределению урансодержащих продуктов в узлах установки. Показано, что процессы азотирования и деазотирования идут с низкой эффективностью для диспергирования МЯТ. Процессы окисления и восстановления протекают полностью. Требуется модернизация конструкции макета установки ВТО с целью снижения величин отложений во внутренних полостях и пылеуноса продукта из установки с отходящими газами.

В.П. Смирнов, А.В. Мытарев, А.Н. Костюченко, А.Ю. Лещенко, А.В. Носов

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №4, 2025

Для создания оборудования пирохимической переработки ОЯТ были разработаны экспериментальные образцы оборудования, предназначенные для размещения в защитной камере, заполненной аргоном. Опыт эксплуатации показал частые отказы в аргоне электроприводов, оснащенных общепромышленными асинхронными электродвигателями. В процессе исследований, проведенных в боксе с аргоном, было установлено, что отказы электроприводов были связаны как с электрическим пробоем между контактами электрических соединителей в цепях питания электродвигателей, так и непосредственно с пробоем в обмотках электродвигателей. Основными причинами являлись худшие условия теплоотдачи и пониженное напряжение пробоя в аргоне по сравнению с воздухом. Согласно полученным результатам, напряжение электрического пробоя в аргоне может достигать 25% от значения напряжения электрического пробоя на воздухе. Разница между температурой обмотки электродвигателя и окружающей среды может на 27% превышать значение на воздухе. Для обеспечения работы общепромышленных электроприводов в аргоне предложен комплекс мер, уменьшающих тепловую нагрузку на электродвигатель и снижающих вероятность электрического пробоя. Часть предложенных мер успешно апробирована, эффективность остальных необходимо проверить в последующих исследованиях.

А.З Гаязов, А.Ю. Лещенко, В.П. Смирнов (АО НПФ "Сосны"), Е.А. Звир, П.А. Ильин, В.Г. Теплов (АО "ГНЦ НИИАР")

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №2, 2024

Приведены результаты экспериментов по исследованию осушки разрушенного ОЯТ ВВЭР после хранения во влажной среде с целью обоснования пожаровзрывобезопасности герметичных пеналов с осушенным ОЯТ при транспортировании, хранении и переработке. На этапе выдержки ОЯТ в растворе борной кислоты в экспериментах определены концентрации урана, плутония и удельная активность продуктов деления в растворе модельных пеналов с ОЯТ. Произведена термовакуумная сушка пеналов с ОЯТ и определены параметры осушки (температура, остаточное давление, скорость осушки), выход водорода и активности 85Kr в процессе осушки, а также аэрозольный выход радионуклидов на фильтры системы термовакуумной сушки ОЯТ. Исследовано накопление водорода в герметичном модельном пенале с осушенным ОЯТ вследствие радиолиза гидратированных продуктов коррозии оксидного ОЯТ, а также изучен выход газообразных продуктов деления (ГПД) в объем пенала. Произведена расчетная оценка количества гидратированных продуктов коррозии оксида урана после хранения в водной среде и определен их химический состав после проведения термовакуумной сушки. Полученные данные могут использоваться для обоснования пожаровзрывобезопасности технологии осушки разрушенного влажного ОЯТ и обращения с осушенным ОЯТ при транспортировке и хранении.

А.З. Гаязов, О.З. Гаязов, В.Ю. Козлов, С.В. Павлов, А.А. Самсонов

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №2, 2023

Одним из показателей безопасности контейнера для транспортирования облученного ядерного топлива является сохранение его герметичности, которая обеспечивается целостностью его корпуса и герметичностью разъемных соединений при нормальных и аварийных условиях транспортирования.

Разрабатываемый контейнер имеет в дне цилиндрическую технологическую проходку, которая герметизируется специальной заглушкой с уплотнением радиального типа, состоящего из двух уплотняющих резиновых колец. Обоснование конструкции данного узла герметизации контейнера выполнялось расчетным способом с помощью программного комплекса ANSYS LS-DYNA. Расчеты показали, что пластические деформации в области проходки приводят к уменьшению силы обжатия стенками проходки внутреннего уплотняющего резинового кольца, что вызывает потерю герметичности внутреннего радиального уплотнения. При этом наружное уплотнение сохраняет герметичность и тем самым обеспечивает герметичность макета контейнера. Результаты натурных испытаний подтвердили сохранение герметичности макета контейнера.

А.В. Воронина, С.В. Павлов, С.В. Амосов

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №1, 2022

Разработана процедура определения геометрических параметров ТВС ультразвуковым эхо-импульсным методом, применимым для всех типов ТВС легководных реакторов. Проведение измерений геометрических параметров достигается расположением ультразвуковых датчиков попарно напротив граней дистанционирующей решетки ТВС на расстоянии не более половины протяженности ближней зоны акустического поля этих датчиков таким образом, чтобы акустические оси парных датчиков были параллельны друг другу.

А.З. Гаязов, А.Ю. Лещенко, В.П. Смирнов (ООО НПФ «Сосны»), П.А. Ильин, В.Г. Теплов (АО «ГНЦ НИИАР»)

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №2, 2021

Приведены результаты экспериментов по исследованию накопления горючих газов в условиях, моделирующих обращение с негерметичным ОЯТ реактора АМ в воде. Исследовались две топливные композиции: уран-молибденовое топливо с магниевым подслоем и карбид урана с кальциевым подслоем. Полученные данные могут использоваться для обоснования пожаро-взрывобезопасности технологий обращения с разрушенным ОЯТ с рассмотренными топливными композициями (ОЯТ реакторов АМ, АМБ, ЭГП-6 и др.) в воде, например, при обосновании технологий подготовки ОЯТ АМБ к переработке под слоем воды.

А.В. Воронина, С.В. Павлов

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №1, 2021

Рассматривается проблема выбора модели турбулентности при моделировании методами вычислительной гидродинамики (CFD-моделирования) естественной конвекции у поверхности ТВС ВВЭР-1000, выгруженной из реактора, для расчета профиля температуры у поверхности ТВС. Выбор модели турбулентности осуществляется сравнением расчетных данных, полученных с использованием программного комплекса Ansys Fluent, с результатами экспериментальных исследований естественной конвекции у поверхности нагретой вертикальной пластины, погруженной в воду, которая в первом приближении моделирует боковую грань ТВС ВВЭР-1000.

Р.Н. Шамсутдинов, С.В. Павлов, А.Ю. Лещенко

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №4, 2019

Ретортная садочная печь для карботермического синтеза нитридов урана и плутония является составной частью цепочки оборудования модуля фабрикации/рефабрикации (МФР) смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК). Для проверки реализуемости заданных теплофизических режимов работы печи (скорость нагрева и охлаждения, температура на загруженном в печь продукте) была создана расчетная CFD-модель печи в программном комплексе SolidWorks Flow Simulation. Выполнена верификация разработанной CFD-модели и подтверждена её адекватность на основе экспериментальных данных испытаний печи в рабочем режиме. Относительное отклонение расчетных значений температуры загруженного продукта от экспериментальных значений в процессе изотермической выдержки не превышает 0,7%

Б.А. Канашов, В.П. Смирнов (ООО НПФ «Сосны»), В.В. Кадилин, Р.Ф. Ибрагимов, Г.Л. Деденко, К.Ф. Власик, В.С. Руденко, Э.М. Глаговский, Е.Э. Лупарь (АО «НИИТФА»), Г.В. Полётов, Е.А. Ломтев, А.А. Смирнов, В.С. Хрунов (АО «Институт физико-технических проблем»)

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №2, 2018

Впервые сообщаются сведения о результатах испытаний детекторов различных типов и аппаратуры каналов гаммаспектрометрии в условиях внешнего излучения, характерного для процедуры пирохимической переработки отработавшего смешанного нитридного уранплутониевого (СНУП) топлива. В качестве детекторов испытывались полупроводниковый детектор с кристаллом CdZnTe; сцинтилляционный детектор с кристаллом LaBr₃; ионизационная камера на основе сжатого ксенона. 

И.В. Кузьмин, А.Ю. Лещенко, С.В. Павлов, Р.Н. Шамсутдинов (ООО НПФ "Сосны"), Ю.С. Мочалов (ЧУ «ИТЦП “Прорыв”»)

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №4, 2018

Спекание таблеток ядерного топлива в высокотемпературных печах осуществляется в атмосфере со строго определенными требованиями по составу газовых сред в различных температурных зонах печи. Реализация заданного технологического режима в печи спекания таблеток смешанного нитридного уранплутониевого (СНУП) топлива обеспечивается схемой подачи газов, конструкцией барьеров между температурными зонами, а также узлов подачи и отвода газов. Для проверки работоспособности заложенных технических решений при разработке канала печи спекания СНУП-топлива была создана расчетная CFD-модель в пакете Ansys Fluent и выполнена ее валидация. 

А.З. Гаязов, С.В. Комаров, А.Ю. Лещенко, К.Е. Ревенко, В.П. Смирнов (ООО НПФ "Сосны"), Е.А. Звир, П.А. Ильин, В.Г. Теплов (АО "ГНЦ НИИАР")

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №3, 2018

Приведены результаты экспериментов по исследованию накопления водорода и газообразных продуктов деления (ГПД) в условиях, моделирующих временное хранение разрушенного ОЯТ ВВЭР-440 в герметичных пеналах после слива воды без проведения операции осушки топлива. Получены совпадающие между собой кинетики накопления водорода и ГПД для влажного ОЯТ в герметичном пенале. Кинетики имеют резкий перелом в снижении скорости накопления водорода и ГПД через 46 ч после начала экспериментов.

С.В. Павлов

 Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №3, 2016

Безопасная работа энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 во многом определяется геометрической стабильностью конструкции ТВС (величина и форма прогиба, угол скручивания, длина, поперечный размер, депланация дистанционирующих решеток) в течение всего срока их эксплуатации. От изменения геометрических параметров ТВС зависят надежность работы органов системы управления и защиты реактора (ОР СУЗ), а также безопасность транспортно-технологических операций с ТВС при перегрузке ядерного топлива во время планового предупредительного ремонта энергоблока.

В.П. Смирнов, А.З. Гаязов, И.В. Кузьмин, А.Ю. Лещенко, С.В. Семеновых (ООО НПФ "Сосны"), В.В. Серебряков, А.С. Хренов (ОАО "ГНЦ НИИАР")

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №3, 2013

Согласно техническим решениям, принятым при проектировании первой очереди Белоярской АЭС, бассейны выдержки (БВ) предназначались для временного хранения ОТВС в семнадцатиместных кассетах из углеродистой стали типа К-17у. Время выдержки ОТВС определялось необходимостью снижения тепловыделения и активности радиоактивных веществ, и должно было составлять три года. Однако кассеты с ОТВС остаются на хранении...

В.Г. Асмолов (ОАО «Концерн Росэнергоатом»), В.П.Смирнов, А.Ю.Лещенко, И.В.Кузьмин (ООО НПФ "Сосны"), А.С. Покровский, Г.П. Кобылянский, Д.В. Харьков (ОАО "ГНЦ НИИАР")

Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №3, 2013

Сплав Э125 широко используется в ядерной энергетике. К наиболее известному его применению относятся технологические каналы и каналы СУЗ реактора РБМК и чехлы для ТВС реакторов ВВЭР. Учитывая такое значительное использование сплава данных по его свойствам в условиях аварийного перегрева явно недостаточно. Специалистами ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОАО «ГНЦ НИИАР» и ООО НПФ...