Вурим А.Д.


Учёная степень: степень не известна

Должность: должность не известна

Номер телефона: номер телефона неизвестен

Email: не указан

Число статей: 12

Статьи автора:


Реакторные испытания водоохлаждаемых технологических каналов с топливом низкого обогащения в рамках конверсии исследовательского реактора ИВГ.1М

Авторы: Скаков М.К., Вурим А.Д., Гныря В.С., Азимханов А.С., Колбаенков А.Н., Дербышев И.К., Нуржанов Е.Б.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, исследовательские реакторы, низкообогащенное топливо

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
На исследовательском реакторе ИВГ.1М проводятся реакторные испытания экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналов с низкообогащенным урановым топливом с целью определения соответствия каналов предъявляемым техническим требованиям и получения экспериментальных данных, необходимых для принятия решения об изготовлении партии штатных каналов и комплектации ими активной зоны реактора по результатам испытаний и исследований. В данной статье приведены результаты сравнительной оценки технологических параметров (расход, давление, температура) во время проведения реакторных испытаний экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналов с низкообогащенным урановым топливом и результаты расчета выгорания U235 в экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналах с низкообогащенным урановым топливом по реализованным пускам исследовательского реактора ИВГ.1М.

Расчетно-экспериментальное определение запаса реактивности, необходимого для реализации пуска реактора ИГР

Авторы: Журкин С.А., Гайдайчук В.А., Козловский Е.В., Миллер А.А., Цхе В.К., Вурим А.Д., Котляр А.Н., Олжаев И.Т.

Ключевые слова: ИГР, энерговыделение, безопасность реактора, система управления и защиты, реактивность

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Предложен подход к реализации пусков реактора ИГР, повышающий безопасность реакторных испытаний путем уменьшения количества рабочих органов (стержней регулирования) СУЗ, задействованных в работе. На основе массива экспериментальных данных определены связи между параметрами диаграммы мощности реактора и реактивностью, необходимой для ее реализации. На практике проверена корректность и эффективность предлагаемого подхода.

Разработка модельной ТВС для исследования аварийной ситуации с мгновенной блокировкой потока теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах

Авторы: Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., F. Serre, F. Payot, C. Suteau, L. Trotignon

Ключевые слова: ИГР, тепловыделяющая сборка, ТВС, процессы разрушения

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В работе исследованы возможности экспериментального изучения процессов разрушения модельной тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора АСТРИД в условиях тяжелой аварии. Эксперименты с модельной ТВС могут быть проведены в исследовательском импульсном графитовом реакторе (ИГР) [1] в рамках совместной программы РГП НЯЦ РК и CEA, получившей название САЙГА (SAIGA – Severe Accident In-Pile experiments for Generation IV reactor and Astrid project) [2]. Активная зона АСТРИД состоит из внутренней зоны с гетерогенными по высоте ТВС, в которых применен принцип разделения топлива высокого обогащения на две зоны (верхнюю и нижнюю) слоем топлива с низким содержанием урана-235, предназначенным для воспроизводства делящихся веществ, и внешней зоны с гомогенными ТВС [3]. В исследовании рассмотрены два варианта исполнения модельной тепловыделяющей сборки (ТВС) для реакторных испытаний, отличающиеся геометрией и составом установленных в них твэлов. Определены режимы испытаний модельной ТВС и проведен комплекс расчетов по их обоснованию.

Экспериментальные исследования в поддержку безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

Авторы: Скаков М.К., Батырбеков Э.Г., Витюк В.А., Пахниц А.В., Вурим А.Д., Бакланов В.В., Камияма К., Мацуба К.

Ключевые слова: ИГР, реактор на быстрых нейтронах, тяжелая авария, экспериментальная программа

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В настоящее время проводится большой объем научно-исследовательских работ в обоснование новых проектов по безопасности ядерного реактора, в которых особое внимание уделяется запроектным авариям, несмотря на тот факт, что применяемые технические решения сокращают вероятность возникновения таких аварий. Для изучения параметров тяжелой аварии и разработки мер ликвидации ее последствий требуется экспериментальная база, которая позволяет моделировать аварийную ситуацию максимально близко к реальным условиям. Национальный ядерный центр (НЯЦ) – лидирующая исследовательская организация в атомной сфере в Республике Казахстан – обладает такой экспериментальной базой, обеспечивая научную и техническую поддержку мирному использованию ядерной энергии, проводя исследования, направленные на усиление безопасности ядерного реактора [1]. В данной статье представлены концепция и основные результаты исследований, проводимых на экспериментальной базе НЯЦ в обоснование безопасности ядерных реакторов, в сотрудничестве с JAEA (Японское агент¬ст¬во по атомной энергии), которое является главным иностранным партнером в данной сфере, а также текущие планы по реализации новой программы экспериментов.

Динамика температурного поля реактора ИГР

Авторы: Сураев А.С., Иркимбеков Р.А., Вурим А.Д., Бекмагамбетова Б.Е.

Ключевые слова: ИГР, температурное поле, расхолаживание реактора, интегральная мощность реактора

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В статье представлены результаты расчетных исследований температурного поля реактора ИГР при длительном и коротком пуске с интегральной мощностью 5,2 ГВт с последующим расхолаживанием реактора. Показано, что при длительных пусках более часа возможно превышение заявленной максимальной интегральной мощности реактора без нарушения его эксплуатационных пределов по температуре.

Температурные зависимости теплофизических свойств натурного и прототипного кориумов быстрого энергетического реактора

Авторы: Скаков М.К., Дерявко И.И., Кукушкин И.М., Вурим А.Д., Мухамедов Н.Е.

Ключевые слова: технология изготовления прототипного кориума, натурные и прототипные кориумы быстрого энергетического реактора

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Приведены методики и результаты изготовления образцов натурных и прототипных кориумов быстрого энергетического реактора, полученных в условиях, моделирующих тяжелую реакторную аварию с потерей теплоносителя. Представлена разработанная технология изготовления прототипного кориума на стенде высокотемпературных испытаний ВЧГ-135. Рассмотрены результаты изучения температурных зависимостей теплофизических характеристик натурных и прототипных кориумов.

Расчетные исследования в поддержку внутриреакторных испытаний твэлов реакторов на быстрых нейтронах

Авторы: Жанболатов О.М., Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А.

Ключевые слова: ИГР, топливный элемент, внутриреакторный эксперимент, МОКС-топливо, свинцово-висмутовая эвтектика

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Статья посвящена расчетным исследованиям в поддержку внутриреакторных испытаний топливных элементов быстрого реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем в исследовательском импульсном графитовом реакторе ИГР. Планируемые эксперименты направлены на исследование фрагментации топливных таблеток, а также изучение возможной химической реакции между МОКС-топливом и свинцово-висмутовой эвтектикой. В работе представлена конструкция внутриреакторного экспериментального устройства с модельным твэлом, результаты исследований нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик твэлов в ходе экспериментов, продемонстрирована возможность достижения требуемых параметров испытаний в ИГР. 

Исследования характеристик ИГР с топливом низкого обогащения

Авторы: Пахниц А.В., Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Вурим А.Д., Котов В.М., Бекмагамбетова Б.Е., Байгожина А.А., Мурзагалиева А.А.

Ключевые слова: ИГР, уран, поток нейтронов, низкообогащенное топливо, высокообогащенное топливо

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В статье представлены результаты исследований возможности перевода реактора ИГР с высокообогащенного уранового топлива на низкообогащенное. Показано, что при рассмотренных конфигурациях в «горячем» реакторе существенно уменьшается поток тепловых нейтронов в ЦЭК, возможно превышение допустимой температуры воды на выходе из неподвижной ампулы ЦЭК, что указывает на необходимость продолжения поиска вариантов компоновки активной зоны реактора для сохранения его характеристик.

Моделирование реактора ИВГ.1М

Авторы: Пахниц А.В., Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Байгожина А.А., Мурзагалиева А.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, топливо, низкообогащенное топливо

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В статье представлены модели реактора ИВГ.1М для нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов. Модели используются для расчетов характеристик реактора ИВГ.1М и модернизированного реактора с топливом низкого обогащения. 

Основные результаты и перспективы проекта EAGLE

Авторы: Пахниц А.В., Гайдайчук В.А., Витюк В.А., Вурим А.Д., Зуев В.А., Колодешников А.А., Васильев Ю.С., Кубо Ш., Сато И., Камияма К., Матсуба К., Тоёока Ж., Тобита Е., Кониши К., Котаке С., Эндо Х., Кояма К.

Ключевые слова: EAGLE, быстрые нейтроны, безопасность реактора, безопасные режимы работы

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В докладе предоставлены принятые меры и результаты по предотвращению критичности в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, осуществляемые в рамках проекта EAGLE, который является экспериментальной программой и проводится при сотрудничестве Японии и Республики Казахстан с 1998 года. Так же в докладе описаны дальнейшие перспективы проекта EAGLE-3 для повышения уровня безопасности реакторов на быстрых нейтронах.

Проведение ниокр и экспериментальных программ для смягчения последствий тяжелых аварий на натриевых РБН в рамках программы GENIV и на демонстрационном технологическом реакторе ASTRID

Авторы: Батырбеков Э.Г., Пахниц А.В., Витюк В.А., Вурим А.Д., Серр Ф., Пайо Ф., Сюто К., Тротиньон Л., Камияма К., Мацуба К., Кубо Ш., Тобита Е., Като А., Тоёока Д.

Ключевые слова: кориум, внереакторные эксперименты, прототип технологического реактора ASTRID

Организация в которой написана статья: РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»

Загрузить PDF
Прототип технологического реактора ASTRID, спроектированный французским исследовательским институтом СЕА при участии промышленных партнеров, имеет высокий уровень требований, в частности для демонстрации надежной безопасности. Несмотря на высокий уровень тяжелых последствий аварий с разрушением активной зоны, для их смягчения устанавливаются дополнительные защитные устройства. В рамках программы НИОКР Японское агентство JAEA совместно с РГП НЯЦ РК проводит масштабную работу. С целью продвижения и выявления возможности реализации программы SAIGA проведены исследования на реакторах CABRI, SCARABEE во Франции и на реакторе ИГР в Казахстане. В настоящее время ведется разработка новой платформы PLINIUS-2 для проведения внереакторных экспериментов по изучению кориума.

Методика определения энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов

Авторы: Витюк В.А., Вурим А.Д.

Ключевые слова: ИГР, внутриреакторный эксперимент, ТВС, экспериментальная программа, оперативность прогнозирования и определения энергетических параметров ТВС

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Статья посвящена разработке и применению методики определения и прогнозирования энергетических параметров внутриреакторных импульсных экспериментов. Методика основана на решении уравнений теплового баланса и установлении связи между теплофизическими и энергетическими параметрами ТВС в испытаниях в исследовательском импульсном графитовом реакторе (ИГР). Продемонстрирована возможность определения мощности и энерговыделения в топливе ТВС по результатам измерения теплового состояния. Установлена связь между энергетическими параметрами испытываемых ТВС и реактора ИГР для области энерговыделения близкой к области имитационных экспериментов. Применение разработанной методики позволяет повысить точность и оперативность прогнозирования и определения энергетических параметров ТВС при подготовке и проведении экспериментов.