Выберите параметры поиска


Расчет температурного поля ВОТК-НОУ реактора ИВГ.1М по оптимизированной и усовершенствованной моделям

Авторы: Акаев А.С., Хажидинов А.С., Гановичев Д.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, тепловыделяющая сборка, твэл

Загрузить PDF
Объектом исследования является водоохлаждаемый технологический канал с топливом низкого обогащения (ВОТК-НОУ №24) реактора ИВГ.1М. В расчетной программе Ansys Fluent разработана пористая двухмерная осесимметричная модель ВОТК реактора ИВГ.1М, оптимизирована имеющаяся рабочая модель тепловыделяющей сборки (ТВС), которая упрощена до сегмента одного тепловыделяющего элемента (твэла). Осуществлена проверка расчетных моделей путем сравнения результатов стационарного расчета с экспериментальными данными пуска П17-08. Разработанные модели позволяют проводить теплофизические расчеты аварийных ситуаций по обоснованию безопасности

Оценка выхода продуктов деления из твэлов экспериментальных ВОТК НОУ в теплоноситель реактора ИВГ.1М

Авторы: Медетбеков Б.С., Попов Ю.А., Жмук Д.В

Ключевые слова: ИВГ 1.M, теплоноситель, продукты деления

Загрузить PDF
Настоящая работа посвящена оценке активности теплоносителя реактора ИВГ.1М и оценке выхода продуктов деления (ПД) из твэлов экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналов с низкообогащенным ураном (ВОТК-НОУ) пробоотборным гамма-спектрометрическим методом. В статье представлены результаты исследований двух экспериментальных ВОТК-НОУ по определению выхода ПД в теплоноситель реактора ИВГ.1М пробоотборным гамма-спектрометрическим методом. Приведен сравнительный анализ изменения выхода ПД как из экспериментальных ВОТК-НОУ, так и из штатных ВОТК в рассмотренном диапазоне энерговыделения в реакторе до 630 МВт∙час. Результаты исследований показывают, что выход ПД остается неизменным в пределах флуктуаций при проведении более 30 реакторных экспериментов. В работе показано, что выход ПД из экспериментальных ВОТК-НОУ, усредненный по всем зарегистрированным ПД до R/B = 5·10−7 может считаться допустимым по сравнению с расчетным выходом для герметичных твэлов R/B = 7·10−7 .

Оценка качества монтажа системы охлаждения теплоносителя реактора ИВГ.1М

Авторы: Ақболатов Е.Ж., Коровиков А.Г., Ермолаев А.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, реактор, неразрушающий контроль

Загрузить PDF
В работе представлены результаты анализа сварных соединенийх трубопровода системы охлаждения теплоносителя реактора ИВГ.1М. Определено, что в системе охлаждения отсутствуют дефекты, оказывающие наибольшее влияние на качество сварных соединений (трещины, несплавления в корне швов). Приведена технология сварки трубопровода.

Информационная безопасность информационно-измерительной системы ИВГ.1М

Авторы: Ильиных С.А., Ермаков В.А., Коровиков А.Г., Серикбаев Б.С.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, системы информационные

Загрузить PDF
В настоящее время растет количество и значение информационных систем (ИС) на предприятиях и, как следствие, должно расти доверие пользователей к их применению. Существует ряд технологий, которые помогают обеспечить безопасность использования ИС. Однако технология сама по себе не решает всех проблем, поэтому существует необходимость в четко определенных политиках безопасности информационных систем, чтобы обеспечить конфиденциальность, целостность, доступность, безотказность и достоверность информации. В данной статье ставится задача защиты информации в измерительной системе реакторной установки ИВГ.1М от несанкционированного доступа. На примере защиты информационной системы раскрывается комплексный подход к защите информации, показано совместное проведение организационных и технических мероприятий. В статье производится анализ информационной системы, ее классификация, определение требований к ее защищенности. На основании анализа определяются специализированные средства защиты, а также организационные мероприятия, применимые к системе. В заключении раскрываются результаты применения данного подхода к защите. 

Расчетные оценки энерговыделения и скоростей наработки 3H, 4He в литиевой КПС при ее облучении на реакторе ИВГ.1М

Авторы: Скаков М.К., Кульсартов Т.В., Понкратов Ю.В., Прозорова И.В., Тажибаева И.Л., Кульсартов Т.В.

Ключевые слова: облучение, ИВГ 1.M, литий, реактор, КПС

Загрузить PDF
В статье приведены результаты расчетов выбора основных параметров ампульного устройства для облучения образцов литиевой КПС; по оценке энерговыделения и скоростей наработки трития и гелия в литиевой КПС при ее облучении на реакторе ИВГ.1М. Актуальность работы обусловлена перспективами использования лития в будущих ТЯР в качестве плазмообращенного материала. Данная работа будет способствовать продвижению литиевых технологий с использованием КПС в современных токамаках и направлена на развитие основ проектирования демонстрационных и коммерческих источников термоядерной энергии будущего. Работа выполнена при поддержке Международного научно-технического центра (Грант № К-2204). Проект «Реакторные испытания литиевых КПС».

Анализ проектной аварии на реакторе ИВГ.1М с выбросом рабочего органа СУЗ

Авторы: Акаев А.С., Жагипарова Л.К., Хажидинов А.С., Гановичев Д.А., Мартыненко Е.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, твэл, ТВС

Загрузить PDF
В статье представлен анализ теплового состояния ТВС с топливом низкого обогащения реактора ИВГ.1М при проектных авариях, связанных со сбоями системы управления и защиты. Рассмотрены аварийные ситуации с самопроизвольным разворотом одного регулирующего барабана, а также системы регулирующих барабанов с максимальной эффективностью. Задача исследований, приведенных в статье, заключалась в проведении нестационарного теплового расчета ТВС реактора с двойным профилированием энерговыделения по высоте сборки и во времени. В результате расчетных исследований получены диаграммы изменения максимальных значений температуры ТВЭЛов и воды на выходе из водоохлаждаемого технологического канала, при проектных авариях с выбросом рабочего органа системы управления и защиты.

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

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.

Экспериментальная проверка инженерной методики расчета коэффициентов на самопоглощение гамма-квантов при спектрометрических измерениях «толстых» образцов из диоксида урана

Авторы: Медетбеков Б.С., Попов Ю.А., Жмук Д.В

Ключевые слова: ИВГ 1.M, ИГР, гамма-квант, гамма-спектрометрия

Загрузить PDF
Настоящая работа посвящена экспериментальной проверке методики расчета поправочных коэффициентов на самопоглощение гамма-квантов при постреакторном определении энерговыделения в топливных детекторах, облученных при испытаниях на реакторах ИГР и ИВГ.1М. В статье представлены результаты исследований по определению числа делений в «толстых» образцах и «тонких» порошкообразных препаратах гамма-спектрометрическим методом. Приведен сравнительный анализ результатов определения числа делений в топливных таблетках и порошкообразных препаратах, на основании которого была подтверждена правильность выбора инженерной методики расчета поправочных коэффициентов на самопоглощение гамма-квантов в «толстых» образцах.

Третий этап модернизации информационно-измерительной системы исследовательского реактора ИВГ.1М

Авторы: Ильиных С.А., Ермаков В.А., Коровиков А.Г., Серикбаев Б.С.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, информационно-измерительная система, КИПиА

Загрузить PDF
С 2010 года и по настоящее время в филиале «Институт атомной энергии» РГП Национальный ядерный центр Республики Казахстан (далее филиал ИАЭ) проводятся работы по модернизации информационно-измерительной системы (ИИС) исследовательского реактора ИВГ.1М. В рамках первых двух этапов с 2012 по 2017 годы проведена работа по модернизации ИИС системы автоматического управления (САУ), системы управления и защиты (СУЗ) и системы контрольно-измерительных приборов и автоматики (КИПиА). Приобретено оборудование, программное обеспечение и материалы. Разработаны алгоритмы обработки данных от первичных преобразователей и экраны представления информации операторам пультов. Выполнен монтаж оборудования, и проведены пуско-наладочные работы. В 2018 году в рамках проекта технической кооперации между МАГАТЭ и Республикой Казахстан проводится третий этап модернизации, в рамках которого планируется осуществить модернизацию ИИС контроля герметичности оболочек (КГО) и ИИС дозиметрического контроля (ДК). В результате данной работы будет усовершенствован процесс контроля, регистрации и отображения экспериментальной информации систем КГО и ДК.

Валидация теплофизической модели ВОТК-НОУ реактора ИВГ.1М

Авторы: Акаев А.С., Хажидинов А.С., Гановичев Д.А., Мартыненко Е.А., Хажидинова А.Р.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, тепловыделяющая сборка, валидация теплофизической модели

Загрузить PDF
Объектом исследования является теплофизическая модель водоохлаждаемого технологического канала с топливом низкого обогащения (ВОТК-НОУ) реактора ИВГ.1М и экспериментальные данные с пусков П17-07, П17-08 и П17-09 реактора ИВГ.1М. Для обоснования применимости разработанной модели в нестационарных расчетах теплофизических процессов реакторной установки ИВГ.1М проведена валидация и верификация теплофизической модели ВОТК-НОУ реактора ИВГ.1М. Разработанная теплофизическая модель ВОТК-НОУ может быть использована для анализа аварийных ситуаций, направленных на обоснование безопасности реактора ИВГ.1М с топливом низкого обогащения.