Ученые Института гидробиологии и экологии изучают морфологическое разнообразие и закономерности роста отолитов рыб для оценки питания каспийского тюленя (Pusa caspica) в периоды залегания на лежбищах.
Реферат: Представлены результаты экспериментов по определению параметров накопления и газовыделения водорода и его изотопов из облученного бериллия. Облучение проводили в различных средах и температурах на реакторах РА и ИВГ.1М. Измерения проводили методом термодесорбционной спектроскопии. Рассчитано газовыделение водорода из образцов бериллия, насыщенных в различных условиях. Обнаружена зависимость характера удержания водорода в бериллии от ориентации зерен в образце, температуры и интенсивности облучения.
Моделирование процессов газовыделения водорода из облученного бериллия
Автор(ы): Тажибаева И. Л.*Шестаков В. П.*Клепиков А. Х.*Романенко О. Г.*Чихрай Е. В.*Кенжин Е. А.*Зверев В. В.*
Реферат: Проведены анализ и моделирование процессов газовыделения водорода из бериллия, облученного в различных условиях на реакторах ИВГ.1М и РА. Рассчитаны энергии активации газовыделения. Показано, что концентрация водорода в окисной пленке бериллия, которая растет в процессе облучения в среде водорода на реакторе ИВГ.1М, значительно превышает равновесную. Наблюдаемое развитие поверхности образцов объясняется растрескиванием окисной пленки из-за возникающих в ней внутренних напряжений при изменении температуры на несколько сотен градусов. При этом условия роста пленки окисла могут определять концентрацию в ней водорода и, соответственно, характер ее разрушения. Предполагается, что за наблюдаемые эффекты ответственны гамма - излучение и тепловые нейтроны.
Установка для исследования взаимодействия бериллия с водяным паром
Автор(ы): Чехонадских А. М.*Вурим А. Д.*Васильев Ю. С.*Пивоваров О. С.*Шестаков В. П.*Тажибаева И. Л.*Морозов С. И.*
Реферат: Управляемый термоядерный синтез рассматривается в настоящее время как один из основных источников энергии будущего. Наибольший прогресс по управлению реакцией ядерного синтеза достигнут при работе на установках, в которых применяются магнитный и инерционный методы удержания плазмы. В статье представлено описание программы экспериментов, проводимых в ИАЭ НЯЦ РК в рамках Task S 81 TT 2096-07-16 FR и конструкции экспериментальной установки, созданной для проведения данных исследований. Установка состоит из вакуумной камеры, предназначенной для размещения исследуемых моделей и систем, обеспечивающих проведение экспериментов: системы вакуумирования, системы подготовки и подачи водяного пара в камеру (ППС), системы измерения и регистрации параметров (СИР). Конструкция установки позволяет получить экспериментальные результаты, предусмотренные программой.
Накопление и газовыделение водорода из облученного графита марки РГ-Т
Автор(ы): Тажибаева И. Л.*Шестаков В. П.*Клепиков А. Х.*Романенко О. Г.*Чихрай Е. В.*Кенжин Е. А.*Зверев В. В.*Колбаенков А. Н.*
Реферат: Представлены результаты экспериментов по измерению спектров газовыделения водорода из облученных в различных условиях образцов графита марки РГ-Т. Облучение проводили в различных средах и температурах на реакторе ИВГ.1М, измерения - методом термодесорбционной спектроскопии. Рассчитаны концентрации водорода в образцах, проведена оценка коэффициентов диффузии водорода в графите. Установлено, что реакторное излучение оказывает существенное влияние на параметры массопереноса и накопления водорода в графите марки РГ-Т. Предложен механизм влияния облучения на параметры накопления и газовыделения водорода из графита.
Расчетное моделирование температурного поля в модели первой стенки реактора ИТЭР
Реферат: Произведено расчетное моделирование режимов испытаний и расчетным способом изучено влияние на них размеров модели первой стенки, мощности нагрева и переходных режимов нагрева. В результате расчета выявлено значительное влияние теплопроводности в осевом направлении на распределение температуры по высоте модели первой стенки. Для уменьшения градиента температуры рекомендуется уменьшить толщину слоя меди. Максимальная температура поверхности бериллия может быть задана в широком диапазоне за счет изменения толщины слоя стали и величины плотности энерговыделения. Рекомендуется при планировании режимов испытаний учитывать быстрое снижение температуры модели первой стенки после отключения нагрева. Проведенный расчет подтвердил возможность реализации требуемого градиента температуры в модели путем поверхностного нагрева.
Расчет полей рассеянных в воздухе нейтронов и фотонов ядерного реактора
Автор(ы): Жарков В. П.*Дикарева О. Ф.*Карташев И. А.*Киселев А. Н.*Нетеча М. Е.*Истомин Ю. Л.*
Реферат: Приведены расчеты полей рассеянных в воздухе нейтронов и фотонов реактора. Источниками излучения являлись ядерные реакторы ИВГ.1М и РА, испускающие пучки излучения в атмосферу. Расчеты проводились с помощью программ MCNP и DOT-IV. Использовалась методика с эффективными источниками, моделирующими выход излучения реакторов в атмосферу. Эффективные источники были сформированы на основе результатов расчетов MCNP и экспериментальных данных. Сопоставления расчетных и измеренных значений интегральной плотности потока нейтронов, мощности дозы нейтронов и фотонов, тепловых потоков нейтронов показали их удовлетворительное согласие.
Экспериментальные исследования рассеяния в воздухе нейтронного и гамма-излучений ядерного реактора
Автор(ы): Истомин Ю. Л.*Зеленский Д. И.*Черепнин Ю. С.*Орлов Ю. В.*Нетеча М. Е.*Аваев В. Н.*Васильев Г. А.*Sakamoto H.*Nomura Y.*Naito Y.*
Реферат: Радиационная обстановка вокруг различных ядерно-технических установок в ряде случаев определяется рассеянным в воздухе излучением, которое известно как skyshine-излучение. Авторами предложен и реализован skyshine-эксперимент, где в качестве источников излучений использованы специальные исследовательские реакторы РА и ИВГ.1М, которые позволяют выпускать вверх интенсивные потоки излучений. Получена обширная экспериментальная информация по распределению рассеянного в воздухе гамма и нейтронного излучения от реакторов на расстояниях от 50 до 1000 м. Полученные данные будут использованы для верификации расчетных кодов и проверки групповых ядерных констант.
Определение массовых коэффициентов ослабления гамма-излучения в различных топливных композициях
Реферат: В работе рассматривается экспериментальный способ определения массового коэффициента ослабления гамма-излучения путем снятия кривых самоослабления. В процессе отработки методики были получены зависимости самоослабления для четырех топливных композиций. Измерительные препараты представляли собой измельченный материал топливной композиции, нанесенный равномерным слоем на цилиндрическую подложку. Измерение интенсивности гамма-излучения проводилось на гамма-спектрометре с полупроводниковым детектором типа ДГДК-50А и амплитудным анализатором импульсов АМА-03Ф. На основании исследований сделаны следующие выводы. Метод снятия кривых самоослабления гамма-излучения позволяет определить поправку на самоослабление гамма-квантов в препарате любой толщины с достаточной точностью. Метод позволяет оценивать величину слоя насыщения для данного топливного материала и определить удельную активность препаратов \"бесконечной\" толщины.
Водородопроницаемость нержавеющей стали в процессе реакторного облучения
Автор(ы): Тажибаева И. Л.*Шестаков В. П.*Клепиков А. Х.*Романенко О. Г.*Чихрай Е. В.*Кенжин Е. А.*Зверев В. В.*Тихомиров Л. Н.*Черепнин Ю. С.*
Реферат: Приведены результаты измерений параметров водородопроницаемости стали 08Х18Н10Т в процессе облучения на реакторе ИВГ.1М. Измерения проводили методом установления стационарного потока в режиме непрерывной откачки. Определены эффективные коэффициенты диффузии, проницаемости и растворимости водорода в стали в процессе реакторного облучения. Обнаружен эффект увеличения эффективных параметров проникновения водорода через образец. Наблюдается пострадиационный эффект воздействия облучения на диффузионные параметры водорода в стали. Предложен механизм радиационно-стимулированной диффузии.
Исследование макро- и микроструктуры расплава материалов активной зоны ВВЭР после взаимодействия с водой
Автор(ы): Дерявко И. И.*Перепелкин И. Г.*Стороженко А. Н.*
Реферат: Выполнено исследование структуры и состава продуктов плавления, полученных в серии экспериментов, моделирующих условия тяжелой аварии на легководном энергетическом реакторе на этапе взаимодействия расплава кориума с водой. Установлено, что при контакте 0,7-0,8 кг разогретого до 3700 К расплава топливных и конструкционных материалов с 1,5 кг холодной или горячей воды происходит сильная фрагментация расплава, обеспечивающая высокоскоростную и интенсивную генерацию пара и водорода. Показано, что степень фрагментации зависит от состава кориума и высоты его слива в воду. Получено объяснение большей скорости и интенсивности генерации пара при сбросе расплава с высоты 1 м в холодную воду и более интенсивному выделению водорода и окислению кориума при спокойном сливе расплава с высоты 5 см в теплую воду. Результаты исследования показывают, что наиболее опасные условия взаимодействия расплава кориума с водой, чреватые возможностью сильного парового взрыва, - это лавинообразное обрушение расплава с возможно большей высоты и большей скоростью в большой объем относительно холодной воды.
