ИЗДАНИЯ » В 2004 г.
1. Монографии:
– , . Систематика и кристаллохимические аспекты неорганических соединений с одноядерными тетраэдрическими оксоанионами;
– , , . Европий в ядерной технике;
– , , . Источники альфа-излучения на основе кюрия-244 для космических исследований.
2. Каталог «Радионуклидные источники ионизирующего излучения
и препараты».
3. Годовой отчет (Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2003 г.)
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................................... 3
Исследовательские ядерные реакторы.
, , ........................................................ 5
Испытания твэлов реактора см с повышенным
содержанием урана в петлевой установке ВП-1.
, ,
, ................................................................................................... 15
Усовершенствованная расчетная модель
реактора СМ и результаты её тестирования.
, ,
, ................................................................................................... 17
Оптимизация формы и размеров стержней
с выгорающим поглотителем в модернизированной
активной зоне реактора СМ.
, ,
, ................................................................................................. 20
Влияние выгорания топлива на распределение
энерговыделения и продуктов деления
в ТВС реактора СМ.
, ,
, ................................................................................................. 22
Анализ изменения распределения энерговыделения
в активной зоне реактора СМ
в зависимости от ее компоновки.
, ,
, ................................................................................................. 23
Экспериментальные исследования в обоснование
модернизации активной зоны реактора СМ.
, ,
, ................................................................................................... 26
Экспериментальные исследования
для обоснования режимов испытаний
твэлов типа СМ с повышенной
загрузкой топлива в петлевой
установке ВП-1 реактора СМ.
, ,
, ................................................................................................... 28
Результаты обследования элементов
центральной зоны реактора СМ.
, ,
, ..................................................................................................... 31
Ввод в эксплуатацию низкотемпературной
водяной петлевой установки
ВП-1 реактора СМ.
, , ........................................................................... 32
Результаты пусконаладочных испытаний
водяной петлевой установки ВП-1 реактора СМ.
, ,
, ,
, , ....................................................................... 35
Анализ работы модифицированной градирни
реакторных установок СМ и РБТ-6.
, , .......................................................................... 37
Анализ режимов расхолаживания
активной зоны реактора СМ.
, ,
, .................................................................................................. 40
Режимы испытания высокоплотного топлива
для исследовательских ядерных реакторов
в реакторной установке МИР.
, ,
, ...................................................................................................... 43
Модернизация системы контроля
расхода теплоносителя
в первом контуре реактора МИР.
, , ...................................................................... 45
Модернизация информационно-измерительной
системы реактора МИР.
, ,
, ....................................................................................................... 46
Способ оперативного контроля условий
облучения образцов в ампулах стенда корпус.
, ,
, ........................................................................................................ 48
Изменение плотности потока нейтронов
при прохождении слоев стали и воды в стенде корпус.
, ................................................................................................... 50
Плотность потока нейтронов в рабочих объёмах
центральных ампул стенда корпус.
, ,
, .................................................................................................... 52
Исследования на кипящем реакторе процессов
концентрирования и выброса частиц
продуктов коррозии железа в теплоноситель.
, ,
, ......................................................................................................... 53
Применение цифровых фильтров в методике
экспериментального определения запаса до границы
резонансной неустойчивости реактора ВК-50.
...................................................................................................................... 55
Создание новой системы аварийного
охлаждения реактора ВК-50.
, ,
, , ................................................................................. 58
Теплофикационная установка
на исследовательской ядерной установке ВК-50.
, ,
, , ................................................................................... 60
Модернизация системы локализации выбросов пара
через предохранительные клапаны
реакторной установки ВК-50.
, , ......................................................... 61
Испытания и исследования твэлов и ТВС.
, ........................................................................................... 63
Структурные изменения в опытных и штатных
твэлах реактора см после испытаний
при рабочих параметрах эксплуатации.
, ,
, , .......................................................................... 65
Исследование твэлов со смешанным виброуплотненным
топливом после облучения в реакторе бн-600.
., ,
, Ф.Н. Крюков, ,
, ................................................................................................... 68
Испытания и исследования твэлов
с виброуплотненным оксидным топливом
для реакторов типа ВВЭР и БН.
, , ,
, , ,
, , ,
, , .............................................................................. 69
Результаты послереакторных исследований
в обоснование работоспособности
уран-гадолиниевого топлива реактора
ввэр-1000 в пятигодичной кампании.
, ,
, ,
, ............................................................................................. 71
Результаты послереакторных исследований
усовершенствованной твс реактора ввэр-1000
и твэлов с оболочками из сплава э635.
, ,
, ,
, , ................................................................... 73
Послереакторные исследования негерметичной твс
реактора ввэр-1000, эксплуатировавшейся
на пятом блоке нововоронежской аэс.
, ,
, , ........................................................................ 75
Проблемы топлива кипящих канальных реакторов.
Результаты исследования твс реактора рбмк-1000
ленинградской аэс.
, ,
, .......................................................................................... 77
Первичные исследования твэлов
реактора бор-60 с повышенным содержанием
плутония в мокс-топливе.
, ,
, , ...................................................................... 79
Послереакторные исследования твэлов
с таблеточным Мокс-топливом
после испытаний в реакторе мир.
, ,
, ,
, ................................................................................................ 80
Результаты промежуточных послереакторных
исследований твэлов реактора бор-60 с нитридной
и инертной матрицей со средним выгоранием.
, ,
, , ...................................................................... 81
Неразрушающие послереакторные исследования
состояния твс и твэлов с виброуплотненным
мокс-топливом после облучения в реакторе бн-600.
, ,
, ,
, , .......................................................................... 82
статистический анализ результатов послереакторных
исследований негерметичных твс реакторов ввэр и рбмк.
, ,
, ёлкин, ,
, ........................................................................................... 83
результаты проведения ремонта
усовершенствованных твс реакторов ввэр-1000.
, ,
, ................................................................................................ 85
испытания различных модификаций
экспериментальных твэлов реактора типа ввэр
в составе инструментованной твс в реакторе мир.
, ,
, ............................................................................................... 87
испытания в реакторе мир рефабрикованных
и полномасштабных твэлов из отработавшей твс
реактора ввэр-1000 до повышенного выгорания.
, ,
, ............................................................................................ 89
Основные результаты испытаний твэлов ВВЭР-1000
в переходных и аварийных режимах сухого хранения
отработавшего ядерного топлива.
, , .......................................................................... 90
Первичные послереакторные исследования
рефабрикованных твэлов ВВЭР-1000 после испытаний
в режиме маневрирования и скачка мощности.
, ,
, ,
, ................................................................................................ 92
Термические испытания твэлов
опытной сборки реактора СМ.
, ........................................................................................... 94
Оценка возможности постановки экспериментов в реакторе
МИР, имитирующих аварии с возрастанием реактивности
в водо-водяных энергетических реакторах.
, , ......................................................................... 95
Исследование состава отложений на образцах
из оболочек твэлов и кинетики перехода
элементов в раствор в процессе травления.
, ............................................................................................... 98
Разработка и совершенствование методик исследования
распределения продуктов отложений на поверхности
облученных твэлов из циркониевых сплавов
и определения их химического состава.
, , .........................................
Изучение температурной характеристики
измерительного узла контактных профилометров
на основе датчиков линейных перемещений типа dg-810.
, .....................................................................................
Отработка ультразвукового метода обнаружения
негерметичных твэлов в составе твс
реакторов ввэр и рбмк.
, .................................................................................................
Нейтронно-физические условия испытаний
в реакторе мир твэлов реактора ввэр-1000
в режиме маневрирования мощностью.
, , ................................................................
Нейтронно-физические условия испытаний
многостержневых твс в реакторе мир.
, , ......................................................................
Исследование радиационной стойкости датчиков
внутриреакторного контроля в реакторе рбт-6.
, ,
, ............................................................................................
определение радиационного энерговыделения
с помощью гамма-термометра динамическим методом.
, , ............................................................
измерение низкоуровневых токов детекторов прямого заряда
и сопротивления изоляции в процессе облучения.
, , ...........................................................
отработка методики потенциометрического
определения макроконцентрации
аммиака в теплоносителе
петлевых установок реактора мир.
, , ........................................................
применение ипи-технологий
при подготовке реакторного эксперимента.
, ,
, ...........................................................................................
Испытания реакторных материалов
и исследованиЕ их свойств.
, .........................................................................................
Применение рентгеноспектрального микроанализа
для определения накопления плутония
в топливе реакторов ВВЭР.
, , ..............................................
Моделирование свойств нестехиометрического
диоксида урана и процессов переноса газообразных
продуктов деления в оксидном топливе.
, , ...............................................................
Отработка технологии и исследование свойств
гидридного топлива.
, , ......................................
Результаты исследований автономного канала
со свинцовым теплоносителем после эксплуатации
в реакторе БОР-60.
, ,
, ...............................................................................................
Исследования влияния исходной термической
обработки на структурное состояние и
механические свойства 12 %-ной хромистой
стали типа 16х12В2ФтаР после низкотем-
пературного облучения в реакторе БОР-60.
, ,
, , ................................................................
Разработка и обоснование технологии сварки
конструктивных элементов твэлов
из дисперсионно-упрочненных сталей
ферритного и мартенситного классов.
, ,
, ,
, ....................................................................................
Механические свойства материала
внутрикорпусных устройств реактора ВК-50
после длительной эксплуатации.
, ............................................................................................
Упрочнение аустенитной стали х18н10т,
облученной при температуре 285-320 °С
в реакторе ВВЭР-1000.
, .......................................................................................
Расчетно-экспериментальное обоснование продления
назначенного ресурса напряженных элементов
центральной зоны реактора СМ.
, ,
, ............................................................................................
Кинетическая модель кластеризации
и преципитации примесей в корпусах
реакторных материалов.
, ................................................................................................
Моделирование радиационно-стимулированной
сегрегации и охрупчивания корпусных сталей.
, , ..................................................................
Термоактивационная модель
деформирования корпусных сталей.
.......................................................................................................................
Создание базы данных
для реакторного графита ГР-280.
..................................................................................................................
Разработка дистанционной технологии
сварки и контроля устройств
для облучения графитовых образцов.
, ,
, ,
, ..............................................................................................
Исследования опытного стержня
аварийной защиты с рефабрицированным
карбидом бора после эксплуатации
в реакторе БН-600.
, , ......................................................................
Реакторные и послереакторные
исследования макетов
рабочих источников нейтронов
с сердечником из сплава Be-Ni.
, , ......................................................................
Материаловедческие исследования органа СУЗ
из гафния реактора РБТ-6.
, , ....................................................................
Исследование физико-механических свойств
перспективных марок бериллия после облучения
до высоких флюенсов нейтронов.
............................................................................................................................
Исследование химической неоднородности
металла сварного шва корпусной стали 15х2НМФАА
методом атомно-эмиссионной спектрометрии.
...................................................................................................................
Методология определения химического состава
высокочистых материалов методом
атомно-эмиссионной спектрометрии
на примере гафния, свинца и циркония
реакторной чистоты.
, ..........................................................................................
Исследования и разработки элементов
топливного цикла ядерноЙ энергетики.
, , .............................................
Опыт и перспективы разработки технологических процессов
получения оксидного гранулированного топлива
пирохимическим способом.
, ,
, , ....................................................................
Модернизация установки для изготовления МОКС-топлива,
виброуплотненных твэлов и твс реактора БН-600
с использованием плутония оружейного качества.
, , .....................................................
Опыт создания и эксплуатации опытно-исследовательского
комплекса для производства твс типа БН-800.
, ,
, , ........................................................................
Физико-химические основы переработки твэлов
из уран-алюминиевых композиций пирохимическими методами.
, ,
, ..........................................................................................
Радиационно-экологическая оценка
замкнутого топливного цикла реактора БОР-60.
, ,
, ..................................................................................
Эффективность защитных барьеров на установках
получения гранулированного МОКС-топлива.
, ,
, ..........................................................................................
трансурановые элементы,
радионуклидные препараты
и источники излучений.
.....................................................................................................................
Изучение сплавообразования в системах Am-C, Cm-Ru.
, , ......................................................................
Электрохимическое окисление Am(III) в растворах азотной
кислоты, содержащей фосфоровольфрамат калия.
, , ....................................................
Исследование радиоактивного распада
радионуклидов 105Ag, 106mAg, 110mAg.
Л. В Захарова, .................................................................................................
Получение металлического рутения из облученного технеция.
, ,
, .............................................................................................
Комплекс программ ORIP_XXI для расчета
трансмутаций нуклидов.
, , .........................................................................
Математическое моделирование и оптимизация хроматографических
процессов разделения и очистки радионуклидов.
.......................................................................................................................
Экспериментальное исследование закономерностей
накопления 63Ni в реакторе БОР-60.
, ,
, ...............................................................................................
Получение препарата 153Sm из «реакторно-обогащенного» 152Sm.
, , .............................................................
Разработка технологии получения радионуклида 103Pd
по реакции 106Cd(n, a)103Pd.
, ,
, ,
, .............................................................................................
Разработка технологии получения
препарата 117mSn высокой удельной активности.
........................................................................................................................
Получение препаратов 255Es и 255Fm для ядерно-физических
и радиохимических исследований.
........................................................................................................................
Разработка технологии получения препарата 188W.
, , .......................................................................
Гамма-источники на основе 75Se.
, ,
, ...........................................................................................
Разработка технологии изготовления источников на основе 103Pd.
, ,
, .............................................................................................
Разработка методов контроля для измерения
бета-источников на основе 63Ni.
, ,
, ................................................................................................
Химическое концентрирование и спектрографическое
определение примесных элементов в препарате 188W.
В. И .Коновалов, ,
, .........................................................................................
Методика определения удельной активности 188W.
, , ............................................................................
Разработка эталона выгорания топлива для реактора СМ.
, ,
, , ...............................................................
Обращение с отработавшим ядерным топливом
и радиоактивными отходами.
...................................................................................................................
способ оценки активности высокоактивных
твердых радиоактивных отходов в защитных транспортных
контейнерах посредством измерения мощности
эквивалентной дозы от боковой поверхности контейнера.
ёткин, ,
, ,
, ...............................................................................................
Испытания и оптимизация способов очистки воды
бассейнов выдержки отработавших твс
, ,
, .............................................................................................
Исследование состояния емкостей хранилищ высокоактивных
отходов после длительной их эксплуатации.
, ,
, ................................................................................................
методические исследования в обоснование контроля
трития в жидких радиоактивных отходах и в подземных водах.
, , ..............................................................
создание системы непрерывного контроля активности
трития в газоаэрозольных выбросах института.
, , ................................................................
Радиационно-экологическая обстановка
в зоне наблюдения.
, , С.Н. Кованцева,
, , ..........................................................................
разработка информационной системы контроля
газоаэрозольных выбросов.
, ,
, .........................................................................................
Работы института по международным программам
и заказам иностранных фирм.
..................................................................................................................
4. Сборник трудов
Выпуск 1
СОДЕРЖАНИЕ
Способ расчета накопления газовых продуктов деления
в топливе реакторов на тепловых нейтронах.
, , ............................................................................. 3
Влияние реакторного облучения на электрическую
прочность электрокерамики. ....................................................................... 13
Реакторные испытания экспериментальных твэлов
типа ВВЭР на основе смешанного уран-плутониевого
топлива. , ,
................................................................................................................... 19
Исследование кинетики накопления 188W в высокопоточном
реакторе СМ. , ,
, , ....................................................................... 24
Расчетные оценки возможности накопления 229Th/225Ac
путем облучения 226Ra в ядерном реакторе. ,
........................................................................................................................... 29
Повышение информативности послереакторных
исследований при использовании результатов доэксплуата-
ционного контроля. , , -
нов, , -
пелкин, , ............................................................... 39
Исследование уплотняющих материалов
на основе графита в аппаратах для высокотемпера-
турных вакуумных процессов. ,
, ,
........................................................................................................................ 48
Изготовление мишеней на основе кюрия-248
и калифорния-249 для синтеза сверхтяжелых ядер.
, ,
, , ..................................................................... 56
Автоматизация расчетов эффектов трансмутации
в конструкционных материалах под облучением.
, ........................................................................................ 62
Выпуск 2
СОДЕРЖАНИЕ
Модернизация низкотемпературной водяной
петлевой установки ВП-1 реактора СМ.
, , .................................................... 3
Методика экспрессного моделирования пространст-
венного распределения энерговыделения в объеме
петлевой ТВС в процессе испытаний в реакторе МИР.
, ,
.................................................................................................................... 10
Модель с сосредоточенными параметрами для исследования
автоколебательных режимов реактора ВК-50 вблизи границы
резонансной неустойчивости и за ее пределами.
................................................................................................................... 16
О характеристиках твэла исследовательского реактора СМ
в режимах с кризисом теплообмена. ,
, , ........................................................................ 22
Влияние метода изготовления и температуры облучения
на теплопроводность реакторного бериллия. -
пов, , ............................................................................................... 27
Сравнение результатов внереакторного исследования
теплопроводности диоксида урана «FLASH»-методом
и методом радиального разогрева сердечника.
, ,
........................................................................................................................... 32
Оценка возможности снижения парообразования
в сварных соединениях оболочек из дисперсионно-
упрочненных сталей ферритного и мартенситного
класса. , , -
лов, , В. И. Го-
бечия, , С. Укаи, М. Секи, Т. Каито........................................................... 38
Применение метода статистических моментов
к решению оптимизационных задач препара-
тивной элюентной хроматографии. Часть 1.
Случай идеальной линейной системы. ...................................................... 44
Методика и результаты импульсных испытаний
твэлов в реакторе СМ. , ,
, ,
................................................................................................................... 60
Выпуск 3
СОДЕРЖАНИЕ
Закономерности и механизмы радиационно-термической
ползучести оболочечных труб из сплавов циркония.
, , ............................................................... 3
Методические исследования возможности
ионохроматографического определения
органических примесей в водном теплоносителе
петлевых установок реактора МИР.
, , .......................................................... 13
Расчетные исследования удельного расхода топлива
в реакторах СМ, РБТ-6, РБТ-10/2, МИР.
, .............................................................................................. 20
Характеристики и опыт эксплуатации
модернизированных систем контроля герметичности
оболочек твэлов реакторного комплекса СМ – РБТ-6.
, , ........................................... 28
Эмиссионный спектральный анализ
радионуклидного препарата никеля-63.
, ,
, ............................................................................................. 38
Ретроспективная дозиметрия корпуса СМ.
, , .......................................... 49
Закрытый источник альфа-частиц на основе кюрия-244.
, ,
, ............................................................................... 58
Особенности технологии сварки
блока электронагревателей из стали 16Х12МВСФБР
для автономного петлевого канала.
, ,
, , ...................................... 63
Информационно-измерительные системы дозиметрического
, , ............................................. 70
Разработка программы «МУЗА» для теплогидравлических
расчетов экспериментальных устройств
исследовательских ядерных реакторов.
.......................................................................................................................... 78
Выпуск 4
СОДЕРЖАНИЕ
Состояние твэлов реактора МИР после эксплуатации
и хранения в течение 31 года в водной среде.
, ,
, ............................................................................................... 3
Радиационное формоизменение и микроструктура
предварительно отожженного при высоких температурах
сплава Zr-1%Nb после высокодозного облучения.
, , ............................................................ 15
Результаты апробации ультразвукового метода
обнаружения негерметичных твэлов в ТВС реактора ВВЭР.
, , .......................................... 29
Влияние выгорания топлива на распределение
энерговыделения и продуктов деления в ТВС
реактора СМ.
, ,
......................................................................................................................... 35
Исследование характеристик ТСП технологического
контроля петлевых установок реактора СМ.
, ,
, ,
, , .................................................................... 45
Оперативная диагностика работоспособности ДПЗ
в процессе облучения.
, ,
................................................................................................................... 56
Анализ и экспериментальная оценка радиационно-
экологической безопасности производства препарата
вольфрама-188.
, ,
, , .......................................................................... 67
Исследование закономерностей ионообменного
поведения калифорния, эйнштейния и фермия
в присутствии a-оксиизомасляной кислоты.
, ,
..................................................................................................................... 81
Выделение искусственного металлического рутения
из облученного технеция.
, ,
..................................................................................................................... 89
Способ приготовления проб, содержащих аэрозольные
частицы.
, , ................................................................ 93
Исследование дисперсности аэрозольных частиц
воздушной среды методом цифровой обработки
микроскопических видеополей.
, ,
............................................................................................................................ 96
Заказ на данные издания можно оформить по адресу:
г. Димитровград-10 Ульяновской обл., », ИИО.
Тел.: (84235) 6–56–12, 6–58–29
Факс: (84235) 6–56–12
