14.04.02 Ядерные физика и технологии

Permanent URI for this collectionhttps://openrepository.sti.mephi.ru/handle/123456789/18

Browse

Now showing 1 - 20 of 23

Вывод из эксплуатации ПУГР ЭИ-2
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Скотников, Р. А.; Софронов, В. Л.
Актуальность данной выпускной квалификационной работы заключается в том что, несмотря на прогрессивное развитие атомной отрасли жизненный цикл любой реакторной установки включает стадию как вывод из эксплуатации. К концу срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, это подразумевает удаление ядерных материалов с объекта, и выведение из эксплуатации данной установки. В связи с этим встает вопрос о методах вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов (ВЭЯиРОО). Данная ВКР посвящена теме подготовки здания к ВЭ при помощи дезактивации поверхностей здания и оборудования с последующим захоронением на месте. Работа содержит краткий литературный обзор, посвященный ЭИ-2. Далее следует комплексное инженерное радиационное обследование здания, расположенного вблизи с реактором ЭИ-2. После следует расчет шнекового аппарата на участке переработки кабеля. И заключающая часть работы содержит экономический расчет стоимости ВЭ ЭИ-2.
Вывод из эксплуатации уран-графитовых промышленных реакторов АДЭ-4 и 5
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Роман, С. И.; Жиганов, А. Н.
В данной магистерской диссертации рассматриваются основные вопросы вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов АДЭ-4 и 5, на основе опыта полученного при выводе из эксплуатации реактора ЭИ-2. Описаны основные аспекты применения технологии бесполостного заполнения приреакторных пространств барьерными материалами на основе природных глин. Произведен конструктивный и прочностной расчет шнекового аппарата, являющегося основным технологическим элементом аппаратурного комплекса при работе по заполнению приреакторных пространств барьерным материалом. Произведен расчет укрупненных экономических показателей стоимости работ по выводу из эксплуатации реакторов АДЭ-4,5. Выполнен анализ основных аспектов промышленной безопасности при выполнении работ по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. Отдельное внимание уделено вопросам комплексно-инженерного радиационного обследования здания размещения реакторов и оборудования. Рассмотрены вопросы, связанные с экологическим аспектом вывода из эксплуатации промышленных реакторов.
Вывод из эксплуатации участка по центрифужному разделению изотопов урана
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Пермяков, Г. В.; Софронов, В. Л.
Настоящая выпускная квалификационная работа магистра посвящена разработки концепции вывода из эксплуатации участка по центрифужному разделению изотопов урана, данная работа включает в себя 4 раздела. В первом разделе приведен обзор литературы, в котором рассматриваются способы разделения изотопов, в расширенном виде о способе с применением газовых центрифуг, методы переработки твёрдых радиоактивных отходов, металлических в данной работе, в частности метод переплава в индукционных тигельных печах. Во втором разделе описываются методы проведения комплексного инженерного и радиационного обследования (далее КИРО), а также техника безопасности при проведении КИРО, помимо этого включает себя пример рассмотрения объекта КИРО и заключения по обследованию. Третий раздел включает в себя расчет индукционной тигельной печи с определенным режимом работы. В четвёртом разделе приведены экономические расчеты по реализации участка по переплаву металлических радиоактивных отходов, образовавшихся в процессе вывода из эксплуатации центрифужного разделения изотопов урана, с предшествующей отмывкой.
Вывод из эксплуатации участка получения гексафторида урана
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Кондаков, В. А.; Софронов, В. Л.
В данной выпускной квалификационной работе рассмотрен вывод из эксплуатации участка получения гексафторида урана методом лазерной дезактивации. В работе рассмотрены основные свойства, физические основы, испарительные механизмы лазерной дезактивации. Разработана аппаратурно - технологическая схема лазерной дезактивации. Для данной установки был произведен расчет циклона. Произведено комплексное инженерно-радиационное обследование участка получения гексафторида урана. Рассмотрены вопросы безопасности и экологичности производства, а также проведен его экономический расчет производства.
Дезактивация участка отработанного ядерного топлива промышленных реаторов
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Механникова, Е. Л.; Софронов, В. Л.
Актуальность данной выпускной квалификационной работы заключается в том что, несмотря на прогрессивное развитие атомной отрасли жизненный цикл любой реакторной установки включает такую завершающую стадию как вывод из эксплуатации. На завершающую стадию жизненного цикла реакторной установки - вывод из эксплуатации непосредственное влияние оказывают предыдущие стадии: проектирование, сооружение и эксплуатация. К концу проектного (назначенного) срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается, прежде всего, удаление ядерного топлива с объекта, и выведена из эксплуатации. В связи с этим встает вопрос о методах вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов (ВЭЯ и РОО). Данная ВКР посвящена теме подготовки здания к ВЭ при помощи пленочной дезактивации поверхностей здания и оборудования. Работа содержит кратный обзор методов дезактивации, описание проведения комплексно-инженерного радиационного обследования, проектирование аппарата для дезактивации здания и оборудования, а так же экономическую часть.
Консервация оборудования второго контура охлаждения АЭС типа ВВЭР
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Дычинский, Д. А.; Софронов, В. Л.
В данной магистерской диссертации рассматривается проект консервации оборудования второго контура охлаждения АЭС типа ВВЭР. Описано проведение КИРО участка второго контура охлаждения АЭС типа ВВЭР, приведена схема участка КИРО, произведен подбор оборудования для КИРО, описана техника безопасности при проведении КИРО. Описан процесс очистки металлических отходов от радиоактивного загрязнения с помощью установки дезактивации. Разработана аппаратурно-технологическая схема комплекса дезактивации и аппарат дезактивации. Произведены расчёт материального баланса аппарата дезактивации, конструктивный и прочностной расчеты, а также расчет мощности компрессора для барботажного устройства. Произведен расчет укрупненных экономических показателей стоимости работ по выводу из участка второго контура АЭС типа ВВЭР, на примере ВВЭР-1000. Так же приведены основные аспекты экологический безопасности при проведении КИРО данного объекта.
Математическое моделирование процесса рефабрикации облученного ядерного смешанного нитридного топлива
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Коробейников, Е. А.; Брендаков, В. Н.
В данной диссертации для оптимизации гидрометаллургической части по реэкстракции плутония аппаратурно-технологической схемы переработки ОЯТ РБН проведен сравнительный анализ перспективных способов экстракционных переработки ОЯТ. Разработана аппаратурно-технологическая схема укрупненного лабораторного аффинажного стенда для отработки кристаллизационной технологии переработки ОЯТ РУ Брест-ОД-300 Рассмотрены вопросы охраны труда, техники безопасности и охраны окружающей среды. Выполнен технико-экономический расчет проведения технического обслуживания и ремонта кристаллизационного стенда. Сделаны выводы по проделанной работе.
Разработка концепции вывода из эксплуатации комплекса скважинного подземного выщелачивания урана
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Змитриченко, К. А.; Носков, М. Д.
Настоящая выпускная квалификационная работа магистра посвящена разработке концепции вывода из эксплуатации комплекса скважинного подземного выщелачивания урана (далее СПВУ), данная работа включает в себя пять основных разделов. В первом разделе приведён обзор литературы, где рассматривается способ добычи урана, описание подземного выщелачивания и на основании аппаратурно-технологической схемы изложен принцип работы данного комплекса. Во втором разделе описываются методы проведения комплексного инженерного и радиационного обследования (далее КИРО), более подробно рассматриваются инженерное и радиационное обследование, а также раздел включается в себя рассмотрение объекта КИРО и соблюдение требований техники безопасности. Третий раздел представляет концепцию вывода из эксплуатации комплекса скважинного подземного выщелачивания, включающий в себя подробное рассмотрение добычного и перерабатывающего комплекса, а также промышленные объекты. В четвертом разделе приведён конструктивный расчет. Пятый раздел посвящён планированию затрат на реализацию проекта, где выполняется подробный расчет суммарной стоимости ВЭ комплекса СПВУ.
Разработка концепции вывода из эксплуатации производства по переработке облученных стандартных урановых блоков
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Дубинин, В. С.; Карташов, Е. Ю.
Настоящая выпускная квалификационная работа магистра посвящена разработке концепции вывода из эксплуатации производства по переработке облученных стандартных урановых блоков, данная работа включает в себя шесть основных разделов. В первом разделе был приведен обзор литературы, где рассматривается технология экстракционного аффинажа и на основании описания разработана аппаратурно - технологическая схема. Во втором разделе описываются методы проведения комплексного и радиационного обследования, а также рассмотрены методы вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов. В третьем разделе проведено комплексное и радиационное обследование производства по переработке облученных стандартных урановых блоков и соблюдение требований техники безопасности. В четвертом разделе представлена концепция вывода из эксплуатации производства по переработке облученных стандартных урановых блоков. В пятом разделе была рассчитана и спроектирована абсорбционная колонна для улавливания радиоактивного углерода С-14. Шестой раздел посвящен планированию затрат на реализацию проекта, где выполняется подробный расчет суммарной стоимости вывода из эксплуатации производства по переработке облученных стандартных урановых блоков.
Установка выделения минорных актиноидов экстракционным способом
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Бычков, Н. А.; Софронов, В. Л.
В данной выпускной квалификационной работе разработана аппаратурно - технологическая схема установки выделения минорный актиноидов экстракционным способом. Подобрана аппаратура автоматики для управления и контролирования технологическим процессом. Выполнены расчеты колонн экстракции, реэкстрации, а также теплообменника. Рассмотрены вопросы охраны труда, техники безопасности и охраны окружающей среды. Выполнен экономический расчет разработки данного проекта. Сделаны выводы по проделанной работе.
Установка гидрометаллургической переработки облученного облученного ядерногого смешанного уран-плутониевого нитридного топлива
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Овчеренко, А. А.; Софронов, В. Л.
Обращение с облученным ядерным топливом и решение проблем с образовавшимися радиоактивными отходами является наиболее острой проблемой. Более верного решения, чем использование реакторов на быстрых нейтронах и возможность реализации замкнутого ядерного топливного цикла с возвратом ценного энергетического сырья и повторным его использованием, а также извлечением полезных изотопов элементов и изоляцией отходов без нарушения природного радиационного баланса, не предложено. В настоящее время особый интерес представляет собой поиск технологии, которая позволит переработать облученное ядерное топливо (далее – ОЯТ) любого типа реакторов на быстрых нейтронах. Продуктом разрабатываемого процесса являются оксиды урана–плутония–нептуния любой степени очистки, которые можно использовать для рефабрикации топлива реакторов на быстрых нейтронах по таблеточной технологии [1, с. 231]. В 2015 г. начато проектирование модуля переработки смешанного нитридного уран-плутониевого (далее – СНУП) ОЯТ и обращения с радиоактивными отходами размещенного на площадке АО «Сибирский химический комбинат» Опытно-демонстрационного энергетического комплекса с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающим ядерный топливный цикл пристанционным заводом, включающим в себя модуль переработки облученного СНУП топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых ТВЭЛов из привозных материалов, а впоследствии ТВЭЛов из переработанного облученного ядерного топлива. Целью магистерской диссертации является разработка технологии гидрометаллургической переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива.
Установка карботермического синтеза смешанного нитридного уран - плутониевого топлива
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Дружинин, Р. И.; Софронов, В. Л.
Данная выпускная квалифицированная работа посвящена разработке технологии подготовки пресс - порошка предназначенного для изготовления СНУП топлива, состоящего из порошков диоксида урана и плутония и технического углерода. В литературно - аналитическом разделе проведен обзор основных характеристик СНУП топлива, его получение и сравнение с MOКС топливом. В экспериментальном разделе приведены результаты исследования зависимости размера частиц исходного продукта от времени измельчения в шаровой мельнице. Разработаны принципиальная и аппаратурно - технологическая схемы для данной линии. Рассмотрены основные проблемы безопасности и экологичности производства, а та же проедет экономический расчет производства. Пояснительная записка содержит 101 страницу, 12 рисунков, 29 таблиц, 25 источников, 2 приложения.
Установка карботермического синтеза смешанных нитридов урана и плутония
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Петровский, Н. Е.; Софронов, В. Л.
Данная выпускная квалификационная работа рассматривает получение шашек для дальнейшего преобразования их в таблетки смешанного нитрида уран – плутониевого топлива (далее – СНУПТ), на участке фабрикации таблеток СНУПТ для реакторов на быстрых нейтронах. Для выбранного участка было выбрано нестандартное основное оборудование, также рассчитаны шаровая мельница, пресс – инструмент и карботермическая печь. В данной выпускной квалификационной работе также рассматриваются вопросы охраны труда и экологичности производства и проведен экономический анализ.
Установка переработки жидких радиоактивных отходов
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Терещенко, А. В.; Софронов, В. Л.
Дипломная работа по теме «Установка переработки жидких радиоактивных отходов» содержит сведения о жидких радиоактивных отходах, методиках и коэффициентах очистки жидких радиоактивных отходов от изотопов Cs, Co. В литературно-аналитическом разделе рассмотрены вопросы классификации радиоактивных отходов, стадии обращения с радиоактивными отходами и основные способы переработки жидких радиоактивных отходов. В исследовательском разделе рассмотрены вопросы определения степени очистки жидких радиоактивных отходов от изотопов Cs, Co методами химического осаждения и сорбции с применением неорганических сорбентов. В технологическом разделе представлена принципиальная и технологическая схемы установки по очистке жидких радиоактивных отходов методом химического осаждения и сорбции с применением неорганических сорбентов. Произведён расчёт и подбор основных аппаратов и насосного оборудования. В результате опытов были вычислены оптимальные способы и условия очистки жидких радиоактивных отходов до показателей пригодности использования воды для технологических целей реактора ИРТ-Т. Также рассмотрены мероприятия по обеспечению производственной, радиационной и экологической безопасности и выполнен расчёт экономических показателей установки по переработке жидких радиоактивных отходов.
Установка переработки отходов производства смешанного нитридного уран-плутониевого топлива
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Лаптев, С. К.; Жиганов, А. Н.
Данная дипломная работа посвящена теме изучения установки по переработке смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для реакторов нового поколения. В аналитическом разделе проведен обзор основных характеристик различных типов ядерного топлива и способы их получения. Особенности и основные процессы переработки отработавшего ядерного топлива. В экспериментальной части проведены результаты исследований растворения смеси соединений урана и плутония в азотной кислоте. Разработаны принципиальная и аппаратурно-технологическая схемы участка переработки СНУП топлива. Основным аппаратом для данного процесса, была выбрана и рассчитана печь спекания таблеток. Рассмотрены основные проблемы безопасности и экологичности выбранного процесса, а также произведён экономический расчёт производства. Пояснительная записка содержит 96 страниц, 10 рисунков, 23 таблицы, 31 источник, 2 приложения
Установка переработки отходов ядерного топлива урана и плутония
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Ненуженко, М. С.; Жиганов, А. Н.
Данная магистерская диссертация посвящена теме разработке установки по переработке смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для реакторов нового поколения. В аналитическом разделе проведен обзор основных характеристик различных типов ядерного топлива и способы их получения. Особенности и основные процессы переработки отработавшего ядерного топлива. В экспериментальной части проведены результаты исследований растворения смеси соединений урана и плутония в азотной кислоте. Разработаны принципиальная и аппаратурно-технологическая схемы участка переработки СНУП топлива. Основным аппаратом для данного процесса, была выбрана и рассчитана печь спекания таблеток. Рассмотрены основные проблемы безопасности и экологичности выбранного процесса, а также произведён экономический расчёт производства.
Установка получения нитридов урана плазмохимическим методом
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Степанов, М. Е.; Гузеев, В. В.
Данная магистерская диссертация посвящена разработке технологии получения нитридов урана из металлической лигатуры с использованием плазмохимческой технологии. В аналитическом разделе были рассмотрены физико-химические свойства исходных веществ, продуктов реакции, основные сведения про нитриды редких элементов. В технологическом разделе были разработаны и описаны принципиально-технологическая и аппаратурно-технологические схемы производства нитрида урана, а также схема автоматического управления процессом. В расчетном разделе был проведен расчет основных аппаратов –плазмотрона, циклона и теплообменника. Рассчитан материальный и тепловой баланс. В экономическом разделе проведен анализ экономической эффективности данного инвестиционного проекта. В разделе "Безопасность и экологичность проекта" были рассмотрены вопросы техники безопасности и разработаны мероприятия по охране окружающей среды.
Установка получения смешанного нитридного уран-плутониевого топлива
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Брянский, М. Н.; Софронов, В. Л.
Данная магистерская диссертация рассматривает участок фабрикации таблеток смешанного нитрида уран-плутониевого топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Да выбранного участка было выбрано основное оборудование и рассчитан аппарат вихревого слоя для измельчения шашек смешанного нитрида уран-плутония и смешения со связующим. В исследовательской части рассмотрены зависимости процесса прессования таблеток СНУПТ. В магистерской диссертация также рассматриваются вопросы безопасности и экологичности производства, а также проведен его экономический анализ. Пояснительная записка содержит 96 страниц, 15 рисунков, 30 таблиц, 24 литературных источников, 2 приложений.
Установка получения смешанных нитридов урана и плутония методом гидрирования-нитрирования
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Лавров, В. Е.; Карташов, Е. Ю.
В данной выпускной квалификационной работе рассмотрено получение таблеток из смешанных нитридов урана и плутония для реакторов на быстрых нейтронах. В работе рассмотрены основные свойства смешанных нитридов урана и плутония. Разработаны принципиальная и аппаратурно – технологическая схемы процесса получения таблеток. Для данного участка было подобрано оборудование, а также произведены расчеты аппарата синтеза с индукционной печью и шаровой мельницы. Рассмотрены вопросы безопасности и экологичности производства, а также проведен его экономический расчет производства
Установка получения таблеток из смешанных нитридов урана и плутония
(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Шицко, Е. Э.; Софронов, В. Л.
Данная магистерская диссертация посвящена технологии изготовления таблеток из смешанных нитридов урана и плутония для реакторов на быстрых нейтронах. В литературно – аналитическом разделе проведен разбор основных свойств смешанных нитридов уран – плутониевого топлива и основная технологическая последовательность. Разработаны принципиальная и аппаратурно – технологическая схемы процесса. В расчетно–технологическом разделе произведены расчеты аппарата вихревого размола, пресс – инструмента и печи спекания. Рассмотрены вопросы безопасности и экологичности производства, а также проведен его экономический расчет производства.