С 27 по 31 мая 2019 года в АО «ГНЦ НИИАР» (г. Димитровград) состоится ХI конференция по реакторному материаловедению, посвященная 55-летию отделения реакторного материаловедения АО «ГНЦ НИИАР», с участием иностранных специалистов.

ВНИМАНИЕ!

Участникам конференции, представляющим организации Госкорпорации «Росатом», в срок до 15 апреля необходимо прислать в адрес оргкомитета свои предложения для составления единого технического задания (согласно ЕОМУ, утвержденным приказом  Госкорпорации «Росатом») по VIPNET (Румянцева В.Г.) с пометкой «для Агыбаевой Е.А.».

Обращаем внимание всех участников конференции:

  • презентации должны быть оформлены на русском и  английском языке;
  • выступления российских докладчиков осуществляются на русском языке, иностранных специалистов – на английском;
  • для обеспечения синхронного перевода необходимо не позднее 13 мая предоставить в организационный комитет конференции презентации и тексты своих выступлений.

Для представителей предприятий Госкорпорации «Росатом» разрешения на презентации докладов  необходимо прислать в адрес оргкомитета конференции в срок до 15 апреля.

 

Открытие конференции – 28.05.2019 г. в 9.00.

Закрытие конференции – 30.05.2019 г.


День заезда – 27.05.2019 г.

День отъезда – 31.05.2019 г.

 

Регистрация участников конференции будет проводиться в НКЦ им. Е.П. Славского 27 мая 2019 г. с 15.00 до 17.00.

                                                                                                                                       28 мая 2019 г. с 8.00 до 9.00.

 

В дни заезда и отъезда будет организована доставка участников конференции из аэропортов г. Ульяновска и г. Самары и с ж/д вокзалов
г. Ульяновска и г. Димитровграда.

 

 

Уважаемые коллеги!

 

Приглашаем Вас принять участие в ХI конференции по реакторному материаловедению, посвященной 55-летию отделения реакторного материаловедения НИИАР. Конференция с участием иностранных специалистов будет проводиться в г. Димитровграде в Научно-исследовательском институте атомных реакторов с 27 по 31 мая 2019 года. Место проведения – НКЦ им. Е.П. Славского.

 

Тематика конференции

 

Радиационное материаловедение и совершенствование материалов ядерной энергетики:

  • топливо и твэлы энергетических реакторов;
  • конструкционные материалы ядерных и термоядерных реакторов;
  • поглощающие и замедляющие материалы.

 

 

Предоставление  тезисов и докладов

 

На конференции будут представлены пленарные, секционные и стендовые доклады. До начала конференции будет выпущен сборник тезисов докладов. Последний срок предоставления тезисов докладов на русском и английском языках – 28 марта 2019 г. 

Доклады должны быть предоставлены в программный комитет конференции до начала конференции.

 

Требования к оформлению тезисов докладов

 

Для опубликования тезисов доклада в сборнике необходимо представить:
- электронный вариант тезисов доклада (по e-mail: shipulinass@niiar.ru);
- разрешение на информационный обмен (для предприятий Росатома). Если авторами являются сотрудники организаций других министерств, то они должны представить экспертное заключение или письмо о возможности опубликования тезисов доклада, утвержденное руководителем предприятия и заверенное печатью.
Текст тезисов доклада должен быть набран на компьютере в формате А4 (поля по 25 мм, шрифт Times New Roman Cyr, размер шрифта – 12 пт, интервал – одинарный).
Объем текста до трех страниц, включая таблицы и рисунки.
Название должно быть расположено по центру и напечатано прописными буквами, полужирным шрифтом.
Ниже названия по центру через 2 интервала строчными буквами печатают фамилии всех авторов (сначала инициалы, потом фамилии).
Еще ниже по центру через 2 интервала строчными буквами печатается название организации, город и страна.
Содержание должно быть кратким и четким.

Требования к оформлению стендовых докладов

Размер стенда для доклада:  0,70 × 1,00 м (ориентация вертикальная).
Материалы доклада должны иметь хорошее качество печати.
Рекомендуемый размер шрифта не менее 18 пт.
Обязательно указывается название доклада, инициалы и фамилии авторов, организация, город, страна.
Содержание должно быть кратким и четким. Рекомендуется использовать минимальное количество текстовой информации, а основной материал представлять в виде таблиц и рисунков.
Графический материал должен быть качественным по исполнению, располагаться по тексту в порядке его упоминания.
На доклад необходимо представить:
для предприятий Росатома
− разрешение на информационный обмен (см. Положение о порядке рассмотрения документированной информации для определения возможности ее использования в информационном обмене, утвержденное генеральным директором Госкорпорации «Росатом» 28 апреля 2009 г.);
для других предприятий
− разрешение на публикацию, утвержденное руководителем предприятия (в любой форме: экспертное заключение, заключение ПДТК, письмо).

Для опубликования в трудах конференции доклады представляются в соответствии с требованиями к оформлению докладов.

Требования к оформлению докладов и презентаций

Для выступления на конференции с докладом или презентацией необходимо предоставить разрешение на информационный обмен (для предприятий Росатома) и электронную версию доклада или презентации. Если авторами являются сотрудники организаций других министерств, то они должны представить экспертное заключение или письмо о возможности опубликования доклада, утверждённое руководителем предприятия и заверенное печатью. Особых требований к оформлению докладов и презентаций не предъявляется.

 

Организационные вопросы

Участие в конференции возможно в качестве докладчика и слушателя (при условии оплаты оргвзноса).
Программа и тезисы докладов предоставляются участникам перед началом конференции при регистрации.
Тезисы докладов для опубликования в сборнике тезисов докладов должны быть представлены в программный комитет в электронном виде, с разрешением на информационный обмен / экспортным заключением и в соответствии с требованиями, не позднее 11 марта 2019 г.

Организация трансфера

Для организации встречи участников конференции необходимо: по тел. (84235) 7-96-12 или e-mail: shipulinass@niiar.ru сообщить фамилию, имя, отчество участников, дату приезда, номер поезда или рейс самолета. Билеты на обратную дорогу рекомендуем приобретать заблаговременно.

Дата заезда – 27.05.2019 г.

Дата отъезда – 31.05.2019 г.

 

Рабочие языки конференции

Русский и английский.

 

Организационно-программный комитет
                  

Председатель     

Тузов А.А.

Заместитель председателя   

Рисованый В.Д.

Звир Е.А.

Ученый секретарь 

Неустроев В.С.

СекретарьШипулина С.С.

 

 

Члены комитета:


 
 

Грачев А.Ф.ИТЦП «ПРОРЫВ»
Гурович Б.А.НИЦ «Курчатовский институт»
Долгов А.Б.АО «ТВЭЛ»
Дуб А.В.АО «Наука и инновации»
Европин С.В.АО «НИКИЭТ»
Енин А.А.   АО «НЗХК»
Ижутов А.Л. АО «ГНЦ НИИАР»
Калин Б.А.НИЯУ МИФИ 
Крюков Ф.Н.
АО «ГНЦ НИИАР»
Марголин Б.З.НИЦ «Курчатовский институт» - ЦНИИ КМ «Прометей»
Новиков В.В.АО «ВНИИНМ» 
Петрунин В.В.АО «ОКБМ Африкантов»
Пиминов В.А.АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»
Синельников Л.П.АО «ИРМ»
Скупов М.В.АО «ВНИИНМ» 
Троянов В.М.АО «Концерн Росэнергоатом»
Угрюмов А.В.АО «ТВЭЛ»
 

 

 

 

 

 

 

Конференция будет проводиться в Научно-культурном центре им. Е.П. Славского АО «ГНЦ НИИАР».

Адрес: Российская Федерация, г. Димитровград, пр. Димитрова, д.12.

 

 

Регистрация и взносы

 

Внимание!

Приём заявок на участие в конференции продлён до 15 февраля 2019 года.

 

18 февраля 2019 г. состоялось заседание организационно-программного комитета ХI конференции по реакторному материаловедению под председательством директора ГНЦ НИИАР А.А. Тузова, на котором были приняты решения:
1. Установить организационный взнос в размере 15000 рублей для молодых специалистов – участников конференции в возрасте до 35 лет.
2. Освободить студентов и аспирантов очной формы обучения от оплаты организационного взноса.

 

Регистрационную форму участника необходимо заполнить до 28 января 2019 года.
Размер организационного взноса составляет 25 000 руб. (включая НДС) за каждого участника. Организационный взнос обеспечивает транспортное обслуживание, синхронный перевод,  участие во всех мероприятиях конференции, получение сборника тезисов докладов и других документов конференции, кофе-брейки и другие организационные вопросы.

Питание и проживание в гостинице оплачивается отдельно участниками конференции и не входит в организационный взнос.

Размещение участников конференции планируется в гостиницах «Радуга» и «Д-град». Для бронирования необходимого количества номеров в гостинице просим указывать соответствующую информацию в регистрационной форме. При возникающих вопросах и пожеланиях относительно размещения и проживания в гостинице, следует обращаться по тел.: (84235) 7-96-12 или e‑mail: shipulinass@niiar.ru.

 

Организационный взнос следует оплатить до 13 мая 2019 г.

Внимание!

Оплата организационного взноса осуществляется только по безналичному расчету!

Для оплаты организационного взноса необходимо запросить у организаторов счёт для юридического или физического лица. Данные для выставления счёта для юридического лица  заполняются в гарантийном письме организации участника. Для сокращения сроков и упрощения процедуры заполнения финансовых  документов  для  участия  в  конференции, в адрес  организаторов необходимо по e-mail: shipulinass@niiar.ru  (Шипулина С.С.), направить гарантийное письмо участника конференции, заполненное в обязательном порядке по указанному образцу (гарантийное письмо).*

При выставлении счета на физическое лицо необходимы в обязательном порядке: ФИО (полностью), паспортные данные и прописка. Своевременное и точное заполнение регистрационной формы, а также предоставление гарантийного письма (либо вышеуказанных данных для счета на физическое лицо)  позволит вовремя выставить счёт на оплату и оформить все финансовые документы.

 

*При отсутствии возможности направления указанного выше гарантийного письма для заключения договора об участии в ХI конференции по реакторному материаловедению, посвящённой 55-летию отделения реакторного материаловедения НИИАР (с участием иностранных специалистов), необходимо направить копии документов по списку , а так же в соответствии с поручением (перечень документов для оформления договора , а так же  в соответствии с поручением Председателя Правительства Российской Федерации Путина В.В. от 28.12.2011 в целях обеспечения прозрачности финансово-хозяйственной деятельности Госкорпорации «Росатом» и подведомственных ей организаций просим заполнить и направить в наш адрес информацию по форме образцов (иерархиясправка 1справка 2) в отношении всей цепочки собственников Вашей организации. Выставление счета и оформление договора будет осуществлено после предоставления запрашиваемых учредительных документов и информации о цепочке собственников Вашей организации.


Информацию направлять Шипулиной С.С. e-mail: shipulinass@niiar.ru

 

 

ЗАПОЛНИТЬ ФОРМУ

 

 

 

 

 

Программа ХI конференции по реакторному материаловедениюАдрес для переписки:


Акционерное общество «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов», г. Димитровград, Западное шоссе, д. 9, Ульяновская область, Россия, 433510.

 

Контактные лица:


Шипулина Светлана Сергеевна,
тел./ факс: (84235) 7-96-12 , e-mail: shipulinass@niiar.ru.

Командировку оформлять на адрес: г. Димитровград,  Западное шоссе, д. 9, Ульяновская область, Россия, 433510,  АО «ГНЦ НИИАР».

Добраться до места проведения конференции можно:

самолётом: до аэропортов, расположенных в г. Ульяновске или г. Самаре;

поездом: до ж/д вокзала г. Ульяновска или г. Димитровграда.

 

В день заезда 27 мая 2019 года оргкомитет организует встречу участников конференции и доставку до гостиницы.

В день отъезда 31 мая 2019 года оргкомитет организует доставку участников конференции до аэропорта и  ж/д вокзалов.

 

 

 

Основные результаты послереакторных исследований, выполненных в АО «ГНЦ НИИАР» в 2014–2018 гг. Е.А. Звир, В.А. Жителев, А.В. Захаров, Ф.Н. Крюков, В.Ю. Шишин (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Разработка новых материалов и задачи реакторного материаловедения. А.В. Дуб (АО «Наука и инновации», госкорпорация «РОСАТОМ» г. Москва, Россия)

Ожидания Поставщика в области реакторного материаловедения ядерного топлива. Результаты сотрудничества и материаловедческие аспекты дальнейших исследований в среднесрочной перспективе. А.В. Угрюмов (АО «ТВЭЛ», г. Москва, Россия)

Коррозионное поведение оболочек твэлов ВВЭР. В.В. Новиков, В.Ф. Коньков (АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Анализ направлений создания толерантного топлива. Б.А. Калин, А.В. Тенишев, А.А. Полянский (ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия)

Development of a new swelling position for PWR austenitic internals, reflecting much lower swelling compared to higher temperature fast reactor experience. F.A. Garner (NRNU “MEPhI”, Department of Materials Science, Moscow, Russia)

Механизмы повреждения и разрушения аустенитных сталей в условиях нейтронного облучения, характерного для  атомных реакторов различного типа. Б.З. Марголин, А.А. Сорокин, А.А. Бучатский, В.А. Швецова, А.И. Минкин, Н.Е. Пирогова (ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия).

Текущее состояние и планы работ по обоснованию смешанного нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах. М.В. Скупов1, Л.М. Забудько2 (1АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия; 2ЧУ «ИТЦП "Прорыв"», г. Москва, Россия)

Сравнительный анализ результатов послереакторных исследований твэлов экспериментальных тепловыделяющих сборок со смешанным нитридным топливом, облучённых в реакторах БОР-60 и БН-600: влияние параметров эксплуатации на основные повреждающие факторы в твэле. А.Ф. Грачев1, Л.М. Забудько1, Ф.Н. Крюков2, С.И. Поролло3, М.В. Скупов4 (1ЧУ «ИТЦП "Прорыв"», г. Москва, Россия; 2АО «ГНЦ НИИАР»,  г. Димитровград, Россия; 3АО «ГНЦ РФ — ФЭИ», г. Обнинск, Россия; 4АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Фазовые превращения в облучённом сплаве 42ХНМ после отжигов при повышенных температурах, а также после быстрого отжига, имитиррющего условия максимальной проектной аварии. Б.А. Гурович1, А.С. Фролов1, Д.А. Мальцев1, Е.А. Кулешова1, 2, С.В. Федотова1(1ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт"», г. Москва, Россия;2ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия)

Основные свойства сплава 42ХНМ и перспективы его внедрения в качестве кон-струкционного материала элементов реакторов ВВЭР.

Г.В. Кулаков1, С.А. Ершов1, Ю.В. Коновалов1, М.В. Леонтьева-Смирнова1, В.Н. Речицкий1, М.В. Скупов1, В.В. Федотов1, В.Ю. Шишин2, А.А. Шельдяков2 (1АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия; 2АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Совершенствование активных зон атомных ледоколов на базе опыта эксплуатации и послереакторных исследований. О.Б. Самойлов, О.А. Морозов, А.Н. Лепехин, В.Ю. Силаев, А.А. Захарычев, В.В. Васильев (АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород, Россия)

Реакторные испытания оболочек твэлов из сплава Э110-М в водоохлаждаемых реакторах и результаты послереакторных исследований. А.Ю. Шевяков, В.А. Маркелов, В.В. Новиков, Н.С. Сабуров, А.Ю. Гусев, В.Ф. Коньков, М.М. Перегуд (АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Сравнительный анализ состояния твэлов с оболочками из сплавов Э110 и Э110 опт., отработавших до выгорания топлива 49,6–63,7 МВт. А.В. Строжук, В.А. Жителев, И.Н. Волкова, Ю.Д. Гончаренко, А.С. Хренов, Г.В. Шевляков, А.А. Боков (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Исследование высокотемпературного окисления оболочечных труб из сплавов Э110 опт. и Э110-М на основе циркониевой губки. А.Г. Мальгин1, В.А. Маркелов1, В.В. Новиков1, И.А. Шелепов1, В.Е. Донников2, В.И. Латунин2 (1АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия; 2ОАО «ВТИ», г. Москва, Россия)

Высокотемпературное окисление сплава Э110 с покрытиями на основе сплавов Fe-Cr-Ni и Cr-Ni. А.С. Яшин1, Б.А. Калин1, Н.В. Волков1, Д.А. Сафонов1, П.С. Джумаев1, В.В. Новиков2, В.И. Кузнецов2, П.В. Федотов2, А.А. Мокрушин3, К.К. Полунин3 (1ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия; 2АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия; 3ФГУП «НИИ “НПО "Луч"”», г. Подольск, Россия)

К вопросу моделирования эффектов ядерной трансмутации при исследовании физических свойств циркониевых сплавов. А.Р. Белозерова, С.В. Белозеров, В.К. Шамардин, Г.П. Кобылянский  (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Моделирование удлинения ураногадолиниевых твэлов реактора ВВЭР-1000. В.В. Новиков, В.И. Кузнецов, Б.И. Нестеров, П.Г. Демьянов, А.С. Еременко (АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Результаты промежуточных исследований экспериментальных твэлов, испытанных в реакторе МИР в условиях PWR. А.Л. Ижутов, А.В. Бурукин, О.Н. Владимирова, А.И. Долгов, П.А. Ильин, В.В. Калыгин, М.А. Мокеичев, В.А. Овчинников (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Исследование поведения твэлов реактора ВВЭР-1000 для обоснования режимов со скачком мощности. В.В. Новиков1, В.И. Кузнецов1, Б.И. Нестеров1, А.Л. Ижутов2, А.Г. Ещеркин2, В.А. Овчинников2 (1АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия; 2АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Изучение поведения твэлов реактора ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя (LOCA): реакторные эксперименты МИР-LOCA/69. А.В. Алексеев1, А.В. Горячев1, О.И. Дреганов1, А.Л. Ижутов1, Л.В. Киреева1, И.В. Киселева1, В.Н. Шулимов1, В.И. Кузнецов2, В.В. Новиков2, А.В. Салатов2, П.В. Федотов2 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Исследование штатных оболочек твэлов реактора типа ВВЭР с защитным покрытием в условиях, характерных для аварии с потерей теплоносителя. А.А. Урусов, А.А. Мокрушин, Д.М. Солдаткин, К.К. Полунин (ФГУП «НИИ "НПО “Луч”"», г. Подольск, Россия)

Изменение геометрических параметров ТВС-2 и ТВС-2М реактора ВВЭР-1000 и их конструктивных элементов во время эксплуатации.  Г.В. Шевляков, А.В. Строжук, О.Г. Сидоренко, С.С. Сагалов, А.С. Хренов, А.А. Боков (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Развитие и применение методик контроля герметичности топлива во время работы реакторов ВВЭР.  П.М. Калиничев, И.А. Евдокимов, В.В. Лиханский, Е.Ю. Афанасьева, А.Г. Хромов (АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», г. Троицк, Россия)

Определение герметичности топливных элементов ТВСА-АЛЬФА методом гамма-спектрометрии газосборника. С.С. Сагалов, В.А. Жителев, Г.В. Шевляков, А.В. Строжук, В.Г. Теплов, Е.Г. Ильина (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Влияние облучения в реакторе ВВЭР-1000 на характеристики вторых фаз в циркониевых сплавах Э110 и Э635. А.В. Обухов, Г.П. Кобылянский, С.С. Сагалов, А.Р. Белозерова (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Инженерно-экономический анализ применения толерантного топлива в ядерной энергетике. В.В. Харитонов, Б.А. Калин, А.Н. Силенко, Ю.А. Ульянин (ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия)

Анализ причин изменения длины твэлов реакторов ВВЭР-1000 при термических испытаниях, моделирующих режимы сухого хранения. Г.П. Кобылянский, А.О. Мазаев, Е.А. Звир, П.А. Ильин, А.В. Обухов (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Моделирование механических свойств твэльных оболочек для условий сухого хранения. В.В. Лиханский1, Т.Н. Алиев1, М.Ю. Колесник1, О.В. Хоружий1, В.Г. Зборовский1, И.А. Евдокимов1, А.А. Сорокин1, К.Е. Улыбышев1, Б.А. Гурович2, О.О. Забусов2, Д.А. Журко2, А.С. Фролов2, Е.А. Звир3, П.А. Ильин3 (1АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», г. Троицк, Россия; 2ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт"», г. Москва, Россия; 3АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Фазовые и структурные превращения в оболочках твэлов из сплава Э110 в условиях сухого хранения. А.С. Фролов1, Б.А. Гурович1, Е.А. Кулешова1, 2, Д.А. Мальцев1, Д.В. Сафонов1, Е.В. Алексеева1 (1ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт"», г. Москва, Россия; 2ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия)

Определение параметров замедленного гидридного растрескивания оболочек твэлов для оценки вероятности их разгерметизации при эксплуатации и сухом хранении отработавшего ядерного топлива. Н.С. Сабуров, В.А. Маркелов, С.А. Бекренев, И.А. Шелепов, А.Ю. Гусев, И.М. Гончаров (АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Конструкционные материалы для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем.  М.В. Леонтьева-Смирнова, М.В. Скупов, А.А. Никитина, И.А. Науменко, Н.М. Митрофанова (АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Роль АО «ОКБ "Гидропресс"», АО «ГНЦ НИИАР» и ФГУП «ЦНИИ КМ "Прометей"» в международном проекте ТАСIS-2002 (R2/01.02). В.М. Комолов1, В.В. Евдокименко1, В.А. Пиминов1, И.О. Трегубов1, В.И. Цофин1, Б.З. Марголин2, А.А. Сорокин2, А.И. Минкин2, И.Ю. Жемков3, В.С. Неустроев3, В.К. Шамардин3 (1АО «ОКБ "Гидропресс"», г. Подольск, Россия; 2ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия; 3АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Исследование трещиностойкости металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС после 45 лет эксплуатации. А.И. Минкин, Б.З. Марголин, В.Н. Фоменко, В.И. Смирнов, А.Я. Варовин, Н.Е. Пирогова, В.А. Швецова (ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия) 

Влияние длительного воздействия рабочих параметров реактора ВВЭР-440 на структуру и фазовый состав материала элементов внутрикорпусных устройств. Е.А. Кулешова1, 2, Б.А. Гурович1, А.С. Фролов1, Д.А. Мальцев1, С.В. Федотова1, И.В. Федотов1, Б.З. Марголин3, А.И. Минкин3, А.А. Сорокин(1ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт"», г. Москва, Россия; 2ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия; 3ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия)

Экспериментальное исследование трещиностойкости аустенитной стали марки 10Х18Н9 в широком диапазоне температуры после длительного нейтронного облучения в реакторе БН-600.  А.А. Бучатский, Б.З. Марголин, А.Г. Гуленко, В.И. Смирнов, Н.Е. Пирогова, А.А. Сорокин (ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия)

Swelling, creep and embrittlement of D9 stainless steel cladding and duct in four FFTF driver fuel assemblies after high neutron exposures. F.A. Garner (NRNU “MEPhI”, Department of Materials Science, Moscow, Russia)

Исследование низкотемпературного радиационного упрочнения ферритно-мартенситных сталей. С.В. Рогожкин1, 2, А.А. Никитин1, 2, Н.А. Искандаров1, А.А. Хомич1, В.В. Хорошилов1, А.А. Богачев1, А.А. Лукьянчук1, О.А. Разницын1, А.С. Шутов1, П.А. Федин1, Т.В. Кулевой1, А.Л. Васильев3, М.Ю. Пресняков3, К.С. Кравчук4, А.С. Усеинов4, М.В. Леонтьева-Смирнова5, Е.М. Можанов(1ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ИТЭФ», г. Москва, Россия; 2ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия; 3ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт"», г. Москва, Россия; 4ФГБНУ «ТИСНУМ», г. Троицк, Россия; 5АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Высокотемпературное радиационное охрупчивание облучённых нейтронами аустенитных нержавеющих сталей марок 08Х18Н10Т, ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68. С.И. Поролло, А.А. Иванов, Ю.В. Конобеев, С.В. Шулепин (ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ГНЦ РФ — ФЭИ», г. Обнинск, Россия)

Радиационные явления в аустенитных сталях после длительного облучения в реакторе БОР-60. В.С. Неустроев, С.В. Белозёров, Е.И. Макаров, Д.Е. Маркелов, А.В. Обухов, Д.А. Соколовский (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Оптимизация структурно-фазового состояния оболочек твэлов из стали марки ЭК164-ИД с целью увеличения ресурса работоспособности тепловыделяющих сборок реакторов на быстрых нейтронах. Т.А. Чурюмова, Н.М. Митрофанова (АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Study on the heat insulation materials with high temperature sodium in sodium-cooled fast reactor. J. Zhang, X. Fu, B. Qin, H. Ma, Z. Ruan, L. Tao, B. Long (CIAE, Beijing, China)

Effect of irradiation on susceptibility of ferritic-martensitic steels to liquid metal embrittlement in liquid lead-bismuth environment. S. Gavrilov, E. Stergar, M. Lambrechts, M. Konstantinovic, J. Van den Bosch (SCK / CEN, BNRC, Mol, Belgium)

Радиационная ползучесть и распухание стали марки 08Х18Н10Т при температуре 350–420 °С. Е.И. Макаров, В.С. Неустроев, А.В. Обухов, Д.Е. Маркелов (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Эволюция микроструктуры аустенитных сталей после облучения при температуре 300–350 °С в реакторах БОР-60 и СМ. Д.Е. Маркелов1, В.С. Неустроев1, В.К. Шамардин1, Б.З. Марголин2, А.А. Сорокин2 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия)

Нейтронно-дозиметрическое сопровождение экспериментов по изучению свойств конструкционных материалов в реакторных условиях. С.А. Енин, В.В. Павлов, А.Р. Белозерова, Т.И. Чернышева (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Результаты исследований коррозии оболочек из стали марки ЭП823-Ш в твэлах со свинцовым и гелиевым подслоем. Ильнур Ф. Гильмутдинов1, Ф.Н. Крюков1, О.Н. Никитин1, И.Ю. Жемков1, М.В. Скупов2, Ю.А. Иванов2 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Расчётно-экспериментальное определение условий эксплуатации несменяемых элементов конструкции реактора БОР-60. И.Ю. Жемков, Ю.В. Набойщиков, Ю.М. Крашенинников (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Радиационное распухание материала шпилек малой поворотной пробки реактора БОР-60. В.С. Неустроев, Д.А. Соколовский, С.В. Белозеров, И.Ю. Жемков, Е.И. Макаров, Ю.В. Набойщиков, А.И. Плотников, Н.С. Погляд, Н.И. Широкова (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Методика контроля качества сварных соединений тепловыделяющих элементов для реактора БН-800 со смешанным оксидным ураноплутониевым топливом. М.А. Литвинова, А.А. Мальцев (ФГУП «ПО "Маяк"», г. Озёрск, Россия)

Сварка экспериментальных изделий и устройств для проведения реакторных испытаний. А.В. Каплин, Е.М. Табакин, С.А. Андреев (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Модернизация моделей поведения смешанного нитридного ураноплутониевого топлива в коде «КОРАТ» и их верификация на данных экспериментов. О.В. Хоружий1, В.Г. Зборовский1, Н.Н. Елкин1, Я.Р. Лифанов1, В.В. Лиханский1, О.Н. Никитин2, А.В. Беляева2, Ю.А. Иванов3, А.Ю. Иванов3, И.В. Кожевникова3, Г.А. Киреев3, М.В. Скупов3 (1АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», г. Троицк, Россия; 2АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 3АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Особенности распухания ураноплутониевого нитридного топлива в экспериментальных твэлах с газовым и жидкометаллическим подслоем. А.В. Беляева, Ф.Н. Крюков, О.Н. Никитин, С.В. Кузьмин (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Способ определения остаточного полуторного нитрида в смешанном нитридном ураноплутониевом топливе. М.П. Кривов1, Г.А. Киреев1, А.В. Давыдов1, А.В. Тенишев2 (1АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия; 2ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия)

Ураноциркониевое карбонитридное топливо: подготовка к исследованиям на критических сборках и реакторным испытаниям. А.Н. Бахин1, Ш.Т. Тухватулин1, А.Л. Ижутов3, И.Э. Галев1, В.Ю. Вишневский1, С.Н. Сикорин2, A.В. Kузьмин2, С.Г. Mандик2, С.А. Полозов2, T.К. Григорович2, С.В. Серёдкин3 (1ФГУП «НИИ “НПО "Луч"”», г. Подольск, Россия; 2ГНУ «ОИЭЯИ — Сосны», г. Mинск, Белоруссия;3АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Опыт и возможности совместного использования в реакторах на быстрых нейтронах оксидного, нитридного топлива и металлического урана. Ю.М. Головченко1, М.В. Скупов2 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Состояние и направление развития активных зон ледокольных ядерных энергетических установок и атомных станций малой мощности. А.И. Романов, В.Ю. Папотин, А.Н. Лепехин, А.А. Захарычев, С.Г. Петров (АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород, Россия)

Активные зоны для атомных станций малой мощности. А.А. Захарычев1, В.Ю. Папотин1, Д.М. Стадник1, А.А. Шельдяков2, С.И. Коровушкин3 (1АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород, Россия; 2АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 3ПАО «МСЗ», г. Электросталь, Россия)

Влияние облучения на физико-механические свойства и структуру хромоникелевого сплава 42ХНМ. А.А. Шельдяков1, В.Ю. Шишин1, В.В. Яковлев1, Г.В. Кулаков2, Ю.В. Коновалов(1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Дореакторные испытания фрагментов ураноциркониевых металлических твэлов в ходе конверсии активной зоны реактора ИВГ.1М. К.К. Полунин, А.Н. Бахин, Д.А. Зайцев, Д.М. Солдаткин, В.А. Солнцев (ФГУП «НИИ “НПО "Луч"”», г. Подольск, Россия)

Разработка технологии изготовления твэлов с малым вредным поглощением для тепловыделяющих сборок модернизированной активной зон реактора СМ. Е.Л. Санников, В.В. Лемехов, В.Г. Колосовский, Р.С. Коротков, Е.Л. Лупанина (ПАО «МСЗ», г. Электросталь, Россия)

Результаты исследования опытных дисперсионных топливных композиций для обоснования работоспособности твэлов с малым вредным поглощением для реактора СМ. Илгиз Ф. Гильмутдинов, В.Ю. Шишин, Ф.Н. Крюков, В.В. Пименов, Е.И. Ефимов (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Post irradiation examinations of three tvel fuel rods irradiated in ringhals NPP during three reactor cycles. K.I. Lafchiev1, K.D. Johnson1, D.G. Jädernäs1, A.Yu. Shevyakov2, A.B. Dolgov3, A.V. Ugryumov3 (1Studsvik Nuclear AB, Studsvik, Sweden;
2JSC "VNIINM", Moscow, Russia; 3JSC "TVEL", Moscow, Russia)

Результаты материаловедческих исследований оболочки твэла из сплава Э110 опт. на основе губки, отработавшего в составе ТВСА-АЛЬФА до выгорания 42 МВт·сут/кг урана, для создания банка экспериментальных данных и лицензирования российского топлива для АЭС с реакторами PWR. Ю.Д. Гончаренко1, С.Г. Еремин1, Е.В. Чертопятов1, А.В. Обухов1, Т.М. Буланова1, Г.В. Шишалова1, А.Ю. Шевяков2, С.А. Бекренев2,
В.В. Новиков2, В.А. Маркелов2 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия)

Определение содержания водорода в оксидных плёнках и в металле элементов конструкций из циркониевых сплавов тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых ядерных энергетических установок. Г.В. Шишалова, Г.П. Кобылянский, А.М. Новиков, И.Н. Волкова  (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Проблемы исследования диоксидов урана и плутония с помощью сканирующей электронной микроскопии, возможные способы их решения, подбор оптимального режима контроля смешанного ураноплутониевого топлива для реактора БН-800. А.А. Мальцев, М.А. Литвинова (ФГУП «ПО "Маяк"», г. Озёрск, Россия)

Водно-химические режимы петлевых установок реактора МИР для испытаний новых видов топлива и материалов. А.Л. Ижутов, А.Л. Петелин, В.А. Свистунов, О.Н. Владимирова, В.И. Васильев, С.А. Двойнишникова, Е.О. Демидовская (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Методология обоснования радиационного ресурса корпусов реакторов транспортных ядерных энергетических установок. И.С. Жауров1, В.А. Панов1, В.П. Федорин1, Е.А. Иваненко2, Б.З. Марголин2, А.М. Морозов2, В.А. Петров2, Е.В. Юрченко2 (1АО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород, Россия; 2ФГБУ «НИЦ "Курчатовский институт" — ЦНИИ КМ "Прометей"», г. Санкт-Петербург, Россия)

Гарантированный уровень сопротивления хрупким разрушениям корпусных сталей реакторов ВВЭР. В.В. Орлов1, В.Н. Скоробогатых1, Н.П. Аносов1, Ж.В. Юргина1, В.А. Михеев1, К.Н. Кощеев2, С.В. Барсанова2, В.К. Шамардин3 (1АО «НПО "ЦНИИТМАШ"», г. Москва, Россия; 2АО «ИРМ», г. Заречный, Россия; 3АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Разработка сталей ферритного класса для оболочек твэлов ядерных реакторов. Б.А. Тарасов1, 2, И.И. Коновалов2, М.Д. Савельев2, С.Н. Никитин2, М.С. Тарасова2, Д.П. Шорников2 (1АО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия;
2ФГАОУ ВО «НИЯУ "МИФИ"», г. Москва, Россия)

Результаты материаловедческих исследований трубного пучка парогенератора ОПГ-1 реактора БОР-60 после длительной эксплуатации. Т.М. Буланова, В.С. Неустроев, Ю.М. Крашенинников, А.А. Карсаков, Ю.Д. Гончаренко, Л.А. Евсеев, И.В. Шагвалиев, И.Н. Кучкина, В.В Повстянко, А.Г. Прохоров (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Коррозионная и механическая стойкость керамики MgO в расплавах солей при параметрах металлизации и мягкого хлорирования отработавшего ядерного топлива. O.A. Голосов1, С.С. Хвостов1, Н.В. Глушкова1, М.В. Евсеев1, С.В. Старицын1, Ю.П. Зайков2, В.А. Ковров2, Е.В. Никитина2, А.С. Холкина2, Н.А. Казаковцева(1АО «ИРМ», г. Заречный, Россия; 2ФГБУН «ИВТЭ УрО РАН», г. Екатеринбург, Россия)

Механические свойства и структура облучённой нейтронами ультрамелкозернистой стали марки 08Х18Н10Т, полученной методом равноканального углового прессования. В.К. Шамардин1, Т.М. Буланова1, A.А. Карсаков1, А.В. Обухов1, Л.А. Евсеев1, Е.П. Белан1, Р.З. Валиев2, Н.А. Еникеев2, И.В. Александров2, M.М. Aбрамова2, А.К. Глушкова3 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2 ФГБОУ ВО «УГАТУ», г. Уфа, Россия; 3ФГАОУ ВО «ДИТИ НИЯУ "МИФИ"»,г. Димитровград, Россия)

Получение крупногабаритных монокристаллических слитков и дисков из молибдена и сплавов на его основе методом электронно- лучевой зонной плавки для изделий специального назначения.  Е.Г. Колесников, В.А. Степанов, П.А. Степанчиков, Р.А. Федосеев, А.Н. Шотаев (ФГУП «НИИ "НПО „Луч”"», г. Подольск, Россия)

Классификация экспериментальных устройств для проведения испытаний в реакторе БОР-60. В.Ю. Анисимов1, 2, С.Г. Еремин1, А.В. Боев1, 2, И.Ю. Жемков1, А.И. Плотников1, Н.С. Погляд1, 2 (1АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия; 2ФГАОУ ВО «ДИТИ НИЯУ "МИФИ"»,г. Димитровград, Россия)

Tritium and helium release from beryllium-based materials irradiated up to high neutron doses. V. Chakin, R. Rolli (KIT, IAM, Karlsruhe, Germany)

Влияние продуктов ядерных реакций в бериллии на физические и технологические характеристики исследовательских реакторов. А.П. Малков, В.В. Пименов, В.В. Калыгин (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Результаты послереакторных исследований поглощающих стержней системы управления и защиты с пэлами на основе комбинированного поглощающего сердечника после эксплуатации в реакторах ВВЭР-1000 Калининской и Балаковской АЭС. А.В. Захаров, Е.М. Муралева (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)

Tеплофизические свойства реакторного графита, облучённого до высокого флюенса нейтронов. Е.П. Белан, Д.В. Харьков (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, Россия)