proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2024 год
  Агентство  ПРоАтом. 28 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[25/08/2023]     Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях

Научная жизнь в атомной отрасли продолжается. Темпы задают молодые ученые и производственники из предприятий и институтов Росатома. Некоторые работы молодых ученых представляют несомненный интерес и перспективны для использования в производстве.


Главный конструктор по АСУ ТП филиала РФЯЦ-ВНИИЭФ "НИИИС им. Ю.Е. Седакова" Николай Акимов уверен: "Чем моложе ученый, тем меньше у него рамок, и именно это порой позволят совершить научный прорыв. Они не всегда знают, как правильно делать, поэтому они находят свой путь, возможно, более рациональный. На конференциях при офлайн обсуждениях проявляются и растут молодые специалисты, молодые ученые».

Cпектр молодежных проектов чрезвычайно широк и охватывает все значимые актуальные исследования ГК «Росатом», такие как: материалы и технологии, переработка отработавшего ядерного топлива, водородная энергетика, сверхпроводимость, лазерные и плазменные технологии, развитие ядерной энергетики на базе ВВЭР и др.

  • В 2022 г. ОКБ "ГИДРОПРЕСС" проводило исследования по проекту интегральной РУ ВВЭР-И. А в апреле 2023 г. в ОКБ прошла XXIII Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. Доклады молодых ученых были посвящены продлению срока службы АЭС; новым конструкторским решениям; разработке перспективных реакторных установок малой мощности; математическому моделированию процессов [1].

Молодые специалисты М.М.Бедретдинов, Р.М.Следков, О.Е.Степанов (руководитель темы – М.А.Быков) в докладе "Теплогидравлические расчёты по выбору основных размеров контура циркуляции и парогенератора нового водо-водяного интегрального реактора малой мощности ВВЭР-И" представили свою часть работ в проекте по исследованию интегральной РУ ВВЭР-И. Целью их расчётных исследований стала разработка оптимальной конструкции интегральной РУ (ПГ в корпусе РУ) и определение основных геометрических характеристик контура естественной циркуляции для обеспечения отвода требуемой мощности от активной зоны РУ при минимальных массогабаритных характеристиках. Оценивались гидравлические сопротивления активной зоны, ПГ и ВКУ, на основе которых определялась высота контура естественной циркуляции, проводилось обоснование надёжного охлаждения активной зоны в стационарном режиме эксплуатации. Учитывались критерии по предельным размерам, обеспечивающие транспортабельность реактора в сборе. Для визуализации расчётов и кроссверификации инженерной методики была разработана CFD-модель контура циркуляции. Для обоснования надёжности охлаждения ТВС активной зоны использовался аттестованный код ТИГРСК.

В результате сравнения нескольких типов ПГ был выбран U-образный вертикальный ПГ с движением теплоносителя в межтрубном пространстве; определены оптимальные параметры теплообменной поверхности ПГ; проведено сравнение нескольких компоновок активных зон на массогабаритные характеристики и размеры контура циркуляции РУ; определена оптимальная величина подогрева теплоносителя в активной зоне РУ; обоснована надёжность охлаждения активной зоны и оценён запас до кризиса теплообмена, даны рекомендации по конструкции тяговых труб для обеспечения некипящего режима циркуляции в самой напряжённой ТВС.

  • На учебно-производственной площадке АО «СХК» в апреле т. г. прошла НТК молодежного движения, в которой приняли участия молодые специалисты комбината и предприятий атомной отрасли - ПАО «НЗХК» (г. Новосибирск) и ФГУП «ПО «Маяк» (г. Озерск), а также студенты профильных вузов Северска и Томска – СТИ НИЯУ МИФИ и ТПУ [2] .

В тематике докладов был представлен весь спектр современных технологий, применяющихся на предприятиях отрасли: и цифровизация, и аддитивные технологии, и общепромышленная деятельность. Доклады были представлены на секциях: «Моделирование и цифровизация технологий и объектов атомной отрасли», «Технологии и материалы современной энергетики», «Технологии обращения с РАО», «Новые технологии. Общепромышленная деятельность», «Технологии ЯТЦ. Ядерная, радиационная и экологическая безопасность на объектах ядерного топливного цикла».

На предыдущей конференции в декабре 2022 г. [3] молодые ученые представили результаты исследований в области химических и ядерных технологий, машин и материалов, переработки и захоронения РАО. Инженер проектного офиса АО «СХК», аспирант СТИ НИЯУ МИФИ Артур Шрайнер сделал доклад о разработке безамальгамной технологии обогащения лития-7 экстракционным способом. Лауреатами НТК молодежного движения АО «СХК» стали инженер проектного офиса СХК Вадим Хорохорин (доклад «Разработка химической технологии утилизации металлических отходов, загрязненных радиоактивными веществами»), аспирант СТИ НИЯУ МИФИ, Евгений Грачев (доклад «Технологические особенности процесса рециклирования отработанных магнитных материалов на основе РЗМ») и аспирант ТПУ Дмитрий Сиделёв (доклад «Защитное покрытие на основе хрома для циркониевых сплавов»).

  • В АО «ГНЦ НИИАР» (г. Димитровград) также в апреле т.г. прошла ХI Всероссийская молодежная конференция«Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения» [4], на которой обсудили развитие ядерных технологий нового поколения по направлениям: физика, техника, облучательные технологии и безопасность ядерных реакторов; реакторное материаловедение и технологии; радиохимические технологии ядерного топливного цикла; технологии производства радионуклидной продукции. Свои научные труды представили молодые специалисты ГНЦ РФ ТРИНИТИ, НИКИЭТ, АО «ОКБМ Африкантов», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ВНИИАЭС, ИБРАЭ РАН, РНЦ «Курчатовский институт», а также студенты Димитровградского инженерно-технологического института НИЯУ МИФИ. 

Тематика их выступлений была посвящена широкому кругу вопросов в области атомной науки и техники: исследованию свойств, микроструктуры и коррозионных характеристик аустенитных и феррито-мартенситных сталей, используемых в качестве оболочек твэлов быстрых реакторов; нанесению хромовых покрытий на оболочки из циркониевых сплавов; обсуждению различных аспектов исследований облученных материалов и др.

  • На площадке Нововоронежской АЭС в мае 2023 г. прошла молодежная Научно-техническая конференция «Будущее – атомная энергетика» [5].

Опытом внедрения системы предиктивной аналитики поделилась команда Нововоронежской АЭС. Специалисты НИЦ «Курчатовский институт» рассказали о будущем легководных энергетических реакторов. Системам поддержки принятия решений на АЭС на основе нейросетевых технологий было посвящено выступление представителей Ивановского энергетического университета.

Помимо молодых специалистов организаций и предприятий «Росэнергоатома», в т.ч. десяти российских АЭС, в конференции приняли участие представители Атомфлота, научно-исследовательских, проектно-конструкторских, предприятий дивизионов «Росатома», молодые учёные и специалисты из Курчатовского института, Ростехнадзора, опорных ВУЗов «Росатома», РАН, ФМБА России, РП РАЭП, ВАО АЭС-МЦ, Ядерного общества.

На круглом столе «Облик АЭС будущего через опору на историю атомной энергетики» обсуждались темы: безопасность атомной энергетики, жизненный цикл и развитие АЭС, образование, поддержка молодежных движений и инициатив. На секциях и круглом столе были представлены доклады специалистов Курчатовского института, НВАЭС, Ивановского ГЭУ, ИБРАЭ РАН, МоАЭП, ЛАЭС и др.:

Ответственный исполнитель работ по направлению ВВЭР-СКД Курчатовского НИЦ Пустовалов С. Б. выступил с докладом «ВВЭР-СКД – будущее легководных энергетических реакторов».

Реализация направления ВВЭР-СКД является инновационным этапом развития легководного направления энергетических реакторов и системы АЭ в целом; ВВЭР-СКД позволяют обеспечить мощность АЭ до 100 ГВт(эл.) и поддерживать её в течение длительного периода времени при совместной работе в системе АЭ с реакторами-бридерами, обеспечивающими высокий темп избыточной наработки нечётных изотопов плутония в замкнутом ядерном топливном цикле.

Инженер ОТД НВАЭС Воронов А. В. рассказал об «Опыте использования системы предиктивной аналитики на Нововоронежской АЭС».

Аспирант кафедры АЭС Ивановского государственного энергетического университета П.А. Минеев выступил с докладом: «Системы поддержки принятия решений на АЭС для оборудования 2-го контура на основе нейросетевых технологий». Цель создания таких программных комплексов – повышение энергетической эффективности оборудования 2 контура АЭС.

Руководитель направления по мониторингу конкурентной среды В/О ИЗОТОП Токтосинов М. Я. представил доклад «Изотопы на АЭС и для АЭС, настоящее и будущее».

Инженер по вибродиагностике Ленинградской АЭС-2 Борисюк Е.В. рассказал о «Трудности нормирования вибрации на АЭС».

  • В ГНЦ АО "НПО "ЦНИИТМАШ" в мае 2023 г. прошла V Международная научная конференция "Сварка и родственные технологии для изготовления оборудования специального и ответственного назначения", организованная при поддержке и участии "Росатома", АО "Атомэнергомаш"[6].

Главные направления в работе конференции – создание нового класса материалов и оборудования, предназначенных для производства и ремонта высокоответственных конструкций, техники специального назначения, эксплуатируемых в экстремальных условиях, надёжности конструкций ответственного назначения, снижения рисков от техногенных аварий. 

Коллектив авторов из АО «НПО «ЦНИИТМАШ», АО «ЗиО-Подольск», СПбПУ В.В. Орлов, И.А. Иванов, М.Ю. Хижов и др. представили результаты работы по изготовлению сепарационного модуля центробежного типа для судовой ЯЭУ серийных атомных ледоколов с применением аддитивных технологий. Предположен комбинированный метод изготовления, основанный на синтезе компонентов методом прямого лазерного выращивания из порошка коррозионностойкой жаропрочной стали типа 08Х18Н10Т с последующим соединением полуфабрикатов с помощью лазерной сварки.

Об освоении технологии и материалов для автоматизированной сварки в подводных условиях рассказали специалисты АО НПО «ЦНИИТМАШ» и ООО «Радис» С.Ю. Волобуев, И.А. Каракин, Л.А. Бастаков и др. Вопрос необходимости создания технологии и материалов для подводной сварки облицовки бассейна выдержки АЭC остро встал при вводе в эксплуатацию реакторов нового поколения ВВЭР-1200. В составе АЭС предусмотрен односекционной бассейн выдержки, что исключает возможность проведения ремонтных работ облицовки с выгрузкой ОЯТ и опорожнением в случае его течи. Поэтому ремонтные работы для устранения течи необходимо проводить в подводном положении. Для реализации технологии АО «НПО «ЦНИИТМАШ» совместно с ООО «СКТБ ПР», ООО «Радис» и АО «НИИ Монтаж» были разработаны робототехнический комплекс и новая высокотехнологичная специальная самозащитная сварочная порошковая проволока ППЦН-1.

Особенностям эксплуатации сварных соединений стали Cr-Ni-Si-Nb, применяемой при изготовлении корпуса и внутрикорпусных устройств РУ на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем был посвящен доклад специалистов АО «НПО «ЦНИИТМАШ» С.И. Носова, П.А. Алексеёнок, П.С. Певкин, М.Л. Курносенко, А.А. Ершова «Создание материалов и технологии сварки оборудования реакторных установок на быстрых нейтронах с теплоносителем свинец по проекту РУ БРЕСТ-ОД-300».

О применении компьютерного моделирования методом конечных элементов для обоснования отказа от термической обработки сложнопрофильных корпусных элементов, изготовленных из стабилизированной аустенитной стали, легированной кремнием, рассказали специалисты АО «НПО «ЦНИИТМАШ» С.И. Феклистов, П.А. Алексеенок, А.А. Ершов в своем докладе «Компьютерное моделирование остаточных напряжений и влияния низкотемпературной термообработки слоожнопрофильных корпусных элементов из сталей аустенитного класса».

Коллектив авторов Р.О. Полякова, А.А. Чернобаева, Д.Ю. Ерак и др. из НИЦ «Курчатовский институт» при исследовании распределения твердости в сварных соединениях ВВЭР-1000 выявили закономерное распределение твердости в зависимости от расстояния от линии сплавления. Две субзоны металла ЗТВ с повышенной и пониженной твердостью сравнивались с наплавленным металлом, основным металлом и линией сплавления. Склонность к хрупкому разрушению металла ЗТВ оказалась ниже, чем основного металла и металла сварного шва, во всех исследованных состояниях. Предложен алгоритм контроля металла ЗТВ сварных соединений корпусов реакторов типа ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации по образцам-свидетелям.

  • Курчатовским институтом в марте 2023 г. была организована Междисциплинарная молодежная научная школа [7], которая работала по 8 направлениям:
  • Перспективные энергетические технологии.
  • Исследовательская инфраструктура мегасайенс.
  • Генетические технологии.
  • НБИКС-природоподобные технологии.
  • Информационные и цифровые технологии.
  • Физика ядра, элементарных частиц и астрофизика.
  • Новые материалы и технологии.
  • Ядерная медицина.

В сборнике, выпущенном по итогам её работы, представлено более 150 аннотаций докладов её участников [8]. Вот лишь несколько примеров:

В докладе Ж.Э. Апинова из ЦНИИ КМ «Прометей» речь шла о разработке технологии гомогенизационного отжига поковок для изделий атомной энергетики. В результате исследований было установлено, что увеличение длительности нагрева в кузнечных печах перед I и II выносами приводит к повышению прочности и вязкопластических свойств, что связано со снижением химической и структурной неоднородностью слитков и поковок, вызванных зональной и дендритной ликвацией за счет проведения гомогенизационного отжига. При проведении свободной ковки поковок из стали марки 08Х18Н10Т, на их поверхности могут возникать трещины из-за недостаточной длительности гомогенизационного отжига. Исследовано влияние длительности гомогенизационного отжига на критическую температуру хрупкости корпусной реакторной стали марки 15Х2МФА-А. Показано, что при нагреве слитков и поковок перед первым и вторым выносами для достижения Тк0 не менее минус 50оС требуется суммарная удельная выдержка при температуре 1220 ± 20оС не менее 2,5 мин/мм сечения.

А.А. Потехин из НИЦ «Курчатовский институт» и Е.А. Кулешова из НИЯУ «МИФИ» своё выступление посвятили влиянию содержания никеля на прочностные характеристики сталей корпусов реакторов. При производстве материалов корпусов реакторов (КР) никель необходим для обеспечения достаточного уровня прокаливаемости, прочностных и вязкопластических характеристик изделия. В сталях КР ВВЭР-440 содержание никеля не превышало 0,4 масс.%. В материалах КР ВВЭР-1000 для повышения механических характеристик и степени прокаливаемости содержание никеля было увеличено до 1-2 масс.%. Для КР ВВЭР-1200 содержание никеля было ограничено 1,3 масс.%. Для перспективных реакторов, работающих при сверхкритических параметрах теплоносителя, потребовалось разработать новую корпусную сталь с увеличенной категорией прочности, способную выдерживать воздействие высоких температур, радиационных и механических нагрузок. Содержание никеля в стали было увеличено до 4-5 масс.%. Но повышенное содержание никеля приводит к увеличению темпа радиационного охрупчивания из-за увеличения плотности радиационно-индуцированных преципитатов и образования зернограничной сегрегации. Для ограничения отрицательного влияния никеля, в частности, для уменьшения плотности радиационно-индуцированных преципитатов было снижено содержание марганца и произведена глубокая очистка материала по примесям, прежде всего по фосфору.

Специалисты из НИЦ "Курчатовский институт" В.А. Русинкевич и А.С. Иванов представили результаты сравнительного анализа взаимодействия аустенитной (ЧС68-ИД) и ферритно-мартенситной (ЭП823-Ш) сталей с нитридным топливом. Особый интерес представляет влияние примесей углерода и кислорода на фазовый и химический состав топлива при его облучении. Дело в том, что нитридное топливо является источником углерода. Причинами обеднения границ зёрен хромом являются высокая скорость диффузии углерода и низкая скорость диффузии хрома, вследствие чего в образовании карбидов участвует почти весь углерод сплава, а хром — только пограничной зоны, где и идёт образование карбидов. В результате этого процесса прилегающие к границам зёрен участки сплава обедняются хромом. Его содержание может упасть ниже 12%, которые необходимы для поддержания пассивности. В ферритно-мартенситных сталях ситуация может быть существенно другой. В работе проведены расчеты термодинамики моделируемых систем «нитридное топливо + оболочки из сталей ЧС68-ИД и ЭП823-Ш».

Коллектив авторов - Е.А. Яковлева, М.В. Голубева, Е.И. Хлусова из ЦНИИ КМ «Прометей» представил результаты исследования влияния режимов отпуска после закалки хладостойкой стали с гарантированным пределом текучести 500 МПа, предназначенной для строительства ледоколов повышенной мощности, на стабильность её свойств.

Ресурс атомного ледокола повышенной мощности «Лидер», способного преодолевать льды толщиной до четырех метров, должен составлять не менее 40 лет. У стали с мартенситно-бейнитной структурой при недостаточной продолжительности или температуре отпуска увеличивается склонность к деформационному старению, что проявляется в повышении прочности и снижении пластичности, которые могут оказать влияние на технологичность стали в судокорпусном производстве. Обеспечение требуемых прочностных характеристик стали происходит за счет выделения при высоком отпуске мелкодисперсных карбидов ниобия, ванадия и молибдена, закрепляющих дислокационную структуру. Основным параметром отпуска, оказывающим наибольшее влияние на процессы карбидообразования и механические свойства стали, является температура. Разработанные технологии изготовления листового проката толщиной до 60 мм из хладостойкой стали с гарантированным пределом текучести 500 МПа позволили обеспечить строительство ледоколов «Арктика», «Сибирь», «Урал» с мощностью атомной энергетической установки 60 Мвт и ледокола «Лидер» (120 МВт).

 Сотрудники Курчатовского Института А.М. Карпович, О.Д. Комарова, М.Э. Шестаков представили цифровую модель проекта АСММ типа «Елена», полученную с применением технологий виртуальной реальности (VR). Возможность цифрового присутствия в VR и взаимодействия разработчиков проекта позволила получить полную информацию об объекте, оценить компоновку, организацию монтажных и ремонтных работ, обеспечив оперативность апробирования различных проектных решений, возможность их сопоставления на реалистичной модели с выявлением потенциальных проблем и последующей оптимизацией. Это существенно сократило трудозатраты и время на разработку проекта на стадии выбора схемно-компоновочных и объемно-планировочных решений. После создания объекта цифровая модель найдет применение в части поддержки эксплуатации и обучения персонала по различным сценариям.

Сотрудники ИАТЭ НИЯУ МИФИ Р.А. Внуков и Н.П. Шлапак представили результаты разработки рекуррентной нейросети, позволяющей прогнозировать содержание 29 изотопов в топливе реактора ВВЭР-1000. Знания об изотопном составе топлива в реакторе представляют большую ценность как с точки зрения эксплуатации реактора, так и для планирования этапов переработки и захоронения после завершения кампании. Моделирование нейтронно-физических процессов, происходящих в активной зоне при работе реактора, весьма актуально. Для этого используются специальные расчётные коды. Нейросетевые алгоритмы могут стать достойной альтернативой. Рекуррентная нейросеть собственной разработки будет прогнозировать содержание изотопов в топливе и значение k∞ дискретно во времени при различном начальном обогащении и содержании гадолиниевого поглотителя в твэлах.

Специалисты НИЦ «Курчатовский Институт» С.С. Савекин и Ю.Б. Шмельков представили новый подход к расчетному моделированию улавливания радиоактивных аэрозолей, который был реализован в рамках аттестованных кодов ПС ИРКА и МАВР-ТА. ПС ИРКА предназначено для количественного описания переноса и осаждения продуктов деления (ПД) в защитной оболочке АЭС с ВВЭР и расчёта выброса изотопов радиоактивных ПД в окружающую среду при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные и запроектные аварии без плавления топлива, ПС МАВР-ТА – для расчета запроектных аварий с плавлением топлива. Также рассматривался вопрос о влиянии плотности аэрозольных частиц на улавливание их каплями спринклерной системы. Она применяется в защитной оболочке для снижения давления, отвода тепла и снижения концентрации радиоактивных веществ, в частности аэрозолей ПД, йода и его соединений.

Коллектив авторов - А.В. Краюшкин, А.К. Смирнова, И.А. Тупотилов из НИЦ «Курчатовский Институт» рассказали о разработке и обосновании алгоритмов управляющих действий персонала в условиях тяжелых аварий для разных режимов работы энергоблока РБМК-1000. Для разработки стратегии управления запроектной аварией на стадии тяжелого повреждения активной зоны была выбрана авария с полным длительным обесточиванием энергоблока. При моделировании этой аварии одними из главных вопросов являются подкритичность реактора в ходе аварии, генерация водорода и активности выходящих продуктов деления. В данной работе представлены результаты расчетов относительно водородной проблемы. Приведены зависимости температур топлива в ходе аварии для различных режимов эксплуатации энергоблока, включая остановленный для вывода из эксплуатации. Показаны зависимости массы сгенерированного водорода вследствие пароциркониевой реакции от времени, а также обсуждаются возможные меры по снижению генерации водорода на тяжелой стадии аварии. Пароциркониевая реакция вносит основной вклад в генерацию водорода. Иными механизмами образования водорода, например, радиолизом, вклад от которого составляет порядка 0.5%, можно пренебречь.

Т.А.Девятова

Полный текст статьи читайте здесь.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Кадровая политика
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Кадровая политика:
Синдром эмоционального выгорания

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 1
Ответов: 1


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 9 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 26/08/2023
Надежды юношей питают... 


[ Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 28/08/2023
Игорь Липсиц:


«У России нет образа будущего, есть только желание сохранять прошлое и продолжать какие-то инерционные процессы. Часто говорят: «Вот раньше было высшее образование, у нас тоже должно быть!». Каким оно должно быть? «А Бог его знает!». Мы даже не понимаем, каких людей мы должны готовить. Под какую Россию, под какое будущее? Это относится и к физикам, и к химикам, мы не знаем, какую промышленность мы будем в России создавать, какой образ деятельности в экономике мы видим...»


https://youtu.be/Rha11yo2QLY?si=awWMVtLCPX_mKpxn



[
Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 27/08/2023
кто знает цифры, или имеет надежные ощущения, сколько молодых ученых, работающих по атомной тематике. уехало из страны за последние полтора года?


[ Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 27/08/2023
Уехало много молодых ребят. Причем, неплохо устроились за рубежом. Еще больше поступили в вузы зарубежные с перпективой там остаться.


[
Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 27/08/2023
Проекты чисто инженерные. Никакой науки там нет ))


[
Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 27/08/2023
Это как раз очень важно. Сделать реальные инженерные работы. Иначе будет как всегда: мы умные, но руки из задницы )))


[
Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 28/08/2023
можете уточнить, что по вашему значит "уехало много". Понятно, что нормальной статистики нет, но все же. Например, я знаю напрямую троих молодых научных сотрудников, уехавших в последние 1,5 года, а также двоих административных сотрудников научной организации. Т.е. пятеро из 30-40, наверное. Это не статистика, тк выборка специфичная. Можете примерно так же оценить, хотя бы намекнув, о какого рода организации идёт речь?


[
Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 28/08/2023
кто знает цифры, или имеет надежные ощущения, сколько молодых ученых, работающих по атомной тематике. уехало из страны за последние полтора года?



=========



Цитата:  В России с начала года выросло количество питейных заведений. К августу баров в стране стало больше на 4,7% (10 626 заведений), алкомаркетов - на 3,4% (16 511). По факту часть алкомаркетов маскируется под бары и кафе, чтобы иметь возможность круглосуточной торговли спиртным.

Пить россияне тоже стали больше - за прошлый год объемы потребления крепкого алкоголя выросли на 7,5%, до 6,8 литра на человека в год, а розничные продажи алкоголя подскочили на 3,5% - с 212,9 до 220,4 млн декалитров.

Сокращается при этом в стране:
число магазинов электроники (минус 5%);
поголовье крупного рогатого скота (минус 0,8%);
рождаемость (минус на 7%);
количество иностранных студентов (минус 50 тысяч);
численность пенсионеров (минус 404,2 тыс. человек с начала года);
численность населения (минус 555 тыс. человек, до 146,4 млн).


[
Ответить на это ]


Re: Молодёжные проекты в атомной науке и технологиях (Всего: 0)
от Гость на 28/08/2023
Это как раз очень важно. Сделать реальные инженерные работы. Иначе будет как всегда: мы умные, но руки из задницы ))) ======== Так назовите их - молодые инженеры ))


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.08 секунды
Рейтинг@Mail.ru