Полное описание

Вдовин, Я. А. Смешанное нитридное уран-плутониевое топливо для пульсирующего реактора / Я. А. Вдовин. - Дубна : ОИЯИ, 2026. - 7, [1] с. : ил. - (Препринт / Объединенный институт ядерных исследований (Дубна) ; Р13-2026-13). - Библиогр. в конце кн. - 110 экз. - Текст (визуальный) : непосредственный.
Описано по обложке, без титульного листа.

ГРНТИ	УДК
58.33.27	621.039.546(04)
29.15.53	621.039.514(04)

Рубрики:
Топливные элементы ядерных реакторов
Ядерные реакторы экспериментальные

Кл.слова (ненормированные): КРИТИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ -- СПУП-ТОПЛИВО -- ТВЭЛЫ -- ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ -- ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
Аннотация: Проведен сравнительный анализ различных составов СНУП-топлива в зависимости от содержания урана. Показано, что состав (U0.3Pu0.7)N по критическим параметрам близок к используемому в ИБР-2М диоксиду плутония. Установлено, что увеличение доли урана в топливе улучшает теплофизические свойства, однако приводит к уширению импульса и росту фоновой мощности из-за увеличения времени жизни нейтронов и эффективной доли запаздывающих нейтронов. Результаты теплофизических расчетов демонстрируют, что при средней мощности 4 МВт и частоте 10 Гц максимальная температура СНУП-топлива не превышает 1315 К, тогда как оксидное топливо нагревается до 2500 К. Сделан вывод о принципиальной возможности использования СНУП-топлива в пульсирующем реакторе. Предложенный состав (U0.3Pu0,7)N позволяет сохранить нейтронно-физические параметры установки на уровне диоксида плутония при значительном повышении запаса до предельных температур, что открывает перспективу увеличения мощности реактора без изменения объема активной зоны.
Доп. точки доступа:
Объединенный институт ядерных исследований (Дубна)

Держатели документа:
Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): Н/2509/Р13-2026-13)

Шифр в сводном ЭК: F5994D92C274C22B134EBC9DC8B13F5D

Заказать
Заказ фрагмента документа ₽