• ВХОД

    •  

    Полное описание

    Н/8229/ФЭИ-3301
    621.039.5/Д 289
     Декусар, В. М. Многократный рецикл урана и плутония в быстром реакторе и накопление ²³²U / В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, О. С. Гурская ; "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского", акционерное общество (Обнинск). - Обнинск : ГНЦ РФ - ФЭИ, 2022. - 32 с. : ил. - (Препринт / Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3301). - Библиогр.: с. 31-32 (13 назв.). - 41 экз. - ISBN 978-5-907108-42-4 : 20 р. - Текст : непосредственный.
    Содержание:
    Постановка задачи. - С. 5
    Расчетные модели по определению накопления ²³²U при многократном рецикле топлива быстрого реактора : [раздел]. - С. 8-14
    Результаты расчетов накопления ²³²U в процессе рецикла топливных материалов в топливном цикле быстрого реактора. - С. 14
    Моделирование накопления ²³²U при рецикле плутония в двухкомпонентной ЯЭС. - С. 27
    ГРНТИ УДК
    58.09.29621.039.543.4(04)
    58.09.31621.039.543.6(04)

    Рубрики:
    Ядерное топливо

    Кл.слова (ненормированные): ядерные реакторы на быстрых нейтронах -- замкнутый топливный цикл -- рецикл топливных материалов -- нуклиды -- рефабрикат урана -- моделирование
    Аннотация: B работе изложены результаты расчетов содержания 232U в уране при многократном рецикле топливных материалов в быстрых реакторах. Расчетным путем исследовано влияние различных режимов рецикла топливных материалов в быстром реакторе рецикла только плутония, урана или их смеси, временных параметров внешнего топливного цикла и др. - на накопление 232U. При этом учитывались частичные перегрузки топлива и топливные переделы в рамках замкнутого топливного цикла быстрого реактора. Показано, что достаточно быстро - после 2-й микрокампании - содержание 232U в уране достигает предельно допустимых значений при производстве уранового топлива для тепловых реакторов на ЭМЗ. Вместе с тем отмечается, что в случае топливного цикла быстрых реакторов с МОКС-топливом, когда используется защищенное производство, использование такого урана, по-видимому, допустимо при непревышении выдержки регенерированного урана после его химического выделения определенного предела по времени.
    Доп. точки доступа:
    Мосеев, А.Л.
    Гурская, О.С.
    Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (Обнинск)
    Экз-ры полностью Н/8229/ФЭИ-3301
    Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ХР (1)
    Свободны: ХР (1)



    Заказ фрагмента документа ₽