Полное описание
>
Декусар, В. М. Модель топливного цикла быстрого реактора, реализованная в коде CYCLE / В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, Л. П. Пупко. - Обнинск : ГНЦ РФ - ФЭИ, 2022. - 24 с. : ил. - (Препринт / Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический ин-т им. А. И. Лейпунского (Обнинск) ; ФЭИ-3298). - Библиогр.: с. 23-24 (12 назв.). - 41 экз. -
ISBN 978-5-907108-35-6. - Текст (визуальный) : непосредственный.
Содержание: >
Краткое описание кода CYCLE . - С. 6-13
Код RZA. Краткое описание . - С. 13
Модель топливного цикла быстрого реактора с выходом в установившийся режим моделированием частичных перегрузок реактора в серии связанных расчётов . - С. 16
ГРНТИ УДК 58.33.07 621.039.516.4-047.58(04)
Рубрики: Ядерные реакторы на быстрых нейтронах -- Топливные циклы -- Моделирование
Кл.слова (ненормированные): АЛГОРИТМЫ МОДЕЛИРОВАНИЯ -- ВЫГОРАНИЕ ТОПЛИВА -- ДВИЖЕНИЕ ТОПЛИВА -- ДВУХКОМПОНЕНТНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА -- НУКЛИДНЫЙ СОСТАВ
Аннотация: В работе применительно к коду CYCLE, предназначенному для моделирования и системного анализа ядерного топливного цикла, излагается алгоритм моделирования топливного цикла быстрого реактора при переходе ядерной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ЯТЦ. Моделируется изменение нуклидного состава выгружаемого топлива при выгорании топлива в быстром реакторе с учетом частичных перегрузок и изменяющегося во времени вектора потребляемого плутония.
Доп. точки доступа: Мосеев, А.Л.
Пупко, Л.П.
"Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского", акционерное общество (Обнинск)
Держатели документа: Государственная публичная научно-техническая библиотека России : 123298, г. Москва, ул. 3-я Хорошевская, д. 17 (Шифр в БД-источнике (KATBW): Н/8229/ФЭИ-3298)>
Шифр в сводном ЭК: 928a561db438c2e5402682fc1a881fae
Оценка физических характеристик быстрых реакторов в 233 U-Th топливном цикле / Н. И. Артемьев, В. М. Декусар, А. Г. калашников, З. Н. Чижикова, 2004. - 15 с. - Текст : непосредственный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Моделирование работы международного ядерного топливного центра по предоставлению услуг странам ближнего зарубежья / В. М. Декусар [и др.], 2012. - 16 с. - Текст : непосредственный. Обзор исследований, выполненных в 2003-2010 годах в ГНЦ РФ-ФЭИ, в обоснование реактора со сверхкритическими параметрами воды в торий-урановом топливном цикле / В. М. Декусар [и др.], 2010. - 32 с. - Текст : непосредственный. Анализ потенциальных источников удовлетворения ближайших потребностей в тории с учетом различных возможностей сценариев вовлечения тория в ЯЭ России / В. М. Декусар [и др.], 2010. - 36 с. - Текст : непосредственный. Поиск оптимального состава легководного реактора с водой сверхкритических параметров В2333U-Th топливом цикле с целью повышения коэффициента воспроизводства и безопасности / В. М. Декусар [и др.], 2013. - 16 с. - Текст : непосредственный. Анализ особенностей структуры технико-экономических оценок быстрого реактора и оценка технико-экономических показателей предприятий по производству урана в России / В. М. Декусар [и др.], 2012. - 27 с. - Текст : непосредственный. Мосеев П.А. Методика оптимизации складских запасов плутония при замыкании ядерного топливного цикла быстрыми реакторами с переменным составом топлива / П. А. Мосеев, В. В. Коробейников, А. Л. Мосеев, 2012. - 16 с. - Текст : непосредственный. Новая технология производства моторных топлив из угля и тяжелых нефтяных остатков с применением атомной энергии / А. В. Зродников [и др.], 2006. - 54 с. - Текст : непосредственный. Перспективы использования атомной энергии в производстве синтетических моторных топлив из угля и тяжелых нефтяных остатков / В. М. Поплавский [и др.], 2004. - 27 с. - Текст : непосредственный. Декусар В.М. Сравнение характеристик отработанного топлива (радиотоксичности и изотопного состава) реактора типа ВВЭР-1000 при его работе в различных топливных циклах / В.М.Декусар,А.Г.Калашников, 2000. - 24 с. - Текст : непосредственный. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле / П. Н. Алексеев [и др.]; под ред. Н. Н. Пономарева-Степного, 2016. - 159 с. - Текст : непосредственный. Об оценке эксплуатационной составляющей затрат на применение гарантий МАГАТЭ в сценариях утилизации плутония в ядерном топливном цикле / В.А.Невиница,Г.М.Пшакин,Л.П.Пупко и др., 1999. - 11 с. - Текст : непосредственный. О возможности утилизации плутония в реакторах типа ВВЭР с плутоний-ториевым топливом / В.М.Декусар,А.Г.Калашников,Э.Н.Капранова и др, 2003. - 19 с. - Текст : непосредственный. Мосеев А.Л. Усовершенствование эхокомпенсаторов в телефонных сетях : автореф. дис. .. канд. техн. наук: 05.12.13 / А. Л. Мосеев, 2007. - 24 с. - Текст : непосредственный. Декусар В.М. Методика и программа расчета топливной составляющей стоимости производства электроэнергии на АЭС с тепловыми и быстрыми реакторами / В. М. Декусар, М. С. Колесникова, З. Н. Чижикова, 2014. - 22 с. - Текст : непосредственный. Оценка эффективности сценариев развития ядерной энергетики России в условиях неопределенности знаний о будущем / А. В. Зродников, В. В. Коробейников, А. Л. Мосеев [и др.], 2020. - 45 с. - Текст : непосредственный. Показать все результаты Коробейников В.В. Сравнительная оценка по методологии ИНПРО безопасности быстрого натриевого реактора / В. В. Коробейников, Б. Б. Тихомиров, Р. Э. Иванов, 2016. - 95 с. - Текст : непосредственный. Аракчеев А.А. Исследование тонкого слоя нитрида циркония на поверхности стали методом электронной Оже-спектроскопии / А. А. Аракчеев, 2016. - 10 с. - Текст : непосредственный. Глебов А.П. Использование реакторов, охлаждаемых водой сверхкритического давления, для атомных станций малой мощности / А. П. Глебов, А. В. Клушин, 2016. - 20 с. - Текст : непосредственный. Голуб Е.В. О поведении ТЖМТ в коллекторной системе РУ КМ-1 по данным системы внутриреакторного температурного контроля в рабочих режимах / Е. В. Голуб, 2016. - 20 с. - Текст : непосредственный. Егоров А.Ф. Оценка чувствительности сценариев развития ядерной энергетики России к возможным изменениям выбранных экономических параметров / А. Ф. Егоров, В. В. Коробейников, 2017. - 15 с. - Текст : непосредственный. Иванов Р.Э. Расчётные исследования и разработка предложений по сжиганию младших актинидов в реакторных установках / Р. Э. Иванов, И. В. Деменева, В. В. Коробейников, 2017. - 11 с. - Текст : непосредственный. Результаты расчётных исследований технических и технико-экономических характеристик ядерных энергоисточников на основе активных зон с гидридным замедлителем, охлаждаемых теплоносителем свинец-висмут, с электрической мощностью от 100 до 1000 кВт / Е. Г. Будылов, А. Г. Вербицкий, А. П. Глебов, М. М. Тревгода, 2016. - 35 с. - Текст : непосредственный. Суслов И.Р. Гибридный метод расчета защиты ЯЭУ / И. Р. Суслов, И. А. Лямцев, 2016. - 16 с. - Текст : непосредственный. Ломаков Г.Б. Малогрупповая проблемно-ориентированная система нейтронно-физических констант для проведения скоростных (динамических) расчетов / Г. Б. Ломаков, Г. Н. Мантуров, 2018. - 16 с. - Текст : непосредственный. Тарасиков В.П. Взаимодействие карбида бора с хромистыми и хромоникелевыми сталями / В. П. Тарасиков, Э. А. Ершов, 2018. - 23 с. - Текст : непосредственный. Начальный этап замыкания ЯТЦ двухкомпонентной ядерной энергетики. Вызовы и возможные решения / А. В. Гулевич, В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, О. С. Гурская, 2022. - 28 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Стогов В.Ю. Возможность замены карбида бора на гидрид гафния в органах СУЗ быстрых реакторов / В. Ю. Стогов, Р. А. Шагинян, А. М. Шакиров, 2022. - 20 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Декусар В.М. Модель топливного цикла быстрого реактора, реализованная в коде CYCLE / В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, Л. П. Пупко, 2022. - 24 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Шагинян Р.А. Исследование зависимости эффективности наработки различных изотопов от энергетической структуры плотности нейтронного потока / Р. А. Шагинян, В. В. Коробейников, В. Ю. Стогов, 2022. - 40 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Ядерный топливный цикл за рубежом в 1990 г. Состояние, проблемы, прогнозы : разговорник / СССР. М-во атомной энергетики и промышленности, ЦНИИ упр.,экономики и информации, 1991. - 105 с. - Текст : непосредственный. Печикин В.А. Разработка методов и программ для оптимизации топливного цикла ВВЭР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд. техн. наук / В. А. Печикин, 1990. - 19 с. - Текст : непосредственный. Мишанин Б.В. Разработка методик расчета материальных потоков изотопов для анализа схем движения ядерного топлива в однокомпонентных и симбиозных системах РБН-ВТГР : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук / Б. В. Мишанин, 1995. - 23 с. - Текст : непосредственный. Nuclear power,nuclear fuel cycle and waste management : Status and trends / IAEA. 1993 : Part C of the IAEA yearbook 1993, 1993. - 97 p. - Текст : непосредственный. Внуков В.С. Безопасность ядерного топливного цикла : выставочные материалы / В. С. Внуков, 2014. - 104 с. - Текст : непосредственный. Уланов Д.В. Имитационное моделирование глобальных потоков ядерных материалов при различных вариантах использования ядерно-энергетических систем / Д. В. Уланов, 2013. - 28 с. - Текст : непосредственный. Некрасова Г. А. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 19 : Зарубежные программы использования (U, Pu)O -топлива в водо-водяных реакторах : Обзор по зарубеж. источникам, 1984-1990 гг., 1991. - 31 с. - Текст : непосредственный. Некрасова Г. А. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 20 : Промышленное производство и опыт эксплуатации (U, Pu)O -топлива в реакторах LWR : Обзор по зарубеж. источникам, 1979-1990 гг., 1991. - 52 с. - Текст : непосредственный. NUCEF'98 : Proc.of the 2nd NUCEF intern. symp.,Nov. 16-17, 1998, Hitachinaka:Safety research and development of base technology on nuclear fuel cycle. Pt. 1, 1999. - xv,440 p. p. - Текст : непосредственный. Мансур Шарифлу Насер.Обоснование топливных загрузок ВВЭР с асимметричными по составу топлива в поперечном сечении тепловыделяющими сборками : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.техн.наук / Мансур Шарифлу Насер, 1997. - 30 с. - Текст : непосредственный. Мин Мин Со.Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности : специальность 05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование,эксплуатацию и вывод из эксплуатации" : диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук / Мин Мин Со, 2009. - 23 с. - Текст : непосредственный. Ядерный топливный цикл за рубежом в 2000-2001 гг. (Состояние промышленности и основные направления НИОКР) : разговорник, 2001. - 200 с. - Текст : непосредственный. Zohuri B. Combined Cycle Driven Efficiency for Next Generation Nuclear Power Plants. An Innovative Design Approach / B. Zohuri, 2015 r=on-line. - Текст : электронный. Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Лицевая сторона карточки Обратная сторона карточки
Показать все результаты Митенкова Е.Ф. Описание модуля VAR-GM генерации расчетных файлов в многовариантных расчетах MCNP-MONTEBURNS-ORIGEN для варьирования геометрических материальных параметров активной зоны / Е. Ф. Митенкова, Е. В. Соловьева, 2011. - 25 с. - Текст : непосредственный. Митенкова Е.Ф. Описание блока моделирования топливных циклов реакторов типа БН с использованием кодов MCNP-MONTEBURNS-ORIGEN / Е. Ф. Митенкова, Е. В. Соловьева, 2010. - 25 с. - Текст : непосредственный. Декусар В.М. Модель топливного цикла быстрого реактора, реализованная в коде CYCLE / В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, Л. П. Пупко, 2022. - 24 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Мосеев, Алексей Леонидович. Модель топливного цикла перспективных ВВЭР, реализованная в коде CYCLE / А. Л. Мосеев, В. Ю. Стогов, Л. П. Пупко, 2024. - 23 с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Шабалин, Евгений Павлович. Влияние зависания топливных таблеток на характер мощностной обратной связи в пульсирующем реакторе / Е. П. Шабалин, 2025. - 7, [1] с. (Введено оглавление). - Текст (визуальный) : непосредственный. Декусар В.М. Моделирование нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов в составе их замкнутого топливного цикла / В. М. Декусар, А. Л. Мосеев, О. С. Гурская, 2025. - 86 с. - Текст (визуальный) : непосредственный. Заказать
Заказ фрагмента документа ₽