Нейтронно-физические характеристики и топливоиспользование в быстром реакторе с натриевым теплоносителем и топливом повышенной плотности на начальном этапе перехода к замкнутому циклу

Ф. М. Митенков, Р. А. Песков, Е. Ф. Митенкова

Аннотация


Представлены результаты нейтронно-физических исследований быстрого реактора при использовании топлива повышенной плотности (UC) на начальном этапе перехода к замкнутому топливному циклу. Обоснована возможность перехода к замкнутому топливному циклу при самообеспечении делящимися ядрами, начиная с первого рецикла.

Полный текст:

PDF

Литература


Brossard Ph., Dufour Ph., Paret L. e.a. Survey of candidate fuels for GENIV sodium fast reactors with a closed fuel cycle. - In: Intern. Congress on Advances in Nuclear Power Plants ICAPP'07. Nice, France, May 15-18, 2007, Pap. № 7587.

Bouchard J. French expectations on the restart of Monju. - In: 6th Intern. Energy Forum. Tsuruga, Japan, June 6-7, 2008, p. 1-20.

Muralidharan N.G., Venkiteswaran C.N., Karthik V. e.a. Remote metal-lographic examination of mixed carbide fuel of fast breeder test reactor in radio-metallurgy laboratory. - Intern. J. Nucl. Energy Sci. Technol., 2005, v. 1, № 2/3, p. 191-196.

Baldev Raj. Status of sodium cooled fast reactors with closed fuel cycle in India. - In: Intern. Congress on Advances in Nuclear Power Plants ICAPP'07. Nice, France, May 15-18, 2007, Pap. № 7593.

Dohee Hahn, Yeong-Il Kim, Chan Bock Lee e.a. Conceptual design of the sodium-cooled fast reactor KALIMER-600. - In: Nucl. Engng Technol., 2007, v. 39, № 3, p. 193-206.

Маершин А.А., Цыканов В.А., Гаджиев Г.И. и др. Опыт испытания перспективных топливных композиций в БОР-60. - Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 5, с. 385-389.

Годовой отчет ГНЦ РФ НИИАР за 2006 г. Димитровград, 2007, с. 80.

Митенков Ф.М., Песков Р.А., Митенкова Е.Ф. Оптимизация состава активной зоны быстрого реактора с натриевым теплоносителем и оксидным топливом и совершенствование топливоиспользования при внедрении замкнутого топливного цикла. - Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 2, с. 94-99.

Казачковский О.Д., Елисеев В.А., Матвеев В.И., Цибуля А.М. Перспективы использования смешанного оксидного топлива в быстрых реакторах с натриевым охлаждением. - Там же, 2004, т. 96, вып. 5, с. 361-366.

Елисеев В.А., Кривицкий И.Ю., Матвеев В.И. и др. Характеристики активной зоны и топливного цикла реактора БН-800 на нитридном топливе. - В сб.: 14-я ежегодная конф. ЯО России. Удомля, июнь 2003, c. 277-284.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.