Персона:
Гераскин, Николай Иванович

Научные группы

Научная группа

Лаборатория инновационных ядерных реакторов и ядерных топливных циклов (Кафедра №5 ИЯФиТ)

Организационные подразделения

Организационная единица

Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.

Фамилия

Гераскин

Имя

Николай Иванович

Полная страница элемента

Результаты поиска

Теперь показываю 1 - 10 из 29

Открытый доступ
Использование младших актинидов для крупномасштабной наработки 238Pu в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя
(2024) Шмелев, А. Н.; Гераскин, Н. И.; Апсэ, В. А.; Глебов, В. Б.; Куликов, Г. Г.; Куликов, Е. Г.; Куликов, Евгений Геннадьевич; Гераскин, Николай Иванович; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Геннадий Генрихович
В статье рассмотрена возможность наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В качестве стартового материала использована смесь нептуниевой и америциевой фракции младших актинидов из состава трансурановых радиоактивных отходов. Предполагалось размещение стартового материала в центральной ТВС реактора. Показано, что накопление значимых количеств плутония с малым содержанием 236Pu (не выше 2 ppm) и с высоким содержанием 238Pu (не ниже 80%), возможно при окружении центральной ТВС слоем сборок, заполненных свинцом. Эти сборки должны создать барьер против быстрых нейтронов деления, способных повысить долю 236Pu через пороговую 237Np(n,2n)236Pu реакцию. Приведены расчетные оценки темпа накопления плутония, пригодного для РИТЭГ, в центральной (Np,Am)-ТВС, окруженной такими защитными сборками.
Открытый доступ
Свойства делящихся материалов, влияющие на их защищенность от распространения
(НИЯУ МИФИ, 2017) Апсэ, В. А.; Гераскин, Н. И.; Куликов, Г. Г.; Куликов, Е. Г.; Куликов, Евгений Геннадьевич; Гераскин, Николай Иванович; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Геннадий Генрихович
Рассмотрены физические свойства делящихся материалов и возможные меры по усилению их защищенности от неконтролируемого распространения. Основное внимание уделено тем свойствам и мерам, которые способны кардинальным образом повлиять на характер возникновения и развития цепной реакции деления, энергетический выход и вероятность преждевременного запуска взрывного процесса. Предназначено студентам, изучающим учебный курс «Специальные материалы и защита ядерного топливного цикла», который читается в НИЯУ МИФИ при подготовке магистров специализирующимся в технической физике. Может быть полезно студентам 5-го курса и аспирантам факультетов «Ф», «Т» и «Б». Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.
Открытый доступ
Experience of long-term U-Al fuel performance in research reactors with low energy generation
(2020) Andreev, D. V.; Gaiduchenko, A. B.; Alferov, V. P.; Geraskin, N. I.; Kozhin, A. F.; Kruglikov, A. E.; Ozherelev, S. A.; Serebryakov, A. A.; Shchurovskaya, M. V.; Yakovlev, L. I.; Aleeva, T. B.; Алферов, Владимир Петрович; Гераскин, Николай Иванович; Кожин, Александр Федотович; Кругликов, Антон Евгеньевич; Ожерельев, Сергей Анатольевич; Щуровская, Мария Владимировна; Яковлев, Леонид Иванович; Алеева, Татьяна Борисовна
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.Life cycle extension practices for U-Al fuel in Al cladding used at the OR and the IRT MEPhI research reactors are discussed. The IRT MEPhI reactor uses tube type IRT-3M FA with dispersed UO2-Al fuel meat and SAV-1 aluminum alloy as cladding. The OR reactor uses pin type fuel elements with U-Al alloy fuel meat in cladding of Al alloy AMSN. The necessity of life cycle extension for the fuel elements is caused by a large calendar time of fuel assembly operation (10-30 years) and regulatory bodies concerns about this issue. The results of fuel cladding corrosion effects estimation using available empirical correlations for the corrosion rate and the rate of oxide film growth are presented. The results of visual inspection of the fuel elements are shown. Water chemistry monitoring practises in the reactor pool and in spent fuel storage are analysed. The successful experience of the IRT MEPhI (in 2003-2007) on repeated operation of the fuel assemblies previously discharged from the core (after the storage over 5-21 years) is presented.
Открытый доступ
Модель термоядерной плазмы со связанными ионами и с нейтронным катализом реакций синтеза
(2023) Шмелев, А. Н.; Гераскин, Н. И.; Апсэ, В. А.; Глебов, В. Б.; Куликов, Г. Г.; Куликов, Е. Г.; Куликов, Евгений Геннадьевич; Гераскин, Николай Иванович; Куликов, Геннадий Генрихович; Глебов, Василий Борисович; Апсэ, Владимир Александрович
В работе рассматривается влияние нейтронов деления, приходящих из бланкета термоядерной установки в плазму, и которые могут усилить реакции синтеза, включая воспроизводство трития через 3He(n,p)T-реакцию.
Только метаданные
Simulation-based studies on graphite absorption properties for ASTRA critical experiments
(2022) Nevinitsa, V. A.; Fomichenko, P. A.; Jitarev, V. E.; Shchurovskaya, M. V.; Kruglikov, A. E.; Volkov, Y. N.; Geraskin, N. I.; Щуровская, Мария Владимировна; Кругликов, Антон Евгеньевич; Волков, Юрий Николаевич; Гераскин, Николай Иванович
© 2022 Elsevier LtdThis work is focused on the improvement of the graphite impurity content characterization for the ASTRA critical facility. The equivalent boron content for the graphite reflectors of the ASTRA facility reported in the benchmark specifications was estimated using the results of the exponential experiments performed by graphite manufacturer. Because raw measured data are not available for these experiments, we tried to reassess the equivalent boron content for the ASTRA graphite reflectors using the results of analogous exponential experiments performed earlier on the empty RBMK critical facility at the National Research Center «Kurchatov Institute» and further simulation of the experiments utilizing the Monte Carlo code Serpent with ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 cross-section libraries. The same grade graphite was used for manufacturing the graphite blocks for the RBMK critical facility and the ASTRA critical facility. The Monte Carlo simulations confirmed the accuracy of the exponential measurements performed for RBMK graphite characterization. It was also shown that the simulation must reproduce the graphite absorption cross-section estimated using the exponential experiments for the agreement between the measured and calculated distribution of thermal neutron flux. Therefore, the equivalent boron content should be assessed individually for each cross-section library used in the simulation. In case of the ASTRA facility the carbon capture cross section of 3.36 mb at 0.0253 eV (ENDF/B-VII.0) was used to deduce the equivalent boron content of 1 ppm wt from the measured results. Thermal capture cross-section of carbon was significantly increased in the ENDF/B-VII.1 and other recent cross-section libraries. Therefore, when calculating the ASTRA benchmark with these cross-section libraries the equivalent boron content reported in the benchmark specification should be reassessed.
Открытый доступ
Fundamentals of nuclear materials physical protection, control and accountability
(НИЯУ МИФИ, 2011) Bushuev, A. V.; Glebov, V. B.; Geraskin, N. I.; Izmaylov, A. V.; Kryuchkov, E. F.; Kondakov, V. V.; Измайлов, Александр Владимирович; Глебов, Василий Борисович; Гераскин, Николай Иванович
This textbook makes a systematic presentation of essential information on nuclear material accounting, control and physical protection (NM AC&PP). Its first part deals with the objectives of and conditions for NM AC&PP development in the context of non-proliferation of nuclear weapons and contains an overview of the relevant legal framework and key regulatory documents. In its second part, the book describes the basic features of today’s NM accounting and control (NM A&C) systems and their components. Considerable attention is given to issues associated with computerization of A&C operations. The third part is devoted to physical protection of nuclear materials and facilities. The book is intended for students reading Safety and Non-Proliferation of Nuclear Materials (as part of Nuclear Physics and Technology) and specializing for their master’s degree in Physical Protection, Accounting and Control of Nuclear Materials (as part of Engineering Physics). It may be useful for senior students and postgraduates in their studies of nuclear material accounting and control systems. English version of this textbook was prepared in the framework of the supplemental budget 159 of Responsible Science Program of International science and technology center.
Открытый доступ
Nuclear education in Russia and abroad Ядерное образование в России и в зарубежных странах
(2019) Volkov, Y. N.; Geraskin, N. I.; Kosilov, A. N.; Волков, Юрий Николаевич; Гераскин, Николай Иванович; Косилов, Андрей Николаевич
© 2019 Moscow Polytechnic University. All rights reserved.The education of a future nuclear professional provides the basic competencies that will influence the performance of a future specialist throughout his or her future professional career. The article discusses the best practices and main trends in higher education that have developed in the field of nuclear technologies in Russia and abroad. The analysis is based on the materials prepared by various international organizations and professional communities, and the experience of the MEPhI. The article discusses such issues as interaction between state, nuclear industry and higher education institution; the quality of nuclear education (four basic principles of training nuclear specialists in MEPhI), the transition to two-tier system in nuclear education; the international cooperation in nuclear sphere; export of nuclear education; and vocational guidance for school students.
Только метаданные
Thermonuclear Plasma Model with Bound Ions and Neutron Catalysis of Fusion Reactions
(2022) Shmelev, A. N.; Geraskin, N. I.; Apse, V. A.; Glebov, V. B.; Kulikov, G. G.; Kulikov, E. G.; Гераскин, Николай Иванович; Апсэ, Владимир Александрович; Глебов, Василий Борисович; Куликов, Геннадий Генрихович; Куликов, Евгений Геннадьевич
Открытый доступ
Регулирование безопасности обращения с радиоактивными отходами
(НИЯУ МИФИ, 2011) Гераскин, Николай Иванович; Гераскин, Н. И.; Шарафутдинов, Р. Б.; Пронкин, Н. С.
Представлено современное состояние государственного регулирования безопасности обращения с радиоактивными отходами (РАО) всех категорий (жидкие, твердые и газообразные), действующего в России для объектов использования атомной энергии. Рассматриваются вопросы лицензирования, нормативного регулирования и надзора при обращении с РАО. Приводятся требования к обращению с РАО при сборе, сортировке, переработке, кондиционировании, временном хранении и захоронении РАО. Рассматриваются требования по учету и контролю РАО, а также вопросы физической защиты и транспортировании РАО. Большое внимание уделено анализу требований нормативной документации по безопасности, их гармонизации с документацией, используемой за рубежом и, прежде всего, с рекомендациями МАГАТЭ. Для специалистов ядерно-энергетического комплекса России, занимающихся вопросами обеспечения безопасности при обращении с РАО. Для студентов высших учебных заведений, обучающихся по специальности 140305 «Ядерные реакторы и энергетические установки», а также специалистов, связанных с обеспечением безопасности окружающей среды и обращения с другими видами отходов. Представляет интерес для широкого круга читателей, интересующихся проблемами обеспечения безопасности в атомной энергетике. Пособие подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ «МИФИ».
Открытый доступ
Assessment of the possibility for large-scale 238Pu production in a VVER-1000 power reactor
(2023) Shmelev, A. N.; Geraskin, N. I.; Apse, V. A.; Kulikov, G. G.; Kulikov, E. G.; Glebov, V. B.; Глебов, Василий Борисович; Куликов, Евгений Геннадьевич; Куликов, Геннадий Генрихович; Апсэ, Владимир Александрович; Гераскин, Николай Иванович
The paper presents the estimates for the possibility for large-scale production of 238Pu in the core of a VVER-1000 power reactor. The Np-fraction of minor actinides extracted from transuranic radioactive waste is proposed to be used as the starting material. The irradiation device with NpO2 fuel elements is installed at the reactor core center. The NpO2 fuel lattice pitch is varied and the irradiation device is surrounded by a heavy moderator layer to create the best possible spectral conditions for large-scale production (~ 3 kg/year) of conditioned plutonium with the required isotopic composition (not less than 85% of 238Pu and not more than 2 ppm of 236Pu). Plutonium with such isotopic composition can be used as the thermal source in thermoelectric radioisotope generators and in cardiac pacemakers. It has been demonstrated that the estimated scale of the 238Pu production in a VVER-type power reactor exceeds considerably the existing scale of its production in research reactors.