Персона: Глебов, Василий Борисович
Загружается...
Email Address
Birth Date
Научные группы
Организационные подразделения
Организационная единица
Институт ядерной физики и технологий
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.
Статус
Фамилия
Глебов
Имя
Василий Борисович
Имя
10 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 10
- ПубликацияОткрытый доступНейтронно-физические основы масштабной наработки 238Pu для автономных источников энергии(2023) Шмелев, А. Н.; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Евгений Геннадьевич; Куликов, Геннадий Генрихович; Глебов, Василий БорисовичРассмотрены нейтронно-физические основы масштабной наработки изотопа 238Pu для автономных источников энергии. Изотоп 238Pu является уникальным источником длительного автономного энергоснабжения в различных устройствах для удаленных районов Земли и в космосе. Имеющиеся в настоящее время в России и мире мощности по его наработке недостаточны. В работе рассматриваются цепочки наработки изотопа 238Pu и устанавливаются оптимальные спектр и поток нейтронов для его наработки. Делается вывод, что наиболее привлекательным стартовым изотопом является 237Np, который может быть извлечен из облученного ядерного топлива. Предлагаемый метод позволяет говорить о масштабной наработке плутония, отличающегося высоким содержанием изотопа 238Pu и низким содержанием изотопа 236Pu.
- ПубликацияОткрытый доступОценка возможности крупномасштабной наработки 238 Pu в энергетическом реакторе типа ВВЭР-1000(НИЯУ МИФИ, 2023) Шмелёв, А. Н.; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Геннадий Генрихович; Куликов, Евгений Геннадьевич; Глебов, Василий Борисович; Гераскин, Николай ИвановичПриведены расчетные оценки принципиальной возможности крупномасштабной наработки 238 Pu в активной зоне энергетического реактора типа ВВЭР-1000. Предлагается использовать Np-фракцию младших актинидов из состава трансурановых радиоактивных отходов в качестве стартового материала. Облучательное устройство с NpO2 -твэлами размещается в центре активной зоны реактора. Варьирование шага решетки NpO2-твэлов и окружение облучательного устройства слоем тяжелого замедлителя применяется с целью создания оптимальных спектральных условий для крупномасштабной (~ 3 кг/г.) наработки кондиционного плутония с требуемым изотопным составом (не менее 85% 238 Pu и не более 2 ppm 236Pu). Плутоний такого изотопного состава пригоден для использования в качестве теплового источника в радиоизотопных термоэлектрических генераторах и в кардиостимуляторах. Показано, что расчетные масштабы наработки 238 Pu в энергетическом реакторе типа ВВЭР значительно превосходят имеющиеся масштабы его наработки в исследовательских реакторах
- ПубликацияОткрытый доступAssessment 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 ИвановичThe 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.
- ПубликацияОткрытый доступИспользование Am-фракции младших актинидов для наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов(2024) Шмелев, А. Н.; Гераскин, Н. И.; Апсэ, В. А.; Глебов, В. Б.; Куликов, Г. Г.; Куликов, Е. Г.; Кругликов, А. Е.; Кругликов, Антон Евгеньевич; Гераскин, Николай Иванович; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Евгений Геннадьевич; Глебов, Василий Борисович; Куликов, Геннадий ГенриховичВ статье рассмотрена возможность наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ) космических аппаратов, при использовании америциевой фракции младших актинидов (МА) в качестве стартового материала. Предполагалось размещение такого стартового материала в центральной ТВС легководного реактора ВВЭР-1000 и быстрого реактора БРЕСТ-1200 со свинцовым теплоносителем. Показана предпочтительность использования только Am-фракции МА вместо Np-фракции и смешанной Np−Am-фракции МА. Главным преимуществом Am-фракции является принципиальная невозможность появления в плутонии нежелательного изотопа 236Pu с жестким γ-излучением продуктов его распада. Сравнение условий наработки плутония, пригодного для РИТЭГ, в реакторах ВВЭР-1000 и БРЕСТ-1200 говорит о более высоких темпах производства такого плутония в быстром реакторе БРЕСТ-1200.
- ПубликацияОткрытый доступМодель 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 АлександровичВ 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.
- ПубликацияОткрытый доступО возможности крупномасштабного производства 238Pu для радиоизотопных термоэлектрических генераторов в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя(НИЯУ МИФИ, 2024) Шмелев, А. Н.; Апсэ, В. А.; Глебов, В. Б.; Куликов, Г. Г.; Куликов, Е. Г.; Кругликов, А. Е.; Апсэ, Владимир Александрович; Глебов, Василий Борисович; Куликов, Геннадий Генрихович; Куликов, Евгений ГеннадьевичАнализируется возможность накопления низкофонового плутония, пригодного для использования в радиоизотопных термоэлектрических генераторах, в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя (реактор типа ВВЭР-СКД). В качестве стартового материала рассматривалась двуокись нептуния из состава младших актинидов, основных компонентов трансурановых радиоактивных отходов. Получение полезного низкофонового плутония из бесполезных радиоактивных отходов можно оценивать как один из путей к обезвреживанию отходов ядерной промышленности. Сборка, содержащая стартовый материал, размещалась в центре активной зоны реактора, в зоне максимальной плотности потока нейтронов для интенсификации наработки плутония. В расчетных исследованиях применен мультифизический подход с взаимосвязанным анализом нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в активной зоне реактора ВВЭР-СКД. Показано, что накопление значимых количеств низкофонового плутония, удовлетворяющего требованиям по низкому содержанию 236Pu и по высокому содержанию 238Pu, возможно при выполнении следующих условий. Первое – решетка нептуниевых стержней в центральной сборке должна быть достаточно просторной с высокой объемной долей теплоносителя. Второе – центральная сборка должна окружаться сборками, создающими защитный барьер против быстрых нейтронов деления, усиливающих пороговую 237Np(n, 2n)236Pu-реакцию. Такой барьер могут создать сборки, содержащие природный или радиогенный свинец. Приведены расчетные оценки темпа накопления низкофонового плутония в центральной сборке с просторной решеткой нептуниевых стержней, окруженной свинцовыми защитными сборками.
- ПубликацияТолько метаданныеAssessment of the impact of diversification of uranium switching on the risk of its non-energy use(2019) Glebov, V.; Глебов, Василий Борисович© 2018 Elsevier Ltd The main objective of the IAEA verification activities is the timely detection of the switching of a significant quantity of nuclear material (NM). However, from the point of nuclear security the multiple switching of “small” quantities of nuclear material with the aim of their subsequent collection also constitutes one of the main threat to ensuring the exceptionally peaceful use of nuclear materials. In this article this threat assessments were performed under the scenario of diversification of uranium switching. It is shown that diversification of 4%-uranium switching can lead to a substantial increase (up to 30 times) of the risk of uranium disuse even with carrying out proper uranium control and protection. However this effect is observed only when there are large opportunities to search for insiders (the search area is comparable to the existing set of nuclear facilities). The obtained results also prove that a reduction in the level of NM safe management at facilities could allow the collector to complete a chain of unauthorized actions with a significant probability (PSQ>0.1).
- ПубликацияТолько метаданныеSimulation of Crude Chloroform Purification Methods(2019) Naletov, V. A.; Glebov, M. B.; Naletov, A. Y.; Khitrov, N. V.; Glebov, V. B.; Глебов, Василий Борисович© 2019, Springer Science+Business Media, LLC, part of Springer Nature. Crude chloroform purification methods to remove impurities with properties similar to those of chloroform (1,1-dichloroethane and cis-1,2-dichloroethylene) were analyzed. The considered methods for removing impurities from crude chloroform included reaction-rectification and separate processing in a reactor and a distillation column. The results of simulation of the above schemes are presented. Comparative analysis of the results taking into consideration economic viability showed that purification of crude chloroform by reaction-rectification shows great promise.
- ПубликацияТолько метаданныеThe knowledge preservation problem in the nuclear industry and the role of Web-based tools in its solution(2019) Geraskin, N. I.; Kulikov, E. G.; Glebov, V. B.; Гераскин, Николай Иванович; Куликов, Евгений Геннадьевич; Глебов, Василий Борисович© The Author(s) 2019.This case study analyses an application of distance training in the practice of nuclear knowledge preservation. The purpose of the research is to evaluate the potential of distance training in solving the problem of knowledge preservation in the nuclear industry. Thirty specialists from different European countries participated in the pilot training experiments. It was found that the efficacy of distance training depends directly on the convenience and ease of the knowledge transmission process, the possibility for the trainees to combine training with their professional activities, the ability to work independently and a conscious desire on the part of trainees to improve their professional competencies. The study included a comprehensive evaluation of the distance training platform Cyber Learning Platform for Network Education and Training (CLP4NET) in the context of nuclear knowledge preservation. It was found that CLP4NET provided a friendly interface, was relatively easy to use and allowed an extensive application of interactive data representation forms and ample communication between training participants.
- ПубликацияТолько метаданныеImplementing energy-efficient autonomous power systems with trigeneration for increasing the profitability of oil production(2019) Naletov, V. A.; Glebov, M. B.; Naletov, A. Y.; Glebov, V. B.; Глебов, Василий Борисович© 2019, Neftyanoe Khozyaistvo. All rights reserved. Heavy oil production is characterized by low profitability and low oil recovery factor value. This is due to the necessity of using external power sources for the production process, on one hand, and on the other hand – due to the limited number of possibilities for using cheap resources in implementing efficient enhanced oil recovery methods. These problems can be successfully solved by utilizing energy-efficient multifunctional power systems. The design of suitable power equipment for cost-effective heavy oil production must be based on ener-gy-saving and, preferably, energy-autonomous power systems. In this regard, for high-viscosity oil fields with low gas-solubility factor values and increased power consumption per unit of oil produced the technology of power generation from associated petroleum gas becomes economically attractive. Such systems present a combined solution to the problems defined and do not require external carbon dioxide sources. The autonomous trigeneration power can be adapted for the feedstocks available on-site (associated petroleum gas or the flue gases from nearby power plants if present), produce the heat and power necessary for heating the viscous oil and produce carbon dioxide to reduce oil viscosity and improve phase mobility. Implementing trigeneration power systems makes it economically viable to develop and apply thermal and gas injection methods for improving oil recovery. The power systems comprise, as a rule, a power module that uses the associated petroleum gas produced on-site, a carbon dioxide capture module and a compression module for obtaining liquid or supercritical carbon dioxide. The structure of the autonomous trigeneration power system and the methodology of its implementation for oil production are presented. A comparison of the proposed autonomous power system with analogous overseas solutions is given.