Publication: Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом
Файлы
Дата
2023
Авторы
Семишин, В. В.
Journal Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Journal ISSN
Volume Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Издатель
НИЯУ МИФИ
Аннотация
В рамках исследования нейтронно-физических характеристик концептуального газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах с пониженным объемным энерговыделением топлива в активной зоне и пониженным давлением теплоносителя в первом контуре выполнена оценка возможности функционирования и ядерной безопасности при использовании различных видов топлива. Показана возможность повторного использования в данном реакторе отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов типа ВВЭР-1000, составляющих основу реакторного парка РФ, и вовлечения нарабатываемого на тепловых реакторах плутония в топливный цикл рассматриваемого ядерного реактора на быстрых нейтронах. Исследования топливных кампаний проводились для нескольких видов топлива: свежий обогащенный диоксид урана; РЕМИКС-топливо, дообогащенное ураном-235; отвальный уран, дообогащенный смесью изотопов плутония, извлеченных из ОЯТ реакторов типа ВВЭР
Описание
Ключевые слова
Цитирование
Семишин В.В. Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 3. – С. 31-44. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.3.03