Publication: Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом
Файлы
Дата
2023
Авторы
Семишин, В. В.
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
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