Показано, що створення в Україні повного замкненого паливного циклу на основі фторидних технологій дозволить атомній енергетиці та промисловості стати найбільш надійною, безпечною, екологічно чистою та надприбутковою галуззю.

Розроблено модель радіаційної повзучості в рамках механізму ковзання та переповзання дислокацій, засновану на концепції неідеального стоку для точкових дефектів (ТД). Запропоновану модель застосовують у разі усталеної концентрації створюваних опроміненням ТД, що значно перевищує термічно рівноважну. Розроблено математичну модель для програми та комплекс програм для ЕОМ, що моделюють радіаційну повзучість. Досліджено кінетику гнучкої дислокації, яка взаємодіє з перешкодами різного типу, в разі пересичення ТД. Отримано криві залежності усталеної швидкості радіаційної повзучості від температури для урану та його сплавів з малими додатками молібдену (від 0,9 до 1,3 %).

Обгрунтовано та викладено узагальнені діаграми радіаційно-термічної повзучості для неподільних (конструкційних) і подільних (паливних) металів. Якісно визначено області застосування теоретичних моделей радіаційної повзучості. З'ясовано, що нелінійності кривої термічної залежності сталої швидкості радіаційної повзучості зумовлені особливостями використовуваної теоретичної моделі радіаційної повзучості, що грунтується на концепції дислокації як неідеального стоку для точкових дефектів та працездатна в разі пересичення точкових дефектів, і особливостями генерації радіаційних точкових дефектів у подільних металах. Отже, нелінійності кривої термічної залежності сталої швидкості радіаційної повзучості, очевидно, характерні лише для подільних матеріалів.

The generalized diagrams of radiation-thermal creep for not divisional (constructional) metals and for divisional (fuel) metals are submitted. The regions of creep theoretical models are qualitatively determined. It is shown, that the nonlinearities of curve thermal dependence of the radiation creep established rate are caused by the features of used radiation creep theoretical model based on the concept conception of a dislocation as nonideal sink for point radiation defects and the features of point radiation defects generation in divisional metals.

На основе анализа научных источников отечественной и зарубежной печати за 1964 - 2006 гг. охарактеризованы методы разделения изотопов урана для обогащения природного урана и регенерации отработанного ядерного топлива. Раскрыты сущность и перспективы применения современного метода сверхкритической флюидной экстракции углекислым газом для решения задач атомной энергетики. Отмечено, что применение данного метода позволяет сократить радиоактивные отходы и отказаться от использования экологически опасных и дорогих органических растворителей.

Наведено обурунтування процесу фторування відпрацьованого уран-плутоній ніридного палива реактора БРЕСТ елементним фтором. Обговорено питання створення комплексу технологічних процесів, що дають змогу завершити переробку відпрацьованого ядерного палива з одержанням уран-плутоній нітридного палива. Показано переваги газо-фторидної технології.

Наведено результати розробки методики визначення швидкості вітаня, швидкості початку псевдоорідження, та висоти шару на початку псевдоорідження. Методика враховує форму апарата псевдоорідження та параметри конкретної газорозподільної гратки, дозволяє вибирати оптимальний режим псевдоорідження.

Наведено результати досліджень відновлення фторидів рідкісноземельних елементів (La, Pr, Nd, Gd, Dy, Yb) металічним цирконієм методами термічного, рентгенофазового та хімічного аналізів.

На підставі термодинамічного аналізу показано, що під час обробки відпрацьованого уран-плутонієвого нітридного палива реактора БРЕСТ елементним фтором у широкому температурному діапазоні в режимі горіння відбуваються реакції, необоротньо зміщені у бік утворення вищих фторидів урану та плутонію. Ці процеси є основними для розробки фторидної технології переробки нітридного палива.

На прикладі відомих експериментальних даних розглянуто обернену задачу дистанційної нейтринної діагностики активної зони реактора, розв'язок якої, з одного боку, дозволяє з відомою точністю дистанційно визначати поточні значення ядерної щільності кожної з компонент ядерного палива, а з іншого - відкриває реальну можливість створення нейтринної технології діагностики часової еволюції ізотопного складу ядерного палива та потужності реактора в режимі on-line.

Побудовано напівемпіричну інженерну методику розрахунку аеродинаміки, фізико-хімічних і тепломасообмінних процесів стосовно реактора, сконструйованого за технологією фірми "Лургі". Методика дозволяє одержати детальну інформацію про параметри робочого процесу в разі роботи котла за різних навантажень, його налагодження та випробувань.

  Скачати повний текст

Дисертацію присвячено дослідженню радіаційної повзучості реакторного палива на прикладі урану та його сплавів методом математичного моделювання. Розроблено математичну модель радіаційної повзучості у рамках механізму сковзання і переповзання дислокацій на основі концепції неідеального стоку для точкових дефектів (ТД). Доведено: запропонована модель працездатна за сталих концентрацій ТД, що створюється опроміненням, які значно перевищують термічно рівноважну. Розроблено "динамічний" метод математичного моделювання сковзання і переповзання гнучкої дислокації та комплекс програм для ЕОМ, що моделює запропоновану модель радіаційної повзучості. Подано результати дослідження кінетики гнучкої дислокації, що взаємодіє з перешкодами різного типу, при пересиченні ТД. Визначено, що стала швидкість радіаційної повзучості зумовлена температурою для урану та його сплавів з малими домішками молібдену (0,9 symbol Ш 1,3 %).

Наведено схему формування оперативних знань оператора системи перевантаження ядерного палива. За результатами об'єктно-орієнтованого аналізу визначено класи моделей для реальної імітації даної системи. Синтезовано узагальнену модель з цих моделей, на базі якої створено систему інтелектуальної підтримки ухвалення рішення оператором за умов невизначеності.

Індекс рубрикатора НБУВ: В371.236 + В381 + З46-035

Рубрики:

Експериментальні методи та апаратура фізики атомного ядра і елементарних частинок

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Проаналізовано врахування вигоряння відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) для обгрунтування ядерної безпеки транспортного контейнера ТК-8 і сховища відпрацьованого ядерного палива басейнового типу СВЯП-1 із паливом РВПК-1000 з урахуванням 100-річного терміну зберігання ВЯП. У ході розрахунку цих критичних систем ураховано лише актиноїди. Проаналізовано два підходи до врахування вигоряння, в яких розглядалася система без урахування розподілу ізотопів за висотою тепловиділяючої збірки (ТВЗ) і з урахуванням. Розрахунки проведено з використанням комп'ютерних кодів SCALE і MCNP. Показано, що врахування вигоряння суттєво збільшує запас підкритичності, а розрахунки необхідно виконувати з урахуванням розподілу ізотопів за висотою ТВЗ.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-035

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

При работе ядерного реверс-поточного реактора керамические сотовые регенераторы подвергаются действию термоударной нагрузки. С помощью программного обеспечения CFX проведено численное моделирование эпюр температуры и температурного напряжения керамических сотовых регенераторов. Исследовано изменение температур во времени для керамических сотовых регенераторов с отверстиями различной формы. Проанализированы эпюры температурного напряжения регенераторов с разными конструкционными и эксплуатационными параметрами. Установлено, что температурное напряжение керамического сотового регенератора зависит от формы отверстий, пористости и толщины стенок. Результаты данного исследования служат теоретической базой для оптимизации керамических сотовых регенераторов.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-035

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-035

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж41279 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: Л362.082 + З46-035

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж41115 Пошук видання у каталогах НБУВ