Расчетные исследования систем хранения облученных топливных композиций нового поколения; Современные техника и технологии; Т. 2
| Parent link: | Современные техника и технологии: сборник трудов XXI международной научной конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, Томск, 5-9 октября 2015 г./ Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ).— , 2015 Т. 2.— 2015.— [С. 135-138] |
|---|---|
| 1. autor: | |
| Korporacja: | |
| Kolejni autorzy: | , |
| Streszczenie: | Заглавие с титульного экрана В работе проведены исследования, направленные на определение нейтронно-физических и радиационных характеристик перспективных топливных композиций, рассматриваются особенности обращения с модифицированным облученным ядерным топливом теплового реактора в системах сухого хранения. Показана необходимость в корректировки ядерных констант, используемых в расчетах на критичность решеток и систем хранения с торием. In this work conceptual approaches and features of exploitation of technical systems of "dry" storage of fuel irradiated in thermal reactors are considered. The results of numerical studies are aimed at determining the neutron-physical and radiation characteristics of spent ceramic nuclear fuel. The studies will allow developing technical and regulatory solutions when handling with perspective spent fuel of new generation reactor facilities. |
| Język: | rosyjski |
| Wydane: |
2015
|
| Seria: | Физические методы в науке и технике |
| Hasła przedmiotowe: | |
| Dostęp online: | http://earchive.tpu.ru/handle/11683/22053 http://www.lib.tpu.ru/fulltext/c/2015/C01/V2/040.pdf |
| Format: | Elektroniczne Rozdział |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=615232 |
| Streszczenie: | Заглавие с титульного экрана В работе проведены исследования, направленные на определение нейтронно-физических и радиационных характеристик перспективных топливных композиций, рассматриваются особенности обращения с модифицированным облученным ядерным топливом теплового реактора в системах сухого хранения. Показана необходимость в корректировки ядерных констант, используемых в расчетах на критичность решеток и систем хранения с торием. In this work conceptual approaches and features of exploitation of technical systems of "dry" storage of fuel irradiated in thermal reactors are considered. The results of numerical studies are aimed at determining the neutron-physical and radiation characteristics of spent ceramic nuclear fuel. The studies will allow developing technical and regulatory solutions when handling with perspective spent fuel of new generation reactor facilities. |
|---|