Оценка активности интерметаллидных матриц дисперсионного ядерного топлива на основе систем Ni-Al, Zr-Al

Оценка активности интерметаллидных матриц дисперсионного ядерного топлива на основе систем Ni-Al, Zr-Al

Détails bibliographiques
Parent link:	Известия вузов. Физика.— , 1958-.— 0021-3411 Т. 61, № 12-2.— 2018.— [С. 3-11]
Collectivité auteur:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа ядерных технологий Отделение ядерно-топливного цикла
Autres auteurs:	Балачков М. М. Максим Михайлович, Долматов О. Ю. Олег Юрьевич, Пермикин А. А. Антон Андреевич, Чурсин С. С. Станислав Сергеевич
Résumé:	Заглавие с экрана Рассмотрены вопросы, связанные с разработкой перспективных топливных композиций для ядерных энергетических установок. В частности описана методика получения матричных материалов для дисперсионного ядерного топлива. Данный вид топлива планируется использовать в существующих и перспективных высокотемпературных ядерных установках. Помимо этого, произведен физико-математический расчет накопленной активности матричного материала во время эксплуатации и спад этой активности после извлечения матричного материала из активной зоны ядерного реактора. The paper addresses issues related to the development of promising fuel compositions for the selection of power plants. The article describes the descriptive method of obtaining matrix materials for dispersion licensing. This type of fuel is used in various and perspective high-temperature modes. In addition, the physical and mathematical analysis of the accumulated activity of the matrix material during operation and the decline of this activity after the extraction of the matrix material from the core of a nuclear reactor. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса
Publié:	2018
Sujets:	труды учёных ТПУ электронный ресурс ядерное топливо ядерные реакторы матричные материалы высокотемпературный синтез
Accès en ligne:	https://elibrary.ru/item.asp?id=36888641
Format:	Électronique Chapitre de livre
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=659712

Documents similaires

Получение матричного материала для дисперсионного ядерного топлива на основе соединений циркония и алюминия
Publié: (2017)

Применение технологии СВ-синтеза при получении интерметаллидных матриц дисперсионного ядерного топлива
par: Юрченко М. Д.
Publié: (2020)

Применение технологии СВ-синтеза для получения матриц на основе систем Ni-Al и Zr-Al дисперсионного ядерного топлива
par: Юрченко М. Д.
Publié: (2019)

Использование технологии СВ-синтеза при изготовлении интерметаллидных матриц дисперсионного ядерного топлива
par: Юрченко М. Д. Максим Дмитриевич
Publié: (2019)

Использование технологии СВ-синтеза при изготовлении интерметаллидных матриц дисперсионного ядерного топлива
par: Юрченко М. Д.
Publié: (2020)

Технологии получения матричного материала для дисперсионного ядерного топлива методом СВС
par: Долматов О. Ю. Олег Юрьевич
Publié: (2017)

Свойства матричных материалов для дисперсионного ядерного топлива, полученных методом СВС
par: Долматов О. Ю. Олег Юрьевич
Publié: (2017)

Применение СВ-синтеза при получении материалов для дисперсионного ядерного топлива
par: Пермикин А. А. Антон Андреевич
Publié: (2018)

Получение интерметаллидных соединений для матричных материалов дисперсионного ядерного топлива методом СВС
par: Долматов О. Ю. Олег Юрьевич
Publié: (2017)

Получение интерметаллидных матриц для дисперсионного ядерного топлива методом СВ-синтеза
par: Пермикин А. А. Антон Андреевич
Publié: (2019)

Получение интерметаллидных матриц дят методом самораспространяющегося высокотемпературного синтеза
par: Пермикин А. А. Антон Андреевич
Publié: (2019)

Математическое моделирование распространения волны горения в СВС в интерметаллидных системах
par: Балачков М. М. Максим Михайлович
Publié: (2018)

Определение оптимального режима нагрева шихты при СВ-синтезе интерметаллидной матрицы на основе системы Zr-Al для дисперсионного ядерного топлива
par: Пермикин А. А. Антон Андреевич
Publié: (2018)

Расчёт нейтронно-физических параметров дисперсионного ядерного топлива в реакторе ВВЭР-1200
par: Костюченко К. С.
Publié: (2019)

Оценка длительности кампании ядерного топлива реактора КЛТ-40С
par: Прец А. А.
Publié: (2016)

Зависимость коэффициента теплопроводности дисперсионного топлива от доли матричного материала в топливе
par: Чуйкина А. В.
Publié: (2016)

Особенности формирования остаточного излучения дисперсионного микрокапсулированного ядерного топлива
Publié: (2018)

Плазмохимический синтез оксидных композиций для дисперсионного ядерного топлива
par: Алюков Е. С.
Publié: (2017)

Способ переработки облученного ядерного топлива
Publié: ()

Диагностика и управление технологическим процессом перегрузки ядерного топлива на энергетических реакторах
par: Максимов М. В. Максим Витальевич
Publié: (Одесса, Астропринт, 1996)

Длительность кампании ядерного топлива реактора БРЕСТ-ОД-300
par: Прец А. А.
Publié: (2016)

Определение требований к основным технологическим параметрам ядерного топлива
par: Сверчков И. А.
Publié: (2016)

Определение длительности кампании ядерного топлива реактора ГТ-МГР
par: Березовский С. А.
Publié: (2022)

Исследование процесса воздушно-плазменной утилизации отходов переработки отработавшего ядерного топлива
par: Туксов И. В.
Publié: (2024)

Влияние среды проведения СВ-синтеза системы Zr-Al на конечный продукт
par: Колядко Д. К. Даниил Константинович
Publié: (2016)

Влияние нуклидного состава ядерного топлива при его рециркуляции на длительность кампании топлива реактора БРЕСТ
par: Прец А. А.
Publié: (2018)

Расчет градиента температуры перспективного ядерного топлива для реактора типа ВВЭР
par: Чуйкина А. В. Анастасия Владимировна
Publié: (2015)

Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке
Publié: (Москва, Энергоатомиздат, 1982)

Evaluation of neutron activation of intermetallic matrices for dispersive nuclear fuel obtained by SH-synthesis
Publié: (2020)

Моделирование и исследование процесса плазмохимического синтеза наноразмерных оксидных композиций для уранового дисперсионного ядерного топлива
par: Зотов Е. Э.
Publié: (2020)

Решение задачи нераспространения материалов отработавшего ядерного топлива с применением технологии самораспространяющегося высокотемпературного синтеза
par: Грицевич М. П. Максим Павлович
Publié: (2015)

Получение интерметаллидных матриц ДЯТ методом СВ-синтеза
par: Костюченко К. С. Кристина Сергеевна
Publié: (2019)

Проекты усовершенствованного топлива для существующих и будущих поколений реакторов
par: Елагин Ю. П.
Publié: (2004)

Плазохимический синтез и исследование оксидных композиций для дисперсионного ядерного топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов для производства водорода
Publié: (2021)

Моделирование продления кампании ядерного топлива малого модульного реактора при помощи MCU-PTR
par: Белявский C. В.
Publié: (2022)

Оптимальное расположение ядерного горючего в реакторах
par: Рудик А. П. Алексей Петрович
Publié: (Москва, Атомиздат, 1974)

Технологические аспекты ядерных энергетических систем с воспроизводством топлива
Publié: (Москва, Энергоатомиздат, 1988)

Влияние торий-уранового ЯТЦ на длительность кампании ядерного топлива реактора РИТМ-200
par: Кирьянов С. В.
Publié: (2022)

Разработка технологии производства ДЯТ на основе систем Zr-Al и Ni-Al
par: Пермикин А. А. Антон Андреевич
Publié: (2019)

Проблемы и перспективы производства керамико-металлического топлива для ядерных реакторов методом самораспространяющегося высокотемпературного синтеза
par: Чурсин С. С. Станислав Сергеевич
Publié: (2013)