इसे छोड़कर सामग्री पर बढ़ने के लिए

О потенциале гибридных (синтез-деление) наработчиков топлива для ядерных реакторов (стабилизированные размножающие свойства, глубокое выгорание, защищенное топливо)

Изложены физические особенности накопления топлива в урановом и ториевом бланкетах гибридного термоядерного реактора. Анализируются нейтронно- физические характеристики ядерных реакторов при использовании топлива ( 231 Pa + 232,233,… U), накопленного в Th-бланкете, и топлива ( 237 Np + 238,239,… Pu)...

पूर्ण विवरण

में बचाया:
ग्रंथसूची विवरण
मुख्य लेखक: Шмелев А. Н.
अन्य लेखक: Куликов Г. Г., Куликов Е. Г., Апсэ В. А.
स्वरूप: Книга
भाषा:Russian
प्रकाशित: Москва НИЯУ МИФИ 2014
ऑनलाइन पहुंच:https://e.lanbook.com/book/103219
https://e.lanbook.com/img/cover/book/103219.jpg
टैग : टैग जोड़ें
कोई टैग नहीं, इस रिकॉर्ड को टैग करने वाले पहले व्यक्ति बनें!
LEADER 03833nam0a2200301 i 4500
001 103219
003 RuSpLAN
005 20221220174007.0
008 221220s2014 ru gs 000 0 rus
020 |a 978-5-7262-1822-9 
040 |a RuSpLAN 
041 0 |a rus 
044 |a ru 
080 |a 621.039.1 
084 |a 31.4  |2 rubbk 
245 0 0 |a О потенциале гибридных (синтез-деление) наработчиков топлива для ядерных реакторов (стабилизированные размножающие свойства, глубокое выгорание, защищенное топливо)  |c Шмелев А. Н.,Куликов Г. Г.,Куликов Е. Г.,Апсэ В. А. 
260 |a Москва  |b НИЯУ МИФИ  |c 2014 
300 |a 116 с. 
504 |a Библиогр.: доступна в карточке книги, на сайте ЭБС Лань 
520 8 |a Изложены физические особенности накопления топлива в урановом и ториевом бланкетах гибридного термоядерного реактора. Анализируются нейтронно- физические характеристики ядерных реакторов при использовании топлива ( 231 Pa + 232,233,… U), накопленного в Th-бланкете, и топлива ( 237 Np + 238,239,… Pu), накопленного в U-бланкете. Обосновывается эффект стабилизации размножающих свойств при облучении в реакторе, возможность достижения глубокого (сверхглубокого) выгорания и длительных топливных кампаний. Рассматриваются физико-химические процессы разрушения молекул гексафторида урана, обусловленные радиолизом под действием α-частиц распада радиоактивных изотопов урана ( 232,233,234 U), накопленных в бланкетах гибридных термоядерных реакторов. Анализируется роль этих процессов в повышении защищенности ядерного топлива от неконтролируемого распространения. Обсуждаются концепции построения международного крупномасштабного топливного цикла ядерной энергетики с использованием регенерированного урана богатых урановых месторождений, с использованием тория в бланкетах гибридных реакторов, с быстрыми реакторами на (Pu+Th)-топливе, пережигающими плутоний и накапливающими 233 U для энергетических тепловых реакторов. Монография предназначена для научных работников, аспирантов, магистрантов, бакалавров, студентов инженерно-физических специальностей. 
521 8 |a Книга из коллекции НИЯУ МИФИ - Инженерно-технические науки 
100 1 |a Шмелев А. Н. 
700 1 |a Куликов Г. Г. 
700 1 |a Куликов Е. Г. 
700 1 |a Апсэ В. А. 
856 4 |u https://e.lanbook.com/book/103219 
856 4 8 |u https://e.lanbook.com/img/cover/book/103219.jpg 
953 |a https://e.lanbook.com/img/cover/book/103219.jpg