14.04.02 Ядерные физика и технологии
Permanent URI for this collectionhttps://openrepository.sti.mephi.ru/handle/123456789/18
Browse
Publication Вывод из эксплуатации уран-графитовых промышленных реакторов АДЭ-4 и 5(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Роман, С. И.; Жиганов, А. Н.В данной магистерской диссертации рассматриваются основные вопросы вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов АДЭ-4 и 5, на основе опыта полученного при выводе из эксплуатации реактора ЭИ-2. Описаны основные аспекты применения технологии бесполостного заполнения приреакторных пространств барьерными материалами на основе природных глин. Произведен конструктивный и прочностной расчет шнекового аппарата, являющегося основным технологическим элементом аппаратурного комплекса при работе по заполнению приреакторных пространств барьерным материалом. Произведен расчет укрупненных экономических показателей стоимости работ по выводу из эксплуатации реакторов АДЭ-4,5. Выполнен анализ основных аспектов промышленной безопасности при выполнении работ по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. Отдельное внимание уделено вопросам комплексно-инженерного радиационного обследования здания размещения реакторов и оборудования. Рассмотрены вопросы, связанные с экологическим аспектом вывода из эксплуатации промышленных реакторов.Publication Установка переработки отходов производства смешанного нитридного уран-плутониевого топлива(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Лаптев, С. К.; Жиганов, А. Н.Данная дипломная работа посвящена теме изучения установки по переработке смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для реакторов нового поколения. В аналитическом разделе проведен обзор основных характеристик различных типов ядерного топлива и способы их получения. Особенности и основные процессы переработки отработавшего ядерного топлива. В экспериментальной части проведены результаты исследований растворения смеси соединений урана и плутония в азотной кислоте. Разработаны принципиальная и аппаратурно-технологическая схемы участка переработки СНУП топлива. Основным аппаратом для данного процесса, была выбрана и рассчитана печь спекания таблеток. Рассмотрены основные проблемы безопасности и экологичности выбранного процесса, а также произведён экономический расчёт производства. Пояснительная записка содержит 96 страниц, 10 рисунков, 23 таблицы, 31 источник, 2 приложенияPublication Установка переработки отходов ядерного топлива урана и плутония(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Ненуженко, М. С.; Жиганов, А. Н.Данная магистерская диссертация посвящена теме разработке установки по переработке смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для реакторов нового поколения. В аналитическом разделе проведен обзор основных характеристик различных типов ядерного топлива и способы их получения. Особенности и основные процессы переработки отработавшего ядерного топлива. В экспериментальной части проведены результаты исследований растворения смеси соединений урана и плутония в азотной кислоте. Разработаны принципиальная и аппаратурно-технологическая схемы участка переработки СНУП топлива. Основным аппаратом для данного процесса, была выбрана и рассчитана печь спекания таблеток. Рассмотрены основные проблемы безопасности и экологичности выбранного процесса, а также произведён экономический расчёт производства.