14.04.02 Ядерные физика и технологии
Permanent URI for this collectionhttps://openrepository.sti.mephi.ru/handle/123456789/18
Browse
2 results
Search Results
Publication Установка получения нитридов урана плазмохимическим методом(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Степанов, М. Е.; Гузеев, В. В.Данная магистерская диссертация посвящена разработке технологии получения нитридов урана из металлической лигатуры с использованием плазмохимческой технологии. В аналитическом разделе были рассмотрены физико-химические свойства исходных веществ, продуктов реакции, основные сведения про нитриды редких элементов. В технологическом разделе были разработаны и описаны принципиально-технологическая и аппаратурно-технологические схемы производства нитрида урана, а также схема автоматического управления процессом. В расчетном разделе был проведен расчет основных аппаратов –плазмотрона, циклона и теплообменника. Рассчитан материальный и тепловой баланс. В экономическом разделе проведен анализ экономической эффективности данного инвестиционного проекта. В разделе "Безопасность и экологичность проекта" были рассмотрены вопросы техники безопасности и разработаны мероприятия по охране окружающей среды.Publication Установка гидрометаллургической переработки облученного облученного ядерногого смешанного уран-плутониевого нитридного топлива(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Овчеренко, А. А.; Софронов, В. Л.Обращение с облученным ядерным топливом и решение проблем с образовавшимися радиоактивными отходами является наиболее острой проблемой. Более верного решения, чем использование реакторов на быстрых нейтронах и возможность реализации замкнутого ядерного топливного цикла с возвратом ценного энергетического сырья и повторным его использованием, а также извлечением полезных изотопов элементов и изоляцией отходов без нарушения природного радиационного баланса, не предложено. В настоящее время особый интерес представляет собой поиск технологии, которая позволит переработать облученное ядерное топливо (далее – ОЯТ) любого типа реакторов на быстрых нейтронах. Продуктом разрабатываемого процесса являются оксиды урана–плутония–нептуния любой степени очистки, которые можно использовать для рефабрикации топлива реакторов на быстрых нейтронах по таблеточной технологии [1, с. 231]. В 2015 г. начато проектирование модуля переработки смешанного нитридного уран-плутониевого (далее – СНУП) ОЯТ и обращения с радиоактивными отходами размещенного на площадке АО «Сибирский химический комбинат» Опытно-демонстрационного энергетического комплекса с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающим ядерный топливный цикл пристанционным заводом, включающим в себя модуль переработки облученного СНУП топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых ТВЭЛов из привозных материалов, а впоследствии ТВЭЛов из переработанного облученного ядерного топлива. Целью магистерской диссертации является разработка технологии гидрометаллургической переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива.