14.04.02 Ядерные физика и технологии
Permanent URI for this collectionhttps://openrepository.sti.mephi.ru/handle/123456789/18
Browse
5 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.Publication Установка карботермического синтеза смешанного нитридного уран - плутониевого топлива(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Дружинин, Р. И.; Софронов, В. Л.Данная выпускная квалифицированная работа посвящена разработке технологии подготовки пресс - порошка предназначенного для изготовления СНУП топлива, состоящего из порошков диоксида урана и плутония и технического углерода. В литературно - аналитическом разделе проведен обзор основных характеристик СНУП топлива, его получение и сравнение с MOКС топливом. В экспериментальном разделе приведены результаты исследования зависимости размера частиц исходного продукта от времени измельчения в шаровой мельнице. Разработаны принципиальная и аппаратурно - технологическая схемы для данной линии. Рассмотрены основные проблемы безопасности и экологичности производства, а та же проедет экономический расчет производства. Пояснительная записка содержит 101 страницу, 12 рисунков, 29 таблиц, 25 источников, 2 приложения.Publication Вывод из эксплуатации участка по центрифужному разделению изотопов урана(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Пермяков, Г. В.; Софронов, В. Л.Настоящая выпускная квалификационная работа магистра посвящена разработки концепции вывода из эксплуатации участка по центрифужному разделению изотопов урана, данная работа включает в себя 4 раздела. В первом разделе приведен обзор литературы, в котором рассматриваются способы разделения изотопов, в расширенном виде о способе с применением газовых центрифуг, методы переработки твёрдых радиоактивных отходов, металлических в данной работе, в частности метод переплава в индукционных тигельных печах. Во втором разделе описываются методы проведения комплексного инженерного и радиационного обследования (далее КИРО), а также техника безопасности при проведении КИРО, помимо этого включает себя пример рассмотрения объекта КИРО и заключения по обследованию. Третий раздел включает в себя расчет индукционной тигельной печи с определенным режимом работы. В четвёртом разделе приведены экономические расчеты по реализации участка по переплаву металлических радиоактивных отходов, образовавшихся в процессе вывода из эксплуатации центрифужного разделения изотопов урана, с предшествующей отмывкой.Publication Дезактивация участка отработанного ядерного топлива промышленных реаторов(СТИ НИЯУ МИФИ, 2023) Механникова, Е. Л.; Софронов, В. Л.Актуальность данной выпускной квалификационной работы заключается в том что, несмотря на прогрессивное развитие атомной отрасли жизненный цикл любой реакторной установки включает такую завершающую стадию как вывод из эксплуатации. На завершающую стадию жизненного цикла реакторной установки - вывод из эксплуатации непосредственное влияние оказывают предыдущие стадии: проектирование, сооружение и эксплуатация. К концу проектного (назначенного) срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается, прежде всего, удаление ядерного топлива с объекта, и выведена из эксплуатации. В связи с этим встает вопрос о методах вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов (ВЭЯ и РОО). Данная ВКР посвящена теме подготовки здания к ВЭ при помощи пленочной дезактивации поверхностей здания и оборудования. Работа содержит кратный обзор методов дезактивации, описание проведения комплексно-инженерного радиационного обследования, проектирование аппарата для дезактивации здания и оборудования, а так же экономическую часть.