14.04.02 Ядерные физика и технологии
Permanent URI for this collectionhttps://openrepository.sti.mephi.ru/handle/123456789/18
Browse
6 results
Search Results
Publication Установка получения таблеток из смешанных нитридов урана и плутония(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Шицко, Е. Э.; Софронов, В. Л.Данная магистерская диссертация посвящена технологии изготовления таблеток из смешанных нитридов урана и плутония для реакторов на быстрых нейтронах. В литературно – аналитическом разделе проведен разбор основных свойств смешанных нитридов уран – плутониевого топлива и основная технологическая последовательность. Разработаны принципиальная и аппаратурно – технологическая схемы процесса. В расчетно–технологическом разделе произведены расчеты аппарата вихревого размола, пресс – инструмента и печи спекания. Рассмотрены вопросы безопасности и экологичности производства, а также проведен его экономический расчет производства.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 экстракционной переработки облученного ядерного нитридного топлива(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Доняева, Е. С.; Молоков, П. Б.Publication Установка выделения минорных актиноидов экстракционным способом(СТИ НИЯУ МИФИ, 2021) Бычков, Н. А.; Софронов, В. Л.В данной выпускной квалификационной работе разработана аппаратурно - технологическая схема установки выделения минорный актиноидов экстракционным способом. Подобрана аппаратура автоматики для управления и контролирования технологическим процессом. Выполнены расчеты колонн экстракции, реэкстрации, а также теплообменника. Рассмотрены вопросы охраны труда, техники безопасности и охраны окружающей среды. Выполнен экономический расчет разработки данного проекта. Сделаны выводы по проделанной работе.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 получения смешанного нитридного уран-плутониевого топлива(СТИ НИЯУ МИФИ, 2020) Брянский, М. Н.; Софронов, В. Л.Данная магистерская диссертация рассматривает участок фабрикации таблеток смешанного нитрида уран-плутониевого топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Да выбранного участка было выбрано основное оборудование и рассчитан аппарат вихревого слоя для измельчения шашек смешанного нитрида уран-плутония и смешения со связующим. В исследовательской части рассмотрены зависимости процесса прессования таблеток СНУПТ. В магистерской диссертация также рассматриваются вопросы безопасности и экологичности производства, а также проведен его экономический анализ. Пояснительная записка содержит 96 страниц, 15 рисунков, 30 таблиц, 24 литературных источников, 2 приложений.