Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Куликов, Евгений Геннадьевич

  • Куликов, Евгений Геннадьевич
  • кандидат технических науккандидат технических наук
  • 2010, Москва
  • Специальность ВАК РФ05.14.03
  • Количество страниц 178
Куликов, Евгений Геннадьевич. Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя: дис. кандидат технических наук: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Москва. 2010. 178 с.

Оглавление диссертации кандидат технических наук Куликов, Евгений Геннадьевич

Введение.

Глава 1. Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCLWR).

1.1. Особенности реактора SCLWR.

1.2. Свойства теплоносителя в реакторе SCLWR.

1.3. Обоснование выбора расчетного комплекса и библиотеки ядерных данных.

1.4. Нейтронно-физические характеристики и Pu в спектре нейтронов реактора SCLWR.

1.5. Сравнение топливных композиций с точки зрения достижимого выгорания.

1.6. Обеспечение благоприятного коэффициента чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя.

1.7. Сравнение топливных композиций с точки зрения коэффициента воспроизводства. Паразитные сечения поглощения нейтронов.

1.8. Требования к системе компенсации избыточной реактивности.

Выводы.

Глава 2. Цепочки нуклидных превращений актинидов.

2.1. Баланс нейтронов цепочек нуклидных превращений.

2.2. Размножающие свойства цепочек нуклидных превращений.

2.3. Сравнение традиционной (232Th -> 233U 234U) и нетрадиционной Ра —> ~ U —> U) цепочек в спектре нейтронов реактора SCLWR.

2.4. Сравнение традиционной (238U 239Pu 240Pu) и нетрадиционной ( Np —> Pu —> Pu) цепочек в спектре нейтронов быстрого реактора.

2.5. Целесообразность введения Ра в топливо реактора SCLWR ("однозаходная" схема движения теплоносителя).

2.6. Целесообразность введения Ра в топливо реактора SCLWR ("двухзаходная" схема движения теплоносителя).

2.7. Сравнение топливных композиций на основе различных делящихся нуклидов в спектрей нейтронов реактора SCLWR.

2.8. О защищенности рассматриваемого ( U - Th - U) топлива . 109 Выводы.

Глава 3. Количественная оценка защищенности делящихся материалов

3.1. Принципиальная схема "примитивного" ЯВУ ствольного типа.

3.2. Расчетная модель для оценки "сверху" скорости соединения подкритических масс.

3.3. Режим предетонации и "хлопка".

3.4. Изотоп 232U как мощный источник нейтронов.

3.5. Рекомендации по обеспечению защищенности смесей (235U + 238U) и (233U + 238U).

3.6. О накоплении "U при облучении топлива.

3.7. Обзор исследований, направленных на оценку защищенности плутония с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ имплозивного типа.

3.8. Модель гипотетического ЯВУ имплозивного типа.

3.9. Критерии, определяющие неработоспособность

ЯВУ имплозивного типа.

3.10. Обоснование необходимости рассмотрения нестационарного процесса прогрева ЯВУ имплозивного типа.

3.11. Эффективность мер, способствующих продлению времени жизни" ЯВУ имплозивного типа.

3.12. Рекомендации по защищенности плутония с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ

3.13. Изотоп 232U как мощный источник тепла.

3.14. Рекомендации по защищенности урана с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ . 155 Выводы.

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», 05.14.03 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя»

Актуальность работы. Энергетические ядерные реакторы нового поколения, охлаждаемые легкой водой со сверхкритическими параметрами (Super Critical Light Water Reactor - SCLWR), имеют большие перспективы благодаря высокому коэффициенту полезного действия, простоте и компактности конструкции реакторной установки, что, как следствие, должно привести к снижению себестоимости вырабатываемой электроэнергии. Разработка этого типа реактора, как одного из шести наиболее перспективных, ведется в рамках проекта "International Forum Generation-IV", в котором участвует также и Россия. Учитывая, что строительство ЯЭУ на основе данного перспективного типа реактора ожидается через несколько десятилетий, актуальность диссертационной работы обусловлена необходимостью обоснования выбора топливного цикла с учетом перспективы, в частности, с учетом возможности введения тория в топливный цикл. В работе показано, что с точки зрения достижимого выгорания данный тип реактора наиболее перспективен при использовании в совместном уран-ториевом топливном цикле.

Поиск путей увеличения выгорания топлива является одним из наиболее приоритетных направлений исследований в ядерной энергетике. В этой связи актуальными являются исследования, демонстрирующие, что введение в топливо легководного реактора (а также реактора SCLWR) элемента 231 Ра открывает возможность для существенного увеличения кампании топлива и достижения сверхглубокого выгорания (более 30% т.а.).

Разработка предпочтительного нуклидного состава топлива для концепций перспективных реакторов должна учитывать обоснование защищенности топлива от распространения. Неучет этого может повлиять на экспортный потенциал российских ядерных энергетических реакторов. В связи с этим важной является оценка защищенности предлагаемого для реактора SCLWR ядерного топлива на основе совместного использования урана и тория по отношению к угрозе распространения.

Целью работы является обоснование выбора топливного цикла для перспективных легководных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя, повышение безопасности этих реакторов, а также обеспечение защищенности топлива от распространения.

Для достижения поставленной цели в работе решены следующие задачи.

1) Определена топливная композиция для реактора типа SCLWR, обеспечивающая наибольшее выгорание (при фиксированном начальном запасе реактивности) и благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя.

2) Определены размножающие свойства цепочек нуклидных превращений, позволяющие выбрать нуклиды, введение которых в состав топливной композиции способно существенно увеличить кампанию топлива и достигнуть сверхглубокого выгорания.

3) Развиты расчетно-теоретические модели, направленные на количественную оценку защищенности делящихся материалов (в том числе, ядерного топлива, предлагаемого для реактора типа SCLWR).

Научная новизна работы.

1) Впервые выполнено нейтронно-физическое обоснование

231 использования Ра в качестве выгорающего поглотителя, который позволяет существенно экономить нейтроны в тепловом и резонансном спектрах и повысить выгорание топлива.

2) Впервые предложено многонуклидное (231Ра - 233U - 232Th - 238U)02 топливо со стабилизированными размножающими свойствами в процессе кампании, которое перспективно с точки зрения обеспечения повышенного выгорания применительно к спектру активной зоны реактора типа SCLWR.

3) Впервые продемонстрирована возможность обеспечения благоприятных эффектов реактивности в реакторе типа SCLWR путем введения в состав топлива небольших количеств америциевой фракции.

4) Развиты расчетно-теоретические модели, используемые для оценки защищенности делящихся материалов от распространения, и выполнена оценка защищенности применительно к нуклидному составу топлива реактора типа SCLWR.

Практическая значимость.

1) Использование полученных результатов, касающихся обеспечения повышенного выгорания и благоприятных эффектов реактивности, при разработке проекта перспективного реактора четвертого поколения типа SCLWR.

2) Исследования, демонстрирующие возможность существенного увеличения выгорания топлива за счет введения протактиния, могут найти применение в энергетических и транспортных реакторах на тепловых и резонансных нейтронах.

3) Расчетно-теоретические модели могут быть использованы для оценки защищенности от распространения различных делящихся материалов и выработки требований по снижению их привлекательности с точки зрения возможного несанкционированного использования.

4) Использование полученных результатов в научно-исследовательских институтах и на предприятиях атомной отрасли (РНЦ "Курчатовский институт", ГНЦ РФ - ФЭИ, ВНИИЭФ, ОКБ "Гидропресс").

Основные положения, выносимые на защиту.

1) Обоснование использования в тепловом и резонансном спектрах в качестве выгорающего поглотителя 231Ра, который позволяет повысить выгорание топлива.

2) Обоснование достижения повышенного выгорания в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя многонуклидного (231Ра - 233U - 232Th - 238U)02 топлива.

3) Рекомендации по формированию нуклидного состава топлива, обеспечивающего благоприятные эффекты реактивности в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

4) Развитые расчетно-теоретические модели для количественной оценки защищенности делящихся материалов.

Достоверность научных положений, результатов и выводов базируется на использовании сертифицированного расчетного комплекса SCALE-4.3, библиотеки ядерных данных ENDF/B-V, хорошо зарекомендовавшего себя расчетного комплекса GETERA, а также согласовании результатов расчетов, выполненных для тестовых случаев, с опубликованными ранее данными.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения и приложения. Работа изложена на 177 страницах, содержит 63 рисунка и список цитируемой литературы из 67 наименований.

Похожие диссертационные работы по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», 05.14.03 шифр ВАК

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Куликов, Евгений Геннадьевич

161 Выводы

1) На основе представленных в открытой литературе данных развита расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить энергетический выход ЯВУ ствольного типа, собранного на основе заданного делящегося материала, а также выработать требования, выполнение которых способно снизить энергетический выход устройства до определенного уровня.

2) Новизна модели ЯВУ ствольного типа заключается в подходе, который позволяет оценить достижимое время создания надкритического состояния в ЯВУ ствольного типа, собранном на основе заданного делящегося материала.

3) Установлено, что для снижения эффективности ЯВУ ствольного типа целесообразно рассматривать введение в делящийся материал источника нейтронов, обеспечивающего уменьшение энергетического выхода ЯВУ до ~ 1% от номинального с вероятностью 90%: дальнейшее увеличение мощности источника нейтронов не приводит к существенному снижению энергетического выхода.

4) Показано, что ОЯТ реактора SCLWR является достаточно защищенным делящимся материалом с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ ствольного типа.

5) На основе представленных в открытой литературе данных разработана расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить "время жизни" ЯВУ имплозивного типа (время, в течение которого собранное устройство сохраняет работоспособность), а также выработать требования, выполнение которых способно уменьшить "время жизни" устройства до определенного уровня.

6) Показано, что для оценки защищенности делящихся материалов с точки зрения возможности изготовления на их основе эффективного ЯВУ имплозивного типа необходимо анализировать нестационарный процесс прогрева устройства. Стационарная модель существенно недооценивает необходимую мощность источника тепла, которая гарантирует выход устройства из строя. Анализ должен включать рассмотрение мер, которые способны замедлить процесс прогрева устройства: предварительное охлаждение ЯВУ, окружение ЯВУ теплоотводящим слоем, введение теплоизолирующих слоев в структуру ЯВУ.

7) Установлено, что в зависимости от времени Ах, необходимого для окончательной сборки и последующей транспортировки ЯВУ имплозивного типа, плутоний может считаться достаточно защищенным материалом, если он содержит, по меньшей мере, 18% 238Ри (Ах = 5 сут.) - 42% 238Ри (Ах = 5 часов).

8) Показано, что ОЯТ реактора SCLWR является достаточно защищенным делящимся материалом с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ имплозивного типа при условии, что

231 свежее топливо содержит, по меньшей мере, 1% Ра.

163

Заключение

Диссертация посвящена решению актуальной научной проблемы, связанной с выбором топливного цикла и повышением ядерной безопасности перспективного энергетического ядерного реактора четвертого поколения, охлаждаемого легкой водой со сверхкритическими параметрами (SCLWR).

Впервые предложена концепция реактора типа SCLWR на основе уран-ториевого топливного цикла. Выбор топливного цикла обусловлен хорошими

233т т размножающими свойствами U как в тепловом, так и в резонансном спектре нейтронов, которыми характеризуется концепция реактора типа SCLWR без дополнительного замедлителя. Отказ от дополнительного замедлителя (используется в рассматриваемой в настоящее время концепции реактора типа SCLWR для обеспечения теплового спектра нейтронов) позволил существенно повысить энергонапряженность; но, вместе с тем, привел к необходимости

933 варьирования обогащения по U по высоте активной зоны. Показано, что

933 939 930 смешанное (~ U - " "Th - " U)02 топливо, имеющее в своем составе два сырьевых нуклида, обеспечивает достижение более глубокого выгорания по сравнению с топливом, содержащим только Th или только U.

По сравнению с рассматриваемой в настоящее время концепцией реактора типа SCLWR на основе UO2 топлива (с дополнительным замедлителем) предлагаемая концепция с использованием смешанного (233U - 232Th - 238U)02 топлива (без дополнительного замедлителя) имеет следующие преимущества: S более высокая энергонапряженность (110 кВт/л против 70 кВт/л); S большая глубина выгорания (5,5% т.а. против 4,5% т.а.); •У низкий начальный запас реактивности.

В литературе обозначена проблема неблагоприятного коэффициента чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя в реакторе типа SCLWR и предложены меры по ее преодолению. Однако соответствующие исследования не проведены. В диссертации высказано собственное, отличное от предложенных ранее, решение данной проблемы -коррекция нуклидного состава топлива - и проведены исследования, демонстрирующие возможность обеспечить благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя путем введения в состав топливной композиции небольших количеств америциевой фракции.

Кроме того, показано, что введение Ра в топливо легководного реактора (а также реактора типа SCLWR) теоретически открывает возможность для существенного увеличения кампании топлива и повышения глубины выгорания (более 30% т.а.). Это обусловлено тем обстоятельством, что цепочка нуклидных

1 ЛОЛ ЛЛЛ превращений, начинающаяся с протактиния (~ Ра —» U —> U) характеризуется комбинацией двух следующих друг за другом делящихся нуклидов (232U и 233U), а также высокой скоростью их накопления из 231 Ра

231 благодаря существенному сечению захвата Ра).

Вместе с тем, требование обеспечить благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя ограничивает содержание протактиния в топливе реактора SCLWR (на уровне 3,5%). В связи с этим достижимое выгорание топлива с наличием протактиния ограничено 7,5% т.а. ("однозаходная" схема движения теплоносителя) или 9,5% т.а. ("двухзаходная" схема движения теплоносителя).

В диссертационной работе проведена оценка защищенности делящихся материалов; в частности, предложенного для реактора типа SCLWR смешанного (233U - 232Th - 238U)02 топлива, в котором доля 233U в урановой фракции составляет более 12% (подобный делящийся материал требует принятия мер, повышающих его защищенность от неконтролируемого распространения). Рассмотрена возможность повышения защищенности высокообогащенной урановой фракции путем введения ~ ~U. Данный изотоп урана является: мощным источником нейтронов, что способно привести к снижению эффективности ЯВУ ствольного типа за счет явления предетонации; а также мощным источником тепла, что способно привести к перегреву компонент ЯВУ имплозивного типа и выходу устройства из строя.

На основе представленных в открытой литературе данных развита расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить энергетический выход ЯВУ ствольного типа, собранного на основе заданного делящегося материала, а также выработать требования, выполнение которых способно снизить энергетический выход устройства до определенного уровня.

Новизна модели заключается в подходе, который позволяет оценить достижимое время создания надкритического состояния в ЯВУ ствольного типа, собранном на основе заданного делящегося материала.

Уже после первого цикла облучения ОЯТ реактора SCLWR содержит значительное количество 232U, что обуславливает его повышенную защищенность с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ ствольного типа.

На основе представленных в открытой литературе данных разработана расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить "время жизни" ЯВУ имплозивного типа (время, в течение которого собранное устройство сохраняет работоспособность), а также выработать требования, выполнение которых способно уменьшить "время жизни" устройства до определенного уровня.

Представляется, что основным недостатком предыдущих работ по данной тематике является то обстоятельство, что вывод о защищенности делящихся материалов делается исходя из потери работоспособности ЯВУ имплозивного типа по прошествии бесконечного времени прогрева.

В диссертационной работе показано, что для оценки защищенности делящихся материалов с точки зрения возможности изготовления на их основе ЯВУ имплозивного типа необходимо анализировать нестационарный процесс прогрева устройства. Кроме того, следует принимать во внимание не рассмотренные в предыдущих работах по данной тематике меры, которые способны замедлить процесс прогрева ЯВУ имплозивного типа, а, значит, привести к более жестким требованиям к защищенности делящихся материалов.

Впервые показано, что чрезвычайно важным фактором, определяющим защищенность делящихся материалов с точки зрения возможности изготовления на их основе ЯВУ имплозивного типа, является время Ат, необходимое для сборки и транспортировки устройства. В частности, плутоний может считаться достаточно защищенным материалом, если он содержит, по меньшей мере, 18% 238Ри (Ат = 5 сут.) - 42% 238Ри (Ат = 5 часов).

Предложенное для реактора типа SCLWR смешанное уран-ториевое топливо может считаться защищенным с точки зрения возможности изготовления на его основе ЯВУ имплозивного типа, если в урановой фракции

232 содержится, по меньшей мере, 1,7% U; что может быть обеспечено путем введения в свежее топливо ~ 1% 231 Ра.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Куликов, Евгений Геннадьевич, 2010 год

1. Nuclear Technology Review 2009 Электронный ресурс. 2009. - Режим доступа:http://www.iaea.org/About/Policy/GC/GC53/GC53Inmocurnents/English/gc53i nf-3en.pdf, свободный. Яз. англ.

2. Emerging Nuclear Energy Countries | New Nuclear Build Countries Электронный ресурс. 2010. - Режим доступа: http://www.world-nuclear.org/info/infl02.html, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

3. The Generation IV International Forum Электронный ресурс. [200-?]. -Режим доступа: http://www.gen-4.org, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

4. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002.

5. Mitsubishi APWR Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. -2009. - Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/APWR, свободный. -Загл. с экрана. - Яз. англ.

6. АР 1000 Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. - 2010. -Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/AP1000, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

7. Advanced Boiling Water Reactor Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. - 2010. - Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/ABWR, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

8. Economic Simplified Boling Water Reactor Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. — 2010. — Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/ESBWR, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

9. Buongiorno J., MacDonald P.E. Supercritical Water Reactor (SCWR). Progress Report for the FY-03 Generation-IV R&D Activities for the Development of the SCWR in the U.S.-2003.

10. Buongiorno J. The Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR). ANS 2002 Winter Meeting. - November 18, 2002.

11. The Future of Nuclear Power Электронный ресурс. 2003. - Режим доступа: http://web.mit.edu/nuclearpower, свободный. — Загл. с экрана. - Яз. англ.

12. Нововоронежская АЭС Википедия Электронный ресурс. - 2009. -Режим доступа: http://ш.wikipedia.org/wiki/HoвoвopoнeжcкaяAЭC, свободный. - Загл. с экрана. — Яз. рус.

13. Yeremenko М., Kovbasenko Yu., Bilodid Ye. Preparation and Testing ORIGEN-ARP Library for VVER Fuel Design. Proceedings of ICNC 2003. - Tokai-Mura, Japan. - 2003. - P. 14-19.

14. Yi T.T., Ishiwatari Yu., Koshizuka S. and Oka Yo. Startup Thermal Analysis of a High-Temperature Supercritical-Pressure Light Water Reactor // Journal of Nuclear Science and Technology. 2004. - Vol. 41. - No. 8. - P. 790-801.

15. Какодкар: торий лучшее средство от плутония Электронный ресурс. -2008. - Режим доступа: http://www.atominfo.ru/news/air5421.htm, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. рус.

16. ProAtom Ториевый цикл. Выбираем реактор Электронный ресурс. -2007. - Режим доступа: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=1097, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. рус.

17. JEF-PC, OECD/NEA Data Bank, 12 Bldg des lies, 92130, Issy-Les-Moulineaux, France, Version-2.0, October 30 (1997).

18. Бабичев А.П., Бабушкина H.A., Братковский A.M. и др. Под. ред. Григорьева И.С., Мегтихова Е.З. Физические величины: Справочник. -М.: Энергоатомиздат, 1991.

19. Feiveson H.A. In Memoriam Ted Taylor // Science and Global Security. -2005.-Vol. 13.-P. 117.

20. WaterSteamPro welcome Электронный ресурс. [200-?]. - Режим доступа: http://www.wsp.ru/ru/, свободный. - Загл. с экрана. — Яз. рус.

21. Oka Yo. Toward "Nuclear Renaissance", a Perspective of Nuclear Energy and its Research. Proceedings of International Conference "E. Fermi and Nuclear Energy". - Pisa, Italy. - 2001.

22. SCALE Software for Nuclear Licensing and Safety Analyses Электронный ресурс. 2010. - Режим доступа: http://www.ornl.gov/sci/scale, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

23. Цветков П.В. Объединенный одномерный расчет изменения состава топлива в процессе облучения в реакторе и радиационных характеристикоблученного топлива с помощью комплекса программ SCALE (версия 4.3). -М.: 1998.

24. Украинцев В.Ф. Эффекты реактивности в энергетических реакторах. -Обнинск: 2000.

25. Dragunov Yil, Ryzhov S., Nikitenko M et. al. Water-Cooled reactors with

26. Supercritical Parameters (SC WWER) Prospective Reactors of the 4-thth •

27. Generation. Proceedings of the 10 International Sac Seminar on Advanced Nuclear Fuel Cycle for the XXI Century. - Nizhny Novgorod, Russia. - 2007.

28. Kuznetsov Yu. Pressure Tubes Supercritical Water Reactors: Some AdvantagestViand Problems. Proceedings of the 10 International Sac Seminar on Advanced Nuclear Fuel Cycle for the XXI Century. - Nizhny Novgorod, Russia. - 2007.

29. Синцов A.E. Особенности формирования бланкета ТЯУ для наработки плутония, защищенного от распространения. Научная сессия МИФИ 2004. - М.: 2004. - Т. 8. - 72-73 с.

30. АТОМЭКСПО :: Холодное состояние реактора Электронный ресурс. -[200-?]. Режим доступа: http://www.atomexpo.m/ru/usefulinfo/glossary/letterX/?id8=698&i8=5, свободный. - Загл. с экрана. — Яз. рус.

31. Burnup Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. - 2010. -Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/Burnup, свободный, - Загл. с экрана. - Яз. англ.

32. Salvatores М., Slessarev I. and XJematsu М. A Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei // Nuclear Science and Engineering. -1994.-Vol. 116.-P. 1-18.

33. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. -М.: Энергоатомиздат, 1986. 552 с.

34. Оружейный плутоний Википедия Электронный ресурс. - 2010. - Режим доступа: Ьир://ги^1к1рес11а.ог§^11а/Оружейныйплутоний, свободный. — Загл. с экрана. - Яз. рус.

35. The Structure and content of agreements between the Agency and States required in connection with the Treaty on the non-proliferation of nuclear weapons. INFCIRC/153 (Corrected). IAEA, 2007.

36. KangJ. and F. N. von Hippel. U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel // Science and Global Security. 2001. - Vol. 9. - P. 1-32.

37. Gilfoyle G. P. and Parmentola J. A. Using Nuclear Materials To Prevent Nuclear Proliferation // Science and Global Security. 2001. - Vol. 9. - P. 81-92.

38. DeVolpi A. Denaturing Fissile Materials I I Progress in Nuclear Energy. 1982. -Vol. 10.-No. 2.-P. 161-220.

39. Mark J.C. Explosive Properties of Reactor-Grade Plutonium // Science and Global Security. 1993. - Vol. 4. - P. 111-128.

40. Fat Man Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. - 2010. -Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/Fatman, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

41. Heising-Goodman C.D. An Evaluation of the Plutonium Denaturing Concept as an Effective Safeguards Method I I Nuclear Technology. 1980. - Vol. 50. - P. 242-251.

42. Little Boy Wikipedia, the free encyclopedia Электронный ресурс. - 2010. -Режим доступа: http://en.wikipedia.org/wiki/LittleBoy, свободный. - Загл. с экрана. - Яз. англ.

43. Кофман B.JI. Японские линкоры Второй мировой. "Ямато" и "Мусаси". -М.: Коллекция, Яуза, ЭКСМО, 2006.

44. Феодосъев В.И. Сопротивление материалов. М.: Издательство МГТУ имени Н.Э. Баумана, 2001.

45. Hansen G.E. Assembly of Fissionable Material in the Presence of a Weak Neutron Source // Nuclear Science and Engineering. 1960. - Vol. 8. - P. 709719.

46. Шабалин ЕЛ. Импульсные реакторы на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1976.

47. Уриг Р. Статистические методы в физике ядерных реакторов. Пер. с англ. -М.: Атомиздат, 1974.

48. Seifritz W. Nukleare Sprengkorper Bedrohung oder Energieversorgung fur die Menschheit? - Munchen: Karl Thiemig AG, 1984.

49. Райли Д., Энслин H., Смит X. и Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. М.: Бином, 2000.

50. Бобков Ю.Г., Илюнин В.Г., Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Усачев Л.Н., Цикунов А.Г., Ганев И.Х., Жирное А.Д., Точеный JI.B. и Шмелев А.Н.232 236 238

51. Расчетные исследования накопления U, Ри и Ри в зонах воспроизводства гибридных и быстрых реакторов // Атомная Энергия. -1980.-Т. 48.-Вып. 6.

52. Матвеев Л.В., Рогожкин В.Ю., Центер Э.М. Сравнительные радиационные характеристики гамма-излучения природного и регенерированного тория // Атомная Энергия. 1983. — Т. 55. - Вып. 5.

53. Kessler G. Plutonium Denaturing by Pu // Nuclear Science and Engineering. -2007.-Vol. 155.-P. 53-73.

54. Манелнс Г.Б., Назин Г.М., Рубцов Ю.И., Струнин В.А. Термическое разложение и горение взрывчатых веществ и порохов. М.: Наука, 1996.

55. Stiller W. Arrhenius Equation and Non-Equilibrium Kinetics, 100 Years of the Arrhenius Equation. Leipzig: BSB B. G. Teubner Verlagsgesellschaft, 1989.

56. Плутоний. Фундаментальные проблемы. Том 2. Перевод с английского языка. Под ред. д-ра физ.-лшт. наук Б.А. Надыкто и канд. тех. наук Л.Ф. Тимофеевой. Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2003.

57. Аэрогель Википедия Электронный ресурс. - 2010. - Режим доступа:http://ru.wikipedia.org/wiki/A3porenb, свободный. Загл. с экрана. — Яз. рус.

58. Марин С.В., Шаталов Г.Е. Изотопный состав топлива в бланкете гибридного термоядерного реактора с ториевым циклом // Атомная Энергия. 1984.-Т. 56.-Вып. 5. - С. 315-316.

59. Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор // Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез". 2009. - Вып. 1. - С. 3-29.

60. Leonard B.R., Jr. A Review of Fusion-Fission (hybrid) Concepts // Nuclear Technology. 1973. - Vol. 20. - P. 161-178.

61. Schieff H.E.J, et. al. Measurements of the Reaction Rate Distribution Produced in a Large Thorium Cylinder by a Central Source of DT Neutrons. AWRE 0 20/77. - United Kingdom Atomic Energy Authority, July 1977.

62. Krumbein A.D., Lemanska M., Segev M., Wagschal J.J. and Yaari A. Reaction Rate Calculations in Uranium and Thorium Blankets Surrounding a Central Deuterium-Tritium Neutron Source // Nuclear Technology. 1980. - Vol. 48. -P. 110-116.

63. Матвеев JI.B., Центер Э.М. Уран-232 и его влияние на радиационную обстановку в ядерном топливном цикле. М.: Энергоатомиздат, 1985.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.