eng
Просмотры: 2041
21.01.2014
Издание предназначено для научных работников и инженеров, работающих в области исследования и применения нитридного ядерного топлива.
"Мир физики и техники"
С.В. Алексеев, В.А. Зайцев
"Нитридное топливо для ядерной энергетики"
Москва: Техносфера, 2013.- 240 с., + 8 с. цв. вкл.
ISBN 978-5-94836-374-5
"Мир физики и техники"
С.В. Алексеев, В.А. Зайцев
"Нитридное топливо для ядерной энергетики"
Москва: Техносфера, 2013.- 240 с., + 8 с. цв. вкл.
ISBN 978-5-94836-374-5
Стратегия развития ядерной энергетики нашей страны предусмотривает применение реакторов на быстрых нейтронах, использующих плотное нитридное уран-плутониевое топливо.
В настоящее время нитридное топливо не имеет широкого применения, но широко исследуется как перспективное высокотемпературное плотное топливо реакторов на быстрых нейтронах и ядерных установок космического назначения.
По сравнению с оксидным и карбидным топливом нитридное топливо имеет наибольшее, среди высокотемпературных топливных материалов, удельное содержание делящегося изотопа, высокую теплопроводность, совместимо с конструкционными материалами и теплоносителем. Оно более устойчиво в условиях радиационного облучения.
В данном контексте выпуск монографии, посвященной нитридному топливу для ядерной энергетики, обретает особую актуальность.
В книге рассматривается нитридное топливо на основе мононитрида урана. Анализируется технология его получения, и приводятся данные основных свойств.
Монография состоит из 5 глав. В первой главе дан общий обзор состояния мировой энергетики и место в ней ядерной энергетики. Кратко характеризуются твэлы различных реакторов. Показана необходимость развития реакторов на быстрых нейтронах. В главах 2-5 рассматриваются вопросы получения и приводятся данные о наиболее важных физических и химических свойствах. Большое внимание уделяется вопросу влияния примесей (кислорода и углерода) на свойства UN и (U,Pu)N и состава карбонитридного топлива U(C,N), (U,Pu)C,N и U,Zr(C,N) на их свойства. Особое значение уделено совместимости с конструкционными материалами и теплоносителем, структурным изменениям при выгорании, радиационному распуханию и выделению газообраз-ных продуктов деления.
Об авторах
Алексеев Сергей Владимирович — доктор технических наук, профессор, заслуженный деятель науки РФ, генеральный директор ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»». Окончил физический факультет Московского государственного университета им. М.В. Ломоносова. Специализируется в области технологии тепловыделяющих элементов, теплофизики энергетических установок, лазерной техники, физики роста кристаллов и теплопередающих устройств на основе тепловых труб.
Зайцев Владимир Алексеевич — доктор технических наук, главный научный сотрудник ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»». В 1964 году окончил инженерный физико-химический факультет МХТИ им. Д.И.Менделеева по специальности «технология редких и рассеянных элементов». В.А. Зайцев — один из разработчиков нитридного топлива в нашей стране. По его технологии были изготовлены твэлы для активных зон реактора на быстрых нейтронах БР-10, который успешно проработал в течение 18 лет.
В настоящее время нитридное топливо не имеет широкого применения, но широко исследуется как перспективное высокотемпературное плотное топливо реакторов на быстрых нейтронах и ядерных установок космического назначения.
По сравнению с оксидным и карбидным топливом нитридное топливо имеет наибольшее, среди высокотемпературных топливных материалов, удельное содержание делящегося изотопа, высокую теплопроводность, совместимо с конструкционными материалами и теплоносителем. Оно более устойчиво в условиях радиационного облучения.
В данном контексте выпуск монографии, посвященной нитридному топливу для ядерной энергетики, обретает особую актуальность.
В книге рассматривается нитридное топливо на основе мононитрида урана. Анализируется технология его получения, и приводятся данные основных свойств.
Монография состоит из 5 глав. В первой главе дан общий обзор состояния мировой энергетики и место в ней ядерной энергетики. Кратко характеризуются твэлы различных реакторов. Показана необходимость развития реакторов на быстрых нейтронах. В главах 2-5 рассматриваются вопросы получения и приводятся данные о наиболее важных физических и химических свойствах. Большое внимание уделяется вопросу влияния примесей (кислорода и углерода) на свойства UN и (U,Pu)N и состава карбонитридного топлива U(C,N), (U,Pu)C,N и U,Zr(C,N) на их свойства. Особое значение уделено совместимости с конструкционными материалами и теплоносителем, структурным изменениям при выгорании, радиационному распуханию и выделению газообраз-ных продуктов деления.
Об авторах
Алексеев Сергей Владимирович — доктор технических наук, профессор, заслуженный деятель науки РФ, генеральный директор ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»». Окончил физический факультет Московского государственного университета им. М.В. Ломоносова. Специализируется в области технологии тепловыделяющих элементов, теплофизики энергетических установок, лазерной техники, физики роста кристаллов и теплопередающих устройств на основе тепловых труб.
Зайцев Владимир Алексеевич — доктор технических наук, главный научный сотрудник ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»». В 1964 году окончил инженерный физико-химический факультет МХТИ им. Д.И.Менделеева по специальности «технология редких и рассеянных элементов». В.А. Зайцев — один из разработчиков нитридного топлива в нашей стране. По его технологии были изготовлены твэлы для активных зон реактора на быстрых нейтронах БР-10, который успешно проработал в течение 18 лет.
Комментарии читателей
