Preview

Вестник НЯЦ РК

Расширенный поиск

ОТРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОГО РАЗДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЭЛЕМЕНТА ВТГР

Полный текст:

Аннотация

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) на две трети состоит из графита. Графит является замедлителем и отражателем нейтронов, а также основным конструкционным материалом активной зоны, что позволяет эксплуатировать реактор при высоких температурах. Графит был выбран из-за его хороших ядерно-физических и теплофизических свойств. Ядерное топливо представляет собой сферические микротвэлы, которые спрессованы в графитовом топливном элементе, из которых далее собираются ТВС. В Институте ядерной физики Республики Казахстан проводятся работы по квалификации облученного топлива ВТГР. Для исследования свойств облученного топлива ВТГР необходимо извлечь микротвэлы из графитовой матрицы. В работе приведены результаты экспериментов по электрохимическому разделению графита и необлученного топлива ВТГР.

Об авторах

Д. С. Дюсамбаев
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


Ш. Х. Гизатулин
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


А. А. Шаймерденов
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


П. П. Сильнягин
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


А. М. Аханов
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


Н. Т. Буртебаев
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


Ш. Уета
Japan Atomic Energy Agency, Oarai-machi, Higashiibaraki-gun
Япония
Ibaraki


Список литературы

1. Ueta S. Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel / Shohei Ueta, Jun Aihara, Asset Shaimerdenov, Daulet Dyussambayev, Shamil Gizatulin, Petr Chakrov, Nariaki Sakaba // Proceeding of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, November 6–10, 2016 Las Vegas, NV, USA. – pp. 246–252. – 2016.

2. Shaimerdenov A.A. Investigation of irradiated propertied of extended burnup TRISO fuel / A.A. Shaimerdenov, Sh.Kh. Gizatulin, Ye.Kenzhin, D.S. Dyussambayev, S. Ueta, T. Shibata // Proceeding of International Conference on High Temperature Reactor Technology, October 8–10, 2018, Warsaw, Poland. – 2018.

3. Saito S. Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) / Shinzo Saito, Toshiyuki Tanaka, Yukio Sudo et al. // JAERI-1332. Japan Atomic Energy Research Institute, Japan (1994). – pp. 1–247. – 1994.

4. Sawa K. Investigation of irradiation behavior of SiC-coated fuel particle at extended burnup / K. Sawa, T. Tobita // Nucl. Technol. 142 (2003). – pp. 250–259. – 2003.

5. Ueta S. Preliminary Test Results for Post Irradiation Examination on the HTTR Fuel / S. Ueta, M. Umeda, K. Sawa, S. Sozawa, M. Shimizu, Y. Ishigaki, H. Obata // J. Nucl. Sci. Technol. 44 (2007). – pp. 1081–1088. – 2007.


Для цитирования:


Дюсамбаев Д.С., Гизатулин Ш.Х., Шаймерденов А.А., Сильнягин П.П., Аханов А.М., Буртебаев Н.Т., Уета Ш. ОТРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОГО РАЗДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЭЛЕМЕНТА ВТГР. Вестник НЯЦ РК. 2019;(1):79-84.

For citation:


Dyussambayev D.S., Gizatulin S.Kh., Shaimerdenov A.A., Silnyagin P.P., Akhanov A.M., Burtevayev N., Ueta S. DEVELOPMENT OF TECHNOLOGY OF ELECTROCHEMICAL SEPARATION OF FUEL ELEMENT OF HTGR. NNC RK Bulletin. 2019;(1):79-84. (In Russ.)

Просмотров: 22


Creative Commons License
Контент доступен под лицензией Creative Commons Attribution 4.0 License.


ISSN 1729-7516 (Print)
ISSN 1729-7885 (Online)