ЖТГР-ДЫҢ ОТЫН ЭЛЕМЕНТІНІҢ ЭЛЕКТРОХИМИЯЛЫҚ ЖОЛМЕН БӨЛУДІҢ ТЕХНОЛОГИЯСЫН ДАМЫТУ
https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-79-84
Аңдатпа
Жоғары температуралы газбен салқындатылатын реактордың үштен екісі (ЖТГР) графиттен тұрады. Графит нейтрондардың баяулатқышы және шағылдырғышы, сондай-ақ белсенді аймақтың негізгі құрылымдық материалы болып табылады, сондықтан реакторды жоғары температурада пайдалануға мүмкіндік береді. Графит оның жақсы физикалық-ядролық және термофизикалық қасиеттері үшін таңдап алынды. Ядролық отын - сфералық микро жылу шығаратын элемент, ол графит жинағына кіреді, одан кейін отын жинамалары жиналады. Қазақстан Республикасының Ядролық физика институты ЖТГР-дың сәулелендірілген отынның сапасын бағалаудың процесі бойынша жұмыс жүргізеді. Сәулелендірілген ЖТГР отынның қасиеттерін зерттеу үшін графит матрицасынан микро жылу шығаратын элементті алу керек. Бұл жұмыста графит пен сәулелендірілмеген отынның ЖТГР электрохимиялық бөлінуіндегі эксперименттердің нәтижелері келтірілген.
Авторлар туралы
Д. С. ДюсамбаевҚазақстан
Алматы
Ш. Х. Гизатулин
Қазақстан
Алматы
А. А. Шаймерденов
Қазақстан
Алматы
П. П. Сильнягин
Қазақстан
Алматы
А. М. Аханов
Қазақстан
Алматы
Н. Т. Буртебаев
Қазақстан
Алматы
Ш. Уета
Жапония
Ибараки префектурасы
Әдебиет тізімі
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.
Рецензия
Дәйектеу үшін:
Дюсамбаев Д.С., Гизатулин Ш.Х., Шаймерденов А.А., Сильнягин П.П., Аханов А.М., Буртебаев Н.Т., Уета Ш. ЖТГР-ДЫҢ ОТЫН ЭЛЕМЕНТІНІҢ ЭЛЕКТРОХИМИЯЛЫҚ ЖОЛМЕН БӨЛУДІҢ ТЕХНОЛОГИЯСЫН ДАМЫТУ. ҚР ҰЯО жаршысы. 2019;(1):79-84. https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-79-84
For citation:
Dyussambayev D.S., Gizatulin Sh.Kh., Shaimerdenov A.A., Silnyagin P.P., Akhanov A.M., Burtevayev N., Ueta Sh. DEVELOPMENT OF TECHNOLOGY OF ELECTROCHEMICAL SEPARATION OF FUEL ELEMENT OF HTGR. NNC RK Bulletin. 2019;(1):79-84. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-1-79-84