Публикация научных статей.
Вход на сайт
E-mail:
Пароль:
Запомнить
Регистрация/
Забыли пароль?
https://wos-scopus.com
Научные направления
Поделиться:
Статья опубликована в №18 (февраль) 2015
Разделы: Физика
Размещена 02.02.2015. Последняя правка: 04.04.2015.

Ядерная энергетика с внутренним топливным циклом и высокой глубиной выгорания топлива

Столбов Сергей Николаевич

Протиус

Инженер

Ю. В. Дробышевский, кхн, ООО Протиус


Аннотация:
Представлен ядерный реактор с внутренним топливным циклом, в котором происходит выгорание фактически всего исходного топлива. Реактор способен работать как на природном уране, так на обедненном уране и даже на отработанном ядерном топливе с высокой глубиной выгорания в процессе, при исполнении топливной смеси, в газовом, жидкосолевом и твердотельном виде. Реактор способен работать и на тории, запасы которого намного больше запасов урана.


Abstract:
A nuclear reactor with an inner fuel cycle is presented, in which almost complete original fuel burnup is observed. The reactor is capable of working from natural uranium as well as from deprived uranium and even secondary nuclear fuel with a high burnup line in process and in a fuel mixture in its gas, molten and solid forms. The reactor can also use thorium, the amount of which is far more than the amount of uranium


Ключевые слова:
ядерный реактор; внутренний топливный цикл; исходное топливо; воспроизводящее вещество; стационарный состав; уран; плутоний; торий; трансурановые актиниды; высокая глубина выгорания

Keywords:
Nuclear reactor, inner fuel cycle, original fuel, reproduction substance, fixed structure, uranium, plutonium, thorium, transuranic actinides, high burnup line


УДК 621.01

Основная проблема, стоящая перед атомной энергетикой – ее открытый топливный цикл и хищническая схема работы, когда основная часть добываемого урана – фактически 99.5% идет в отходы в виде отвального, обедненного урана, или в виде отработанного ядерного топлива. Что в условиях существующей динамики ее роста в мире ведет к тому, что, через 30-40 лет будет уничтожена вся ее собственная сырьевая база и вообще стоит вопрос об обоснованности ее развития в настоящем виде.

В процессе работы существующего поколения легководных реакторов с открытым топливным циклом было наработано огромное количество отходов в виде:

- Отработанного ядерного топлива. Ежегодная выгрузка ОЯТ из АЭС превышает в мире 10 тысяч тонн. Сегодня  в мире накопилось свыше 260 тысяч тонн ОЯТ.

- Отвального гексафторида урана (ОГФУ). Поскольку для получения 1 килограмма урана с обогащением 3,6% (1,48 кг обогащенного гексафторида урана) необходимо затратить 4,5 ЕРР для обогащения 8 кг природного урана с обогащением 0,7% (11,9 кг гексафторида урана с природным обогащением). На  выходе получают 7 кг обедненного урана с обогащением 0,3% (10,4 кг обедненного гексафторида урана).

Иными словами из 8 кг изначального сырья (природного урана) 7 кг (87%) попадает в «отвалы» или «хвосты» в виде обедненного гексафторида урана.

Запасы ОГФУ постоянно растут. В мире, из-за невозможности широкого коммерческого применения, накоплены огромные запасы отвального гексафторида урана. Утилизация отвалов обедненного гексафторида урана является одной из нерешенных проблем ядерной энергетики. Только Россия и США накопили уже около 1,5 млн. тонн ОГФУ [1,2]. В России порядка 700 000 тонн ОГФУ отечественного происхождения и порядка 125 000 тонн западноевропейского ОГФУ (не представляющего экономический интересе с точки зрения обогащения). В США складировано 740 тысяч тонн ОГФУ.

Для снятия этой проблемы магистральным направлением считаются реакторы на быстрых нейтронах. Но при этом топливный цикл быстрых реакторов размножителей включает регулярное извлечение и переработку топлива из реактора для извлечения их них наработанного плутония Pu239. Затем идет изготовление на базе исходного урана в виде UO2 и 15% PuO2, ТВЭЛ для загрузки их в активную зону реактора.  

В реакторе мощностью 1000 МВт из 4-8 кг/сут природного или обедненного урана нарабатывается 1 кг/сут чистого плутония.

При этом в топливном цикле работы глубина выгорания достигает 70%, поскольку все трансурановые элементы кроме Pu239 извлекаются в процессе и направляются ОЯТ.

 В работе[3] предложен реактор с внутренним топливным циклом, с разделением области циркулирования топлива на три различные зоны:

- активную зону с тепловыми нейтронами;

- активную зону с быстрыми нейтронами;

- зону выдерживания топливной смеси вне активной зоны.

 схема

Рис 1. Схема работы реактора[3]

В предлагаемом реакторе[3]  в исходную топливную смесь по мере ее выгорания вводится воспроизводящее вещество, а продукты деления по мере их рождения в реакторе выводятся из цикла. В долговременном масштабе времени, в результате поглощения быстрых и тепловых нейтронов и последующего деления, а также альфа и бета распадов получаемых ядер, в системе асимптотически формируется топливная смесь, обладающая слабо меняющимся составом, которую можно назвать - «стационарным составом».

Стационарный состав с положительной критичностью топливной смеси образуется при участии изотопов топлива, обладающих малыми сечениями деления на тепловых нейтронах, например, Pu240 Pu242, которые обычно извлекают переработкой.

Возможность работы реактора на топливе различного состава и формирование при долговременной работе «стационарных составов» раскрыта при  его моделировании[4].

Перед началом работы, прежде всего, на основе литературных публикаций[5, 6, 7] была сформирована матрица исходных данных для модели, которая включала сечения деления и сечения поглощения быстрых и тепловых нейтронов, периоды полураспадов, каналы распадов анализируемых изотопов и выход нейтронов при делении.

На предыдущих этапах анализа динамики было выяснено, что даже при небольших уровнях взаимообмена составов быстрого и теплового контуров реактора, составы быстро сближаются, поэтому в данной модели роль различия в составах зон не учитывалась.

Делящиеся вещества только часть времени находились в тепловой или быстрой активных зонах реактора, а все остальное время находились вне их. Это учитывалось умножением реальных потоков нейтронов реактора на относительное время нахождения вещества контуров в соответствующих зонах реактора.

Стационарные концентрации для каждого элемента смеси представимы в виде:

стационарные концентраци
где:     n –концентрация соответствующего актиноида состава;

            i – индекс данного актиноида;

            j- индекс предшественника данного актиноида;

- dniin/dt – поток вводимого воспроизводящего вещества;

- Ff – поток быстрых нейтронов в реакторе;

- Ft– поток тепловых нейтронов в реакторе;

- σct - сечение поглощения для тепловых нейтронов;

- σcf- сечение поглощения для быстрых нейтронов;

- σft - сечение деления для тепловых нейтронов;

- σff- сечение деления для быстрых нейтронов;

- σfullt – полное сечение реакций для тепловых нейтронов: σfullt = σct+ σft;

- σfullf– полное сечение реакций для быстрых нейтронов: σfullf = σcf + σff;

Ntact– количество вещества в тепловой активной зоне реактора;

Nfact – количество вещества в быстрой активной зоне реактора;

Nact – количество вещества в активной зоне реактора: Nact = Ntact + Nfact;

Nout – количество вещества вне активной зоны реактора;

Nfull – полное количество вещества в реакторе: Nfull = Nout+Nact.

Сразу видна основная причина, по которой данный тип реактора с циркулирующим топливом оказывается более эффективным, чем обычный реактор деления ядер.

Дело в том, что величина λ = 1/T обратно пропорциональна периоду полураспада каждого элемента. Она входит в уравнения, умноженной на отношение к объему активной зоны, всего объема в которой находится делящееся вещество. Поэтому период полураспада каждого элемента, как бы уменьшается, умножаясь на величину обратную этому отношению полураспад, поскольку часть времени актинид находится вне активной зоны реактора. За это увеличенное время происходит большее количество бета распадов в смеси, прежде всего, среди ядер, которые обладали высоким сечением захвата нейтронов и малым сечением деления, например, Th234.

После бета распадов прошедших в топливной смеси, параметр деления ядер (Z2/A) растет, ядро Th234 превращается, например, в Pa234 c сечением деления 500 Бн. Сечение деления растет и становится возможным более глубокое выгорание топлива. Часть ядер, например, Pu240, выгорает после захвата следующего нейтрона, поскольку Pu241 обладает сечением деления в 1000 Бн. При этом с ростом массы ядер, растет и выход нейтронов при их делении. Эта закономерность наблюдается и на цепочке последующих трансурановых элементов топливной смеси. Последовательно идет глубокое выгорание топлива.  

Данный способ, позволяет создать реактор с внутренним топливным циклом, в котором происходит выгорание фактически 100% исходного топлива. Реактор способен работать как на природном уране, так на обедненном уране и даже на отработанном ядерном топливе с высокой глубиной выгорания в процессе, при исполнении топливной смеси, в газовом, жидкосолевом и твердотельном виде. Реактор способен работать и на тории, запасы которого намного больше запасов урана.

В процессе работы реактора с внутренним топливным циклом доминирующими ядрами, на которых идет деление, остаются, как и ранее, в урановом цикле U235 и Pu239, а в ториевом цикле U233 и U235 которые обеспечивают основное энерговыделение в процессе. Реализация реактора с внутренним топливным циклом позволяет исключить регулярную переработку ТВЭЛ с целью выделения нарабатываемого Pu239 и фабрикации новых ТВЭЛ, и увеличить глубину его выгорания. Обязательность переработки топлива для быстрых реакторов требует создания крупнообъемных радиохимических производств работающих с высокорадиоактивными веществами, что резко ограничивает динамику их развития.  

Приведем динамику формирования стационарного состава топлива из природного урана и воспроизводящего состава из урана, обедненного до 0.22% по U235 урана в виде ОГФУ, при стартовом составе из природного урана, а также выберем структуру и режим при котором: Ntact/Nact=0.2, Nfact/Nact=0.8, Nfull/Ntact= 15, Nfull/Nact= 3, и Ff = 1014, а Ft= 1015 (1/см2сек), и получим следующую динамику наработки трансурановых элементов:

наработка
Рис 2. Динамика наработки его трансурановых элементов состава

нейтроны

Рис 3. Коэффициент размножения нейтронов в процессе формирования стационарного состава.

Где:коэффициент икоэффициент ,

У воспроизводящего вещества из обедненного урана коэффициент размножения нейтронов при делении ядер достигает величины: ktn = 0.74, а kfn = 1.12 и состав является глубоко подкритичным.

Таблица 1. Процентный состав основных изотопов стационарного состава топлива с воспроизводящим веществе из обедненного урана.

состав
Процентный состав изотопов стационарного топлива указан в строчке 2.

В строчке 3 показана относительная скорость выгорания с учетом концентрации. В ячейках с отрицательными знаками доминирует захват нейтронов и последующий их бета-распад, а в ячейках с положительными знаками доминирует деление топлива.     

Наличие в России порядка 700 000 тонн обедненного урана в виде гексафторида - ОГФУ отечественного происхождения и порядка 125 000 тонн западноевропейского ОГФУ, фактически бесплатных,  и возможность их выжигания в предлагаемом реакторе в его исходной форме, резко расширяют топливную базу ядерной энергетики.

Надо сказать, что разработка ядерного реактора работающего на гексафториде урана в СССР проводилась в пятидесятые годы И.К. Кикоиным и докладывалась еще на «второй Женеве»[5]. Были проведены глубокие разработки вплоть до разработки и испытания турбин, способных работать на гексафториде урана. Большой отрицательный коэффициент реактивности в зависимости от мощности реактора (расширение газа при нагреве и снижение его плотности в активной зоне), резко повышает его безопасность.       

Предлагаемый реактор является компаунд системой включающей ядерный реактор на быстрых нейтронах, реактор на тепловых нейтронах и содержащей дополнительно область термализации топливной смеси расположенную вне активной зоны реактора.

Предложенный реактор[3]  с внутренним топливным циклом, с разделением области циркулирования топлива на три различные зоны, требует и новых подходов к управлению поведением нейтронов в нем.

   Существующие ядерные реакторы теряют значимую часть нейтронов рожденных в цикле их работы, что резко снижает реальную глубину выгорания топлива. Причем, при управлении, формировании и использовании как быстрых, так и тепловых нейтронов фактически они используется только диффузное их отражение и взаимодействие с ядрами веществ и материалов участвующих в работе.

Несмотря на то, что это проверено более чем пятидесятилетней практикой работы ядерной энергетики, такой стохастический характер процессов резко ограничивает возможности ее развития, осложняет процессы управления подобными реакторами и снижает их безопасность.

В работе[6] было предложено устройство для формирования направленного потока нейтронов, или устройство селективной сепарации тепловых нейтронов.

В основе селективной сепарации тепловых нейтронов лежит использование эффектов отражения нейтронов от поверхности[7,8,9]. В семидесятые годы прошлого столетия, в работах Ю.Г. Абова, П.А. Крупчицкого и других, процессы отражения нейтронов от поверхности вещества были достаточно глубоко изучены.

Была показана их эффективность при создании и управлении направленными потоками нейтронов. Тогда же, по предложению В.Ф. Турчина[10] начались испытания суперзеркал для нейтронов на основе чередующихся тонких слоев покрытий нанесенных на эти поверхности.

Эти эффекты являются базой при создании устройств селективной сепарации тепловых нейтронов. Под селективной сепарацией мы понимаем процесс выделения из общего диффузного потока тепловых нейтронов, поток нейтронов, имеющих вектор скорости в выделенном диапазоне углов. Для селективной сепарации тепловых нейтронов профиль отражающей поверхности элементов структуры[6] должен выполняться таким, чтобы всякое последующее отражение захваченного ею нейтрона проходило под углом меньшим угла полного внешнего отражения веществом поверхности. Возможны варианты селективной сепарации тепловых нейтронов, когда сепарирующие каналы выполняются клиновидно, или если работа выхода вещества на их поверхности растет вдоль длины. 

В настоящее время проведены испытания[11] отдельных селектирующих пластин, показано наличие эффекта селективной сепарации нейтронов и готовится эксперимент с пакетом таких пластин.
фото

 При соответствующем выборе кривизны поверхности пластин селектирующих элементов и высоком качестве их изготовления возможно формирование тонких плотных пристеночных потоков нейтронов стекающих с одного их краев пластины.

Важно, что при соответствующем выборе вещества селектирующих пластин и их покрытия, или суперзеркального покрытия, можно управлять эффективностью ЗФС управляя внешним наложенным магнитным полем, что существенно улучшает динамику управления процессами в реакторе вплоть до мили- и микросекундного диапазона.

Толщина селектированного потока тепловых нейтронов может составлять единицы микрон, а поскольку плотность нейтронов в потоке растет с ростом площади пластин, то при ее росте плотность в потоке может превышать плотность исходного диффузного поля тепловых нейтронов[12], в котором помещены селектирующие пластины.

Кроме того, целесообразно суммирование отселектированных потоков нейтронов с отдельных  пластин в выделенном геометрическом фокусе замедляющее-селектирующей структуры, а это даже при небольших размерах структуры, с внутренним диаметром[12] ее в 100 мм,  может увеличить плотность потока тепловых нейтронов в нем, еще больше – в 100-1000 раз. Притом, при соответствующем выборе вещества селектирующей структуры, время селекции нейтронов структурой может быть меньше чем время жизни нейтронов в ней и отдельный нейтрон может пересечь область фокуса структуры до 5 и более раз, что еще более увеличивает потенциальные возможности ЗФС.

Описание возможных конструкций реактора начнем с варианта наиболее близкого к варианту, описанному в патенте[3]. Ядерный реактор, предлагаемый для реализации способа, может быть схематически представлен следующим образом.

      Топливная композиция (См. рис.6) помещенная в рабочие контуры циркулирует через зону деления реактора. Рожденные в реакторе быстрые нейтроны, пройдя через вещество топливной композиции и частично провзаимодействовав с ним, входят в устройство формирования направленного потока нейтронов, двигаются в нем и отдают ему свою энергию, отводимую от структуры потоком теплоносителя. Потерявшие свою энергию тепловые нейтроны диффундируют в веществе замедлителя и, отражаясь от поверхностей его анизотропной структуры, формируются в направленный к фокусной области поток нейтронов, поэтому в нем существенно растет плотность потока нейтронов.

Эти потоки сходятся на веществе теплового контура и, реагируя с ним, рождают поток быстрых нейтронов. За счет расположения контуров в зоне прямой видимости и отражения нейтронов от внутренней стенки ЗФС, потоки пересекаются на веществе топливной композиции быстрого контура. Нейтроны, которые не взаимодействовали с веществом топливной композицией, замедляют и возвращают устройством формирования направленного потока нейтронов (ЗФС). Это позволяет вновь сформировать совместный поток тепловых нейтронов, направленный в тепловой контур. Цикл жизни нейтронов повторяется. В реакторе раздельно формируют потоки быстрых и тепловых нейтронов.

Нейтроны, идущие в тепловую зону, не содержат нейтронов промежуточных энергий, они чисто тепловые, спектр потоков быстрых нейтронов из-за отсутствия в зоне деления замедляющего вещества максимально жесткий.

реактор
Рис 6. Рисунок реактора для реализации способа

Важно, что из-за малой расходимости потока тепловых нейтронов возвращаемых кольцевой замедляющее фокусирующей структурой размеры активной зоны могут быть уменьшены до единиц миллиметров. И поэтому, мы, можем с ее использованием сделать линейный одно ТВЭЛ-ный реактор, или газовый реактор с лазерным выводом мощности.

Сформулируем принципы безопасности положенные в основу реактора

  1. Неконтролируемая цепная реакция должна быть принципиально невозможна.
  2. Единовременное количество делящихся материалов в активной зоне должно быть так мало, чтобы даже при нарушении первого принципа инцидент не привел ни к каким нарушениям работы аппарата.
  3. Топливный состав не выводится за пределы защитной оболочки реактора до его полного выгорания, а коэффициент размножения топливного состава в процессе работы стабилизируют на минимальном уровне, исключающем неуправляемый рост мощности в реакторе.
  4. Скорость управления нейтронным потоком в активной зоне, должна быть выше максимально возможной скорости изменения мощности реактора. 

Прежде всего, в реакторе зона деления и зона формирования нейтронного потока разделены пространственно. Реактор является предельно гетерогенным.

Нейтроны деления сразу покидают зону деления, не участвуя во вторичных реакциях деления. Этим исключается возможность самопроизвольной цепной реакции.

Торможение быстрых нейтронов происходит в глубине ЗФС и поток нейтронов, которые вернулись в зону деления, является тепловым. В спектре нейтронов активной зоны промежуточные нейтроны отсутствуют.

Размеры активной зоны реактора, могут, быть в пределе, снижены до единиц миллиметров, а значит поток нейтронов и плотность нейтронов в этом потоке, в фокусной области реактора, можно увеличить до величин порядка 1016 – 1019 нейтр/см.кв*сек. .

В энергетических реакторах, делящееся вещество находится в твердом виде с плотностью до 1022 ядер вещества/см.куб, с объемом вещества в реакторе – до 100 тонн урана. Поток нейтронов в реакторе мал – до 1012 - 1014 нейтр/см.кв*сек и управление реактором, идет поглощением нейтронов. Концепция безопасности реакторов основана создании трех и более барьеров на пути выброса вещества разрушенного аварией.

Но любые барьеры не удержат выброса, если аварийный всплеск потока нейтронов становится выше некоторого предела характерного для каждого реактора, что и показала авария на ЧАЭС.

Целесообразно плотность нейтронов активной зоне реактора делать максимально большой. При этом появляется возможность уменьшить плотность (давление) делящегося вещества (в газовом или паровом виде) в области активной зоны до долей атмосферы и время его пребывания в нем до сотых долей секунды при сохранении мощности реактора. Процесс становится максимально управляемым регулированием подачи вещества в зону деления и взрыв всей массы делящегося вещества реактора просто невозможен.

Таким образом, реактор безопасен, если поток нейтронов в нем максимален, а плотность делящегося вещества и критичность состава минимальны, но достаточны для взаимодействия и деления за время его перемещения через поток нейтронов в активной зоне реактора.

Режим работы реактора можно разбить на следующие стадии:

1) начальное выгорание исходных делящихся изотопов топлива стартового состава, которое характеризуется избытком нейтронов и положительной критичностью топливной смеси в “тепловом” контуре в зависимости от степени ее первичного обогащения;

2) насыщение и стабилизация состава смеси промежуточными нуклидами при вводе воспроизводящего вещества. Стадия характеризуется поглощением нейтронов и падением критичности составов (стадии могут перекрываться, а общая критичность топливной смеси может быть большей единицы все время до стабилизации составов);

3) стационарный режим выгорания с вводом воспроизводящего вещества. Стадия характеризуется критичностью топливной смеси большей единицы и стационарным нуклидным составом топлива в обоих контурах;

4) режим выведения реактора из эксплуатации - на этой стадии прекращается подпитка реактора свежим воспроизводящим веществом и идет выгорание топливной смеси с плавным снижением критичности и уменьшением концентрации актинидов в ней. (Стационарный состав можно перегрузить в новый реактор и продолжить работу в нем.)

Существенным отличием предлагаемого способа от существующих и находящихся в стадии опытной отработки является то, что способ не требует проведения переработки топлива ни с целью ввода в реактор, ни для долговременного хранения или захоронения не выгоревших его остатков.

Особо следует рассмотреть вопрос обращения с продуктами деления. Поскольку осколки деления существенно отличаются от актинидов по массам и по их химическим свойствам, это позволяет проводить их непрерывное выделение из вещества топливной композиции, отделять от делящихся веществ в ней и поддерживать их количество на уровне, который практически не влияет на поглощение нейтронов. Часть осколков деления, особо Cs-137 и Sr-90, могут быть возвращены в стационарную смесь в основную фокусную область или в дополнительную фокусную область и трансмутированы там, в стабильные вещества. Выдержка продуктов деления и трансмутация долгоживущих радиоактивных продуктов деления может проводиться по данному же способу, т.к. способ позволяет организовать отдельную фокусную область и направить в нее избыточные нейтроны, переводя основную массу радиоактивных осколков в стабильные нуклиды.

Из вещества топливной композиции выполненной в виде отдельных топливных элементов или оболочек осколки могут не извлекаться, поскольку вследствие относительно малого сечения взаимодействия их с нейтронами их вклад будет небольшим вплоть до высокого уровня выгорания исходного топлива.

Процесс энергопреобразования в реакторе существенно зависит от того варианта конструкции активной зоны и топливного состава, которые взяты за основу реактора.

При этом, управляя составом топливной смеси, включая состав теплоносителя дополнительно вводимого в контур и скоростью перемещения его через активную зону реактора, можно в широком диапазоне изменять температуру смеси на выходе. Это резко расширяет спектр различных устройств, которые можно применять для преобразования выделившейся энергии.

Это могут быть как обычные тепловые машины, как с дополнительным контуром теплоносителя, так и без него, так и другие преобразователи, включая МГД и ЭГД генераторы, или преобразователи энергии в водород, кислород и энергетически насыщенные химические соединения.

Особый интерес представляет лазерное преобразование выделившейся энергии, поскольку область деления может быть выполнена в виде длинной протяженной структуры. При этом может быть сформирован и использован как лазер с рабочим телом на гексафториде урана, так и, при использовании в качестве теплоносителя, гелий-неоновой смеси, гелий-неоновый лазер, КПД их высоко, а технологическое применение мощных световых пучков крайне интересно.

Представленная выше схема работы устройства может быть модифицирована в широком диапазоне вариантов его исполнения, в том числе и в мобильных его вариантах.

Библиографический список:

1. Bukharin Oleg. Understanding Russia’s Uranium Enrichment Complex. – Science and Global Security, 2004, Volume 12, pp. 193-218
2. Costs and Risks of Depleted Uranium from Proposed Enrichment Facility. - Science for Democratic Action, volume 13, #2, June 2005
3. «Способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер и устройство для его осуществления» Патент RU №2075116. «Устройство для формирования направленного потока нейтронов», Патент RU №1821818.
4. Исследование долговременной динамики топливной смеси в ядерном реакторе с циркулирующим топливом Дробышевский Ю.В. Столбов. С. Н. http://systemwork.ucoz.ru/_ld/0/12___.pdf
5. I.K. Kikoin, V.A. Dmitrievsky, Y.Y. Grigoriev, B.G. Bubovsky, S.V. Kersnovsky, «Experimental Reactor with Gaseous Fissionable Substance (UF6)», Proceedings of the Second International Conference on the Peacefull Uses of Atomic Energy, Geneva 1958, v2. P 528.
6. «Устройство для формирования направленного потока нейтронов», Патент RU №1821818.
7. И.И. Гуревич, В.П. Протасов «Нейтронная физика», М., Энергоатомиздат, 1997г.
8. Н.А. Власов, «Нейтроны», издательство Наука, М., 1971.
9. В.К. Игнатович, Нейтронная оптика, М. Физматлит, 2006.
10. В.Ф. Турчин «Дифракция медленных нейтронов на слоистых структурах», Атомная Энергия, 1967, т. 22, 12 с 119.
11. В.А. Варлачев, Ю.В. Дробышевсий, С.А. Некрасов, Г.Н. Петров, А.К. Прохоров, С.Н. Столбов, Экспериментальная регистрация селективной сепарации тепловых нейтронов, «SCI-ARTICLE.RU», №10 (июнь) 2014, http://sci-article.ru/stat.php?i=1401523674
12. Ю.В. Дробышевсий, С.Н. Столбов, Замедляюще фокусирущая структура. «SCI-ARTICLE.RU», №13, 2014, http://sci-article.ru/stat.php?i=1405007861




Рецензии:

8.02.2015, 13:57 Мордашев Владимир Михайлович
Рецензия: Статья посвящена возможности создания ядерного реактора с внутренним топливным циклом, в котором происходит выгорание фактически всего исходного топлива. Проблема такого топливного цикла крайне актуальна, предлагаемое решение - привлекательно и достаточно обосновано. Рекомендую опубликовать



Комментарии пользователей:

Оставить комментарий


 
 

Вверх