Меню
Главная
Авторизация/Регистрация
 
Главная arrow Техника arrow Атомная энергетика XXI века

Контрольные вопросы

  • 1. Перечислите типы ядерных топливных циклов.
  • 2. Каково содержание каждой из стадий ЯТЦ?
  • 3. В чем состоит основное различие открытого и замкнутого ЯТЦ?
  • 4. Что такое отработавшее (облученное) ядерное топливо?
  • 5. Каков элементный состав ОЯТ?
  • 6. В чем заключаются технологии хранения ОЯТ?
  • 7. Для чего нужна переработка ОЯТ?
  • 8. Каковы методы переработки ОЯТ?
  • 9. Что такое матричное ядерное топливо?
  • 10. В чем заключаются достоинства нитридного топлива для быстрых реакторов?
  • 11. Как классифицируются радиоактивные отходы?
  • 12. Как обезвреживаются радиоактивные отходы?

Список литературы

  • 1. Ресурсы урана, производство и потребности (Красная книга). Париж: Агентство по атомной энергии при ОЭСР и МАГАТЭ, 2009.
  • 2. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл / В.М. Лебедев. — М.: Энергоатом- издат, 2005.
  • 3. Sokolova 1. Status of Spent Fuel Development in Russia / 1. Sokolova. — M.: Rosatom, 2003.
  • 4. The Future of Nuclear Power. An Interdisciplinary MIT Study, 2003. Интернет- ресурс: http://web.mit.edu/nuclearpower.
  • 5. Малышсвский B.C. Ядерный топливный цикл / В.С. Малышевский. — Рос- гов-на-Дону: Ростиздат, 2003.
  • 6. Mononitride Uranium-Plutonium Fuel of Fast Lead Cooled Reactors / A. Vatulin et al. // Proc. of the conf. «ICONEi 1-36414». 2003.
  • 7. Rogozkin B.D. Production and Studies of U and Pu Nitrides as Nuclear Fuel and Forms of Weapon's Grade Plutonium Storage / B.D. Rogozkin, F.G. Reshetnikov, Yu.K. Bibilashvili // Proc. of the conf. «Global-1995». 1995. V. 2. P. 1359.
  • 8. Mononitride Mixed Fuel for Fast Reactors / B.D. Rogozkin et al. // Technical Committee on Unconventional Options for Pu Disposition. Obninsk, November 1994.
  • 9. Arai Y. Fabrication of UPuN Fuel Pellets / Y. Arai, S. Fukuchimo // J. Nucl. Mater. 1989. V. 168. P. 280.
  • 10. Preliminary Experimental Design Substantiation of Fuel Element with Mononitride Fuel and Lead Sublayer for the BREST Reactors / B.D. Rogozkin et al. // International Workshop on Using Heavy Liquid Metal Coolants. Obninsk. October 1998.
  • 11. Electrorefining of Uranium and Plutonium from Liquid Cadmium / Z. Tomczuk et al. // ASME Trans. 1985. V. 50. P. 204—205.
  • 12. Перспективные топливные циклы энергетических реакторов на основе неводных способов переработки облученного топлива / А.Ф. Грачев и др. // Атомная энергия. 2004. Вып. 5. С. 346—354.
  • 13. Состояние и перспективы технологии переработки облученного топлива / А.С. Поляков и др. // Материалы конф. Минатома России «Ядерный топливный цикл». М., 2000. С. 35—45.
  • 14. Разработка неводных технологий регенерации ОЯТ. Состояние, проблемы, перспективы / А.В. Ватулин и др. // Материалы Междунар. конф. «Обращение с облученным ядерным топливом 2002: Новые инициативы России». М., 2002.
  • 15. Status and Advances in МОХ Fuel Technology // IAEA Techn. Reports Series. 2003. №415. P.92—105.
  • 16. Курина И.С. Исследования вопросов использования топлив с инертными матрицами для уменьшения запасов плутония / И.С. Курина, В.М. Троянов // Новые материалы атомной техники (Материалы семинара межрегионального общества материаловедов). М., 2003. С. 18—25.
  • 17. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблемы РАО и нераспространения / В.В. Орлов и др. // Тезисы докл. Междунар. науч.-техн. конф. «Атомная энергетика и топливные циклы» (NFEC-1). Москва — Димитров- град, 2003. С. 16—17.
  • 18. Uranium Information Center. Интернет-ресурс: http:www.uic.com.au/ne3.htm.
 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >
 

Популярные страницы