Автореферат диссертации канд. техн. наук (05.14.03 - ядерные
энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и
вывод из эксплуатации); рук. работы В. С. Харитонов. Москва: НИЯУ
МИФИ, 2011 . 23 с. Библ. – 13 . Илл. - 12 табл. – 2 . Распознано. В
работе 4 раздела.
Сама диссертация состоит из введения, четырех разделов, заключения, списка литературы из 52 наименований и приложения. Текст работы изложен на 111 страницах, содержит 34 рисунка и 9 таблиц.
Введение. К настоящему времени проведен большой объем работ по экспериментальному определению теплофизических свойств (ТФС) ядерного топлива и твэлов ядерных энергетических установок (ЯЭУ), накопле-на обширная информация по температуропроводности диоксида урана для выгораний до 65 МВт∙сут/кг U.
Совершенствование технологии изготовления топлива и твэлов для реакторов на быстрых нейтронах подразумевает использование виброуплотненного топлива и топлива на основе инертных матриц, что, в свою очередь, определяет необходимость разработки метода определения ТФС твэлов, изготовленных по таким технологиям. Разрабатываемые методы должны позволять, в том числе, оценивать изменение ТФС отработавшего топлива.
Развитие новых технологий по производству ядерного топлива из диоксида урана (введение легирующих добавок, использование ультрадисперсных фракций) приводит к необходимости проведения измерений теплопроводности при температурах 80–340 К. В этом диапазоне теплопроводность и теплоемкость чувствительны к вводимым примесям и структурным особенностям материалов. Данные по новым материалам в этой области температур отсутствуют.
Таким образом, развитие методов теплофизического исследования ядерного топлива является актуальным направлением исследований.
Цель работы - теоретическое обоснование и разработка нестационарных методов определения теплофизических свойств ядерного топлива на основе импульсного нагрева.
Сама диссертация состоит из введения, четырех разделов, заключения, списка литературы из 52 наименований и приложения. Текст работы изложен на 111 страницах, содержит 34 рисунка и 9 таблиц.
Введение. К настоящему времени проведен большой объем работ по экспериментальному определению теплофизических свойств (ТФС) ядерного топлива и твэлов ядерных энергетических установок (ЯЭУ), накопле-на обширная информация по температуропроводности диоксида урана для выгораний до 65 МВт∙сут/кг U.
Совершенствование технологии изготовления топлива и твэлов для реакторов на быстрых нейтронах подразумевает использование виброуплотненного топлива и топлива на основе инертных матриц, что, в свою очередь, определяет необходимость разработки метода определения ТФС твэлов, изготовленных по таким технологиям. Разрабатываемые методы должны позволять, в том числе, оценивать изменение ТФС отработавшего топлива.
Развитие новых технологий по производству ядерного топлива из диоксида урана (введение легирующих добавок, использование ультрадисперсных фракций) приводит к необходимости проведения измерений теплопроводности при температурах 80–340 К. В этом диапазоне теплопроводность и теплоемкость чувствительны к вводимым примесям и структурным особенностям материалов. Данные по новым материалам в этой области температур отсутствуют.
Таким образом, развитие методов теплофизического исследования ядерного топлива является актуальным направлением исследований.
Цель работы - теоретическое обоснование и разработка нестационарных методов определения теплофизических свойств ядерного топлива на основе импульсного нагрева.