Навигация
Архив выставки новых поступлений | Отечественные поступления | Иностранные поступления | Сиглы
ОбложкаПроведение комплекса научно-технических и инженерных работ по приведению бывшего Семипалатинского испытательного полигона в безопасное состояние: в 3 т. Т.3 / Н.А.Назарбаев и др. - Курчатов: Национальный ядерный центр РК, 2016. - 596 с.: ил. - Библиогр. в конце глав. - ISBN 978-9965-675-96-6
Шифр: (И/Ц-П782/N 3) 02
 

Место хранения: 02 | Отделение ГПНТБ СО РАН | Новосибирск

Оглавление / Contents
 
Введение ........................................................ 3

Глава 1. Экспериментальная база и ее модификация ................ 9
1.1  Реакторные комплексы. История создания и современное
     состояние .................................................. 9
     1.1.1  Комплекс исследовательских реакторов «Байкал-1» .... 12
     1.1.2  Комплекс исследовательского реактора ИГР ........... 15
     1.1.3  Основные научно-исследовательские работы,
            выполненные на реакторных комплексах НЯЦ РК ........ 16
     1.1.4  Нереакторные экспериментальные стенды и установки .. 18
1.2  Материаловедческий комплекс ............................... 19
     1.2.1  Лаборатория термических испытаний материалов ....... 20
     1.2.2  Лаборатория испытаний конструкционных и топливных
            материалов ......................................... 23
     1.2.3  Лаборатория внутриканальных испытаний .............. 32
1.3  Казахстанский материаловедческий токамак КТМ .............. 35
     1.3.1  Основные понятия и общие сведения о токамаках ...... 35
     1.3.2  Идея создания токамака КТМ и требования по выбору
            параметров. Основные параметры установки ........... 37
     1.3.3  Основные системы токамака КТМ ...................... 40
     1.3.4  Рабочий цикл токамака КТМ .......................... 49
     1.3.5  Статус реализации проекта КТМ ...................... 51
     1.3.6  Программа научных исследований на токамаке КТМ ..... 54
     1.3.7  Международное сотрудничество ....................... 58
     1.3.8  Значение проекта КТМ для Республики Казахстан ...... 60

Глава 2. Обзор основных работ по совершенствованию
инфраструктуры СИП ............................................. 65
2.1  Прием и хранение радиоактивных отходов и источников
     ионизирующего излучения ................................... 65
2.2  Опыт хранения отработавшего топлива реактора ИГР .......... 70
     2.2.1  Общие сведения о хранилище отработавшего топлива
            реактора ИГР ....................................... 70
     2.2.2  Состояние деталей и материалов хранилища ........... 73
     2.2.3  Радиационная обстановка в хранилище и на
            прилегающей территории ............................. 77
2.3  Опыт транспортировки и хранения ОЯТ реактора БН-350 ....... 78
2.4  Центр транспортного контроля перевозок радиоактивных
     материалов ................................................ 86
2.5  Вывоз высокообогащенного топлива реакторов РГП НЯЦ РК ..... 91
2.6  Оценка возможности конверсии реакторов РГП НЯЦ РК
     на низкообогащенный уран ................................. 100
     2.6.1  Ход выполнения работ .............................. 102
     2.6.2  Основные этапы выполнения работ по конверсии
            реакторов РГП НЯЦ РК .............................. 103
     2.6.3  Проведение исследований и анализ результатов.
            Положительные и отрицательные последствия
            конверсии ......................................... 104
2.7  Поддержка режима нераспространения ядерных материалов .... 113
     2.7.1  Идентификация топливных деталей реакторов ИВГ.1,
            ИРГИТиРА .......................................... 114
     2.7.2  Идентификация топливных деталей реактора ИВГ.1М ... 130
     2.7.3  Идентификация топливных деталей реактора ИГР ...... 136
2.8  Исследования в поддержку создания и эксплуатации
     токамака КТМ ............................................. 138
2.9  Изучение возможности использования газодинамического
     метода для изменения плотности плазмы .................... 149

Глава 3. Исследования в обоснование дальнейшего развития
реакторных комплексов ИАЭ НЯЦ РК .............................. 165
3.1  Исследования прямого преобразования ядерной энергии
     в энергию оптического излучения .......................... 165
     3.1.1 Реакторные эксперименты по исследованию спектров
     люминесценции газовых смесей ............................. 167
3.2  Исследования элементного состава материалов ядерной
     техники с помощью нейтронно-активационного анализа ....... 180
3.3  Конвертер тепловых нейтронов в термоядерные .............. 187
     3.3.1  Определение параметров и технических
            характеристик конвертера тепловых нейтронов в
            термоядерные нейтроны на базе ФКЭ реактора
            ИВГ.1М ............................................ 189
     3.3.2  Нейтронно-физические расчеты различных схем
            облучения дейтерида лития ......................... 198
     3.3.3  Результаты расчетов по оценке изменения спектра
            нейтронов в центре A3 реактора при наличии
            конвертера и без него ............................. 207
3.4  Проект вывода реактора РА из эксплуатации ................ 215
3.5  Технико-экономические исследования по утилизации
     топлива БН-350 ........................................... 222
     3.5.1  Переработка и утилизация ОЯТ БН-350 в РФ .......... 225
     3.5.2  Захоронение ОЯТ БН-350 в ПЗРО шахтного типа ....... 227
     3.5.3  Захоронение ОЯТ БН-350 в ПЗРО в глубоких
            скважинах ......................................... 230
3.6  Технико-экономическое обоснование создания
     Республиканского центра по переработке и длительному
     хранению РАО и ИИИ ....................................... 232
3.7  Проблема модернизации реакторов РГП НЯЦ РК ............... 244
     3.7.1  Текущая и перспективная востребованность
            исследовательских реакторов ....................... 245
     3.7.2  Инвестиционный проект «Модернизация
            исследовательских ядерных реакторов РГП
            «Национальный ядерный центр Республики
            Казахстан» ........................................ 252
3.8  Модернизация информационно-измерительных систем
     реактора ИВГ.1М .......................................... 264
     3.8.1  История развития ИИС .............................. 265
     3.8.2  Анализ действующей ИИС ............................ 270
     3.8.3  Комплекс технических и программных средств ........ 271
     3.8.4  Результаты первого этапа модернизации ............. 274
3.9  Технико-экономические исследования по строительству
     энергоблока ВТГР ......................................... 279
3.10 Разработка технологии тепловых энергетических реакторов
     с высоким воспроизводством делящихся веществ ............. 285

Глава 4. Исследования процессов и последствий
аварий на АЭС ................................................. 301
4.1  Предпосылки для изучения процессов сопровождающих
     тяжелые аварии энергетических реакторов и краткий обзор
     проектов ................................................. 301
4.2  Моделирование взаимодействия кориума легководного
     реактора с водой в реакторе ИГР .......................... 306
     4.2.1  Условия проведения экспериментов .................. 307
     4.2.2  Результаты экспериментов .......................... 309
     4.2.3  Макроструктура фрагментов ......................... 311
     4.2.4  Микроструктура и состав фрагментов ................ 313
     4.2.5  Заключение ........................................ 320
4.3  Изучение процессов тяжелых аварий реакторных установок ... 320
     4.3.1  Проект COTELS ..................................... 320
     4.3.2  Проект INVECOR .................................... 341
4.4  Исследование условий и устройств, исключающих
     возникновение повторной критичности при тяжелых авариях
     быстрых реакторов, охлаждаемых натрием ................... 357
     4.4.1  Внутриреакторные эксперименты ..................... 358
     4.4.2  Внереакторные исследования ........................ 373
4.5  Исследования тяжелых аварий на реакторах ASTRID и
     MYRRHA ................................................... 392
     4.5.1  Проект SAIGA ...................................... 392
     4.5.2  Проект MYRRHA ..................................... 399

Глава 5. Исследования материалов ядерных и термоядерных
реакторов ..................................................... 410
5.1  Коррозионная и радиационная стойкость конструкционных
     и топливных материалов реакторов ......................... 410
     5.1.1  Коррозионная стойкость материалов реактора
            ИВГ.1М ............................................ 410
     5.1.2  Радиационная стойкость материалов реактора
            ИВГ.1М ............................................ 430
     5.1.3  Коррозионная стойкость материалов реактора ИГР .... 434
5.2  Исследование воздействия сильноточного пучка электронов
     на материал защиты первой стенки ИТЭР .................... 442
5.3  Исследование влияния плазмы на кандидатные материалы
     ТЯР ...................................................... 460
     5.3.1  Имитационный стенд с плазменно-пучковой
            установкой ........................................ 461
     5.3.2  Методики исследования параметров плазменно-
            пучкового разряда и материаловедческих
            исследований ...................................... 463
     5.3.3  Методика исследования взаимодействия плазмы с
            материалами и выбор режимов плазменно-пучкового
            воздействия ....................................... 466
     5.3.4  Эксперименты по моделированию радиационных
            повреждений под воздействием плазмы ............... 467
5.4  Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными
     и функциональными материалами ядерных и термоядерных
     установок ................................................ 473
     5.4.1  Методы проведения исследований .................... 474
     5.4.2  Экспериментальные установки для проведения
            исследований ...................................... 481
     5.4.3  Реакторные облучательные устройства для
            проведения экспериментов .......................... 491
     5.4.4  Особенности методики проведения исследований
            взаимодействия изотопов водорода с
            конструкционными и функциональными материалами
            при облучении на реакторе ИВГ.1М .................. 495
     5.4.5  Основные результаты, полученные в исследованиях ... 495
5.5  Технология получения конструкционных материалов
     с улучшенными эксплуатационными свойствами ............... 500
5.6  Исследования структуры, состава и свойств получаемых
     материалов ............................................... 507
     5.6.1  Влияние электролитно-плазменной цементации на
            структуру и фазовый состав конструкционной стали .. 510
     5.6.2  Влияние электролитно-плазменного азотирования на
            структуру и фазовый состав стали .................. 521
     5.6.3  Влияние электролитно-плазменной нитроцементации
            на структуру и фазовый состав стали ............... 531
     5.6.4  Влияние электролитно-плазменной обработки на
            механические свойства поверхностного слоя стали ... 549

Заключение .................................................... 589

Архив выставки новых поступлений | Отечественные поступления | Иностранные поступления | Сиглы
 

[О библиотеке | Академгородок | Новости | Выставки | Ресурсы | Библиография | Партнеры | ИнфоЛоция | Поиск | English]
  Пожелания и письма: www@prometeus.nsc.ru
© 1997-2017 Отделение ГПНТБ СО РАН (Новосибирск)
Статистика доступов: архив | текущая статистика
 

Документ изменен: Fri Nov 25 10:09:36 2016. Размер: 13,483 bytes.
Посещение N 161 c 27.12.2016