Filters
Results 1 - 1 of 1
Results 1 - 1 of 1.
Search took: 0.025 seconds
Ponomarev-Stepnoj, N.N.; Glushkov, E.S.; Grebennik, V.N.
Rossijskij Nauchnyj Tsentr Kurchatovskij Institut, Moscow (Russian Federation)2007
Rossijskij Nauchnyj Tsentr Kurchatovskij Institut, Moscow (Russian Federation)2007
AbstractAbstract
[en] The experience of development of reactor plants in Russia has demonstrated that the optimum structure of the nuclear power industry shall combine fast reactors that would generate power and breed fissile material and thermal reactors performing functions of regulation and co-generation of electricity and high-temperature heat for industrial and process purposes. A promise offered by the use of gas cooled fast breeder reactors (BGR) in the nuclear power industry is shown. The Russian experience in developing BGR is discussed. Advantages of BGR over liquid metal cooled fast reactors are presented. Possibilities for improvement of breeding of fissile material in BGR through the use of denser fuel compared to oxide fuels, namely carbides and nitrides, are considered. Based on the previously obtained experience, a conclusion is made that development and use of high-temperature gas cooled thermal (HTGR) and fast (BGR) reactors shows promise for the nuclear energy of the 21- century
[ru]
Опыт разработки реакторных установок в России показал, что оптимальная структура ядерной энергетики должна сочетать быстрые реакторы, вырабатывающие энергию и воспроизводящие делящийся материал, и тепловые реакторы, которые выполняют функции регулирования, комбинированной выработки электроэнергии и высокотемпературного тепла для промышленных и технологических целей. Была показана перспективность использования в ядерной энергетике быстрых газо-охлаждаемых реакторов (БГР). Обсуждается опыт разработки БГР в России. Представлены преимущества БГР по сравнению с быстрыми жидкометаллическими реакторами. Рассмотрены возможности улучшения воспроизводства делящегося материала в БГР за счет использования более плотного по сравнению с оксидным топлива, а именно карбидов и нитридов. На основе ранее полученного опыта делается вывод о перспективности разработки и применения высокотемпературных газо-охлаждаемых реакторов как на тепловых (ВТГР), так и на быстрых (БГР) нейтронах в ядерной энергетике 21 векаOriginal Title
Opyt razrabotki bystrykh gazovykh reaktorov v Rossii
Primary Subject
Source
2007; 70 p; 32 refs., 27 figs., 16 tabs.
Record Type
Report
Literature Type
Numerical Data
Report Number
Country of publication
BREEDER REACTORS, DATA, ELEMENTS, EPITHERMAL REACTORS, EXPERIMENTAL REACTORS, FAST REACTORS, FBR TYPE REACTORS, FLUIDS, GAS COOLED REACTORS, GASES, GRAPHITE MODERATED REACTORS, INFORMATION, KINETICS, NONMETALS, NUCLEAR FACILITIES, NUCLEAR FUEL CONVERSION, NUMERICAL DATA, POWER PLANTS, RARE GASES, REACTION KINETICS, REACTOR COMPONENTS, REACTORS, RESEARCH AND TEST REACTORS, THERMAL POWER PLANTS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue