eng
Просмотры: 1103
06.07.2016
Ученые АО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени А.А. Бочвара» запатентовали новый способ концентрирования изотопов азота. Об этом сообщает пресс-служба института.
В АО «ВНИИНМ» нашли альтернативный способ разделения стабильных изотопов азота азота-14 и азота-15. Способ концентрирования изотопов азота включает проведение противоточного массообменного процесса с использованием молекулярного азота в качестве рабочего вещества. Изобретение обеспечивает повышение коэффициента разделения изотопов азота и эффективное и экологически безопасное концентрирование изотопа азота-15. «Нами предложено возможное техническое решение, которое позволит совместить с одной стороны молекулярный азот, как рабочее тело, с другой стороны повысить эффективность такого процесса. По коэффициенту обогащения мы сможем подняться в 3-4 раза», - отметил старший научный сотрудник АО «ВНИИНМ» Алексей Лизунов.
Разделение изотопов азота необходимо для успешной реализации программы создания уплотненного нитридного топлива для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
Подробнее о нитридном топливе читайте в книге С.В.Алексеева Нитридное топливо для ядерной энергетики.
В книге рассматривается нитридное топливо на основе мононитрида урана. Анализируется технология его получения, и приводятся данные основных свойств.
Монография состоит из 5 глав. В первой главе дан общий обзор состояния мировой энергетики и место в ней ядерной энергетики. Кратко характеризуются твэлы различных реакторов. Показана необходимость развития реакторов на быстрых нейтронах. В главах 2-5 рассматриваются вопросы получения и приводятся данные о наиболее важных физических и химических свойствах. Большое внимание уделяется вопросу влияния примесей (кислорода и углерода) на свойства UN и (U,Pu)N и состава карбонитридного топлива U(C,N), (U,Pu)C,N и U,Zr(C,N) на их свойства. Особое значение уделено совместимости с конструкционными материалами и теплоносителем, структурным изменениям при выгорании, радиационному распуханию и выделению газообразных продуктов деления.
Книга предназначена для научных работников и инженеров, работающих в области исследования и применения нитридного ядерного топлива.
Разделение изотопов азота необходимо для успешной реализации программы создания уплотненного нитридного топлива для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
Подробнее о нитридном топливе читайте в книге С.В.Алексеева Нитридное топливо для ядерной энергетики.
В книге рассматривается нитридное топливо на основе мононитрида урана. Анализируется технология его получения, и приводятся данные основных свойств.
Монография состоит из 5 глав. В первой главе дан общий обзор состояния мировой энергетики и место в ней ядерной энергетики. Кратко характеризуются твэлы различных реакторов. Показана необходимость развития реакторов на быстрых нейтронах. В главах 2-5 рассматриваются вопросы получения и приводятся данные о наиболее важных физических и химических свойствах. Большое внимание уделяется вопросу влияния примесей (кислорода и углерода) на свойства UN и (U,Pu)N и состава карбонитридного топлива U(C,N), (U,Pu)C,N и U,Zr(C,N) на их свойства. Особое значение уделено совместимости с конструкционными материалами и теплоносителем, структурным изменениям при выгорании, радиационному распуханию и выделению газообразных продуктов деления.
Книга предназначена для научных работников и инженеров, работающих в области исследования и применения нитридного ядерного топлива.
Комментарии читателей
