2021
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2021.111430
|View full text |Cite
|
Sign up to set email alerts
|

Status on performance study of mixed nitride fuel pins of BREST reactor type

Help me understand this report

Search citation statements

Order By: Relevance

Paper Sections

Select...
2
2
1

Citation Types

0
1
0
4

Year Published

2022
2022
2025
2025

Publication Types

Select...
6

Relationship

0
6

Authors

Journals

citations
Cited by 6 publications
(5 citation statements)
references
References 7 publications
0
1
0
4
Order By: Relevance
“…虽然我国多个单位开展了粉 末真空热压烧结等氮化物芯块制备工艺研究 [22] , 但总 体来说还在起步阶段. 国际上俄罗斯进展较快, 氮化 物芯块已经在BOR-60和BN-600中开展了辐照验证, 最大达到9.0 at%的燃耗和107.6 dpa的辐照剂量 [23] , 并 被国际首个在建的第四代反应堆BREST-OD-300采 用 [24] . 本方案采用的氮化物多孔燃料的烧结、加工等 制备工艺研发是实现应用的关键, 此外, 燃耗性能、 氮气和裂变气体的释放等也是需要开展辐照试验验证 的重点.…”
Section: 锂冷堆堆本体及屏蔽技术unclassified
“…虽然我国多个单位开展了粉 末真空热压烧结等氮化物芯块制备工艺研究 [22] , 但总 体来说还在起步阶段. 国际上俄罗斯进展较快, 氮化 物芯块已经在BOR-60和BN-600中开展了辐照验证, 最大达到9.0 at%的燃耗和107.6 dpa的辐照剂量 [23] , 并 被国际首个在建的第四代反应堆BREST-OD-300采 用 [24] . 本方案采用的氮化物多孔燃料的烧结、加工等 制备工艺研发是实现应用的关键, 此外, 燃耗性能、 氮气和裂变气体的释放等也是需要开展辐照试验验证 的重点.…”
Section: 锂冷堆堆本体及屏蔽技术unclassified
“…В настоящее время код ДРАКОН -М 2.0, наряду с кодами КОРАТ и БЕРКУТ, ак тивно используется для расчетного обоснования работоспособности эксперимен тальных твэлов реактора БН 600 со смешанным нитридным уран плутониевым топ ливом, а также в рамках разработки технических проектов нитридных твэлов раз рабатываемых быстрых реакторов БРЕСТ ОД 300 со свинцовым теплоносителем и БН 1200 с натриевым теплоносителем [6,7].…”
Section: расчет ндс цилиндра с использованием аппроксимации скоростей...unclassified
“…Комбинированная экспериментальная тепловыделя ющая сборка КЭТВС 3 содержит твэлы с оболочкой из стали ЭП823 Ш, четыре твэла со смешанным нитридным топливом, остальные с оксидным урановым топливом. КЭТВС 3 облучена в реакторе БН 600 до максимальных выгорания 4.5% т.а., повреж дающей дозы 53 сна [5,7].…”
Section: расчет ндс цилиндра с использованием аппроксимации скоростей...unclassified
See 1 more Smart Citation
“…So far, major nuclear powerhouses have proposed their own LFR development road map and relevant conceptual designs. In terms of technology maturity, Russia's BREST-300 takes the considerably leading position, which is expected to operate in 2026 (Forum 2014;Zabudko et al, 2021). In parallel, activities are also carried out on SVBR-100, which is based on the previous naval propulsion systems.…”
Section: Introductionmentioning
confidence: 99%