НИОКТР
№ АААА-А19-119121190110-7Расчетно-оптимизационные исследования технологий наработки уранового топлива в гибридном термоядерном реакторе с целью формирования критериев устойчивого развития ядерной энергетической системы с реакторами синтеза и деления
14.11.2019
Развитие неэлектрической компоненты ядерного топливного цикла - повышение темпов вовлечение Th-232 и U-238 в ЯТЦ, требует значительных интеллектуальных усилий ученых. Проведение исследований, призванных оценить эффективность наработки топлива в гибридном термоядерном реакторе для дальнейшего его использования в реакторах деления, а также изучение всего топливного цикла такой системы позволит на начальном этапе сформулировать системные требования к установкам и параметрам топливного цикла, отобрать наиболее подходящие проекты в соответствии со стратегическим направлением развития АЭ региона.
ГРНТИ
58.09.33 Торий, его сплавы, оксиды, карбиды и нитриды
58.34.15 Топливный цикл термоядерных реакторов
58.33.07 Топливный цикл ядерных реакторов
58.01.11 Современное состояние и перспективы развития
58.29.19 Производство радиоактивных изотопов в ядерных реакторах
Ключевые слова
ТОРИЙ
УРАН-233
ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
ИЗБЫТОЧНАЯ НАРАБОТКА
ЗАМКНУТЫЙ ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Детали
Начало
04.06.2019
Окончание
30.05.2020
№ контракта
№ 19-29-02031\19
Заказчик
ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ "РОССИЙСКИЙ ФОНД ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ"
Исполнитель
федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
Бюджет
Средства фондов поддержки научной и (или) научно-технической деятельности: 3 334 000 ₽
Похожие документы
Отчет о НИОКР "Расчетно-теоретическое исследование производства топлива для ядерной энергетики из сырьевых изотопов урана и тория на основе гибридного реактора-токамака", 555-От-4087, Инв. № 215-051-13873"
0.891
РИД
ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ РЕАКТОРОВ ДЕЛЕНИЯ С U-233 И НАКОПЛЕНИЕМ ТРИТИЯРазработка концепции ядерной энергетической системы с реакторами синтеза и деления. Этап 2018-2019 годов
0.891
ИКРБС
Подготовка эскизного проекта гибридного термоядерного реактора для производства ядерного топлива и трансмутации ядерных отходов
0.889
ИКРБС
Разработка и апробация методики оценки топливной составляющей себестоимости электроэнергии (э/э) для энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах с учетом производства э/э и плутония в составе двухкомпонентной ЯЭС. Исследование сценариев развития двухкомпонентной ЯЭС России, обеспечивающих реализацию полного пакета экспортных топливных услуг в средне- и дальнесрочной перспективах с учётом неопределённостей в потребностях
0.888
НИОКТР
Развитие ядерных технологий для создания атомной энергетики нового поколения (годовой, 2016)
0.887
ИКРБС
«Разработка и обоснование технологии и оборудования для фабрикации и рефабрикации плотного смешанного уран-плутониевого топлива реакторов на быстрых нейтронах. Этап 2024 года»
0.887
НИОКТР
Разработка технологий и оборудования для пирохимической переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронов
0.886
НИОКТР
Системные энергетические исследования в обеспечение развития целостной структуры атомной энергетики и ядерного топливного циклаПодтема 1: Разработка расчетных инструментов и методических основ в поддержку фундаментальных исследований в обоснование стратегических направлений развития системы ядерной энергетики России
0.886
ИКРБС
Разработка математических моделей и методов оптимизации процесса трансмутации радиоактивных отходов, как шаг к экологически чистой ядерной энергетике
0.886
НИОКТР
Разработка математических моделей и методов оптимизации процесса трансмутации радиоактивных отходов, как шаг к экологически чистой ядерной энергетике
0.886
НИОКТР