Список научных публикаций ПН «Прорыв»

1. Сравнительный анализ преимуществ и недостатков использования металлического и нитридного смешанного уран-плутониевого топлива в быстрых реакторах /Адамов Е.О., Забудько Л.М., Матвеев В.И., Рачков В.И., Троянов В.М., Хомяков Ю.С., Леонов В.Н.// Известия Российской академии наук. Энергетика.-2015. — № 2. — С. 3-15.

2. Радиационно-эквивалентное обращение радиоактивных нуклидов в ЯТЦ — эффективная альтернатива отложенному решению проблемы накопления ОЯТ/ Адамов Е.О., Власкин Г.Н., Лопаткин А.В., Рачков В.И., Хомяков Ю.С./ Известия Российской академии наук. Энергетика. 2015. № 6. С. 15-25.

3. К вопросу о выборе теплоносителя ЯЭУ естественной безопасности/ Адамов Е.О., Мартынов П.Н., Рачков В.И., Сорокин А.П./ Известия Российской академии наук. Энергетика. 2015. № 6. С. 3-14.

4. Национальная стратегия развития ядерной энергетики: два подхода к новой технологической платформе ядерной энергетики/ Адамов Е.О., Лопаткин А.В., Муравьёв Е.В., Рачков В.И., Хомяков Ю,С./ Известия РАН. Энергетика. 2019. №1. С. 3-14.

5. Каширский А.А., Леонов В.Н., Муравьев Е.В., Родина Е.А., Хомяков Ю.С. Влияние глубины выгорания топлива в реакторах на быстрых нейтронах на технико-экономические характеристики замкнутого ядерного топливного цикла в двухкомпонентной энергетике. // Известия Российской академии наук. Энергетика., № 1, 2016, стр.92-106

6. Грачев А.Ф., Жеребцов А.А., Забудько Л.М., Хомяков Ю.С. Вовлечение минорных актинидов в замкнутый топливный цикл проекта «Прорыв» //ВАНТ. Сер. Материаловедение и новые материалы. 2017, вып 4(91) с.1450-150

7. Троянов В.М., Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Скупов М.В. Перспективы использования нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Журнал “Атомная энергия”, т.117, вып.2, август 2014, с.69-75

8. Троянов В.М., Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Скупов М.В. Киреев Г.А. Программа дореакторных исследований нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Журнал “Атомная энергия”, Атомная энергия, т.117, вып.4, 2014г., с. 192–197.

9. В.М. Троянов, А.Ф. Грачев, Л.М. Забудько, М.В. Скупов, Д.В. Зозуля. Программа и некоторые результаты реакторных испытаний смешанного нитридного топлива в быстрых реакторах. Журнал “Атомная энергия”, т.118, вып.2, февраль 2015г., с. 75–79.

10. С.И. Поролло, С.Н. Иванов, Е.Е. Мариненко, Л.М. Забудько Анализ экспериментальных данных о газовыделении и распухании облученного в реакторе БР-10 мононитридного уранового топлива – Атомная энергия, 2016, т. 121, вып. 6, с. 326-332

11. Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Глушенков А.Е., Иванов Ю.А, Киреев Г.А., Скупов М.В. Гильмутдинов И.Ф., Гринь П.И., Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н. Исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в рамках проекта ПРОРЫВ. Атомная энергия, 2017, т.122, вып.3, с. 156-167

12. Грачев А.Ф., Жеребцов А.А, Забудько Л.М., Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н., Скупов М.В., Иванов Ю.А., Поролло С.И. Результаты исследования твэлов типа БРЕСТ со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом облученных в БОР-60 и БН-600 . Атомная энергия–2018, т.125, вып 5,с.278-284

13. Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Иванов Ю.А., Скупов М.В., Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н., Мариненко Е.Е., Поролло С.И. Результаты исследования твэлов реактора БН-600 со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом и оболочкой из стали ЧС68-ИД. Атомная энергия–2019, т.126, вып 3, с.160-166

14. Получение оксидов урана восстановительной денитрацией уранилнитрата при микроволновом нагреве [Текст] / А.Ю. Шадрин, Ю.М. Куляко, Т.И. Трофимов и др. // Радиохимия. – 2015. – Т. 57. – № 3. – С.215-217.

15. О.В. Шмидт, И.Р. Макеева, С.Н. Ливенцов. Моделирование технологических переделов ЗЯТЦ, как инструмент при создании и оптимизации технологических производств. // Радиохимия, 2016, т. 58, N 4, c. 316–323.

16. О.В. Шмидт, С.Г. Третьякова, Ю.А. Евсюкова и др. Программный комплекс ВИЗАРТ для балансовых расчетов материальных потоков технологий замкнутого ядерного топливного цикла. // Атомная энергия, 2017. Т. 122, вып. 2, с. 88-93.

17. Е.А. Пузиков, Н.Д. Голецкий, О.В. Шмидт и др. Исследование запредельных режимов реэкстракции урана и карбонатной регенерации экстрагента. // Радиохимия, 2017, т. 59, N 6, c. 517–524.

18. О.В. Шмидт, А.Г. Горюнов, О.В. Егорова и др. Код оптимизации и диагностики технологических процессов – симулятор радиохимического производства. // Атомная энергия, 2018, т. 124, № 5, с. 269-272.

19. Сравнение вариантов кристаллизационного аффинажа применительно к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего нитридного топлива РБН. Волк В.И., Двоеглазов К.Н., Шляжко Д.С., Круглов С.Н., Терентьев С.Г. // ВАНТ. Сер. Материаловедение и новые материалы. – М.: Москва, 2015г. — Вып.4 (83). – с. 99-103

20. Теоретическое обоснование и экспериментальное подтверждение возможности без-реагентного извлечения нептуния из питающего раствора 1 цикла экстракционной переработке ОЯТ. В.И. Марченко, К.Н. Двоеглазов, Е.Ю. Павлюкевич, Зверев Д.В. // Вопросы атомной науки и техники Сер. Материаловедение и новые материалы. 2016. – Вып.4 (87). – с.91-105

21. Кинетика восстановления Pu(VI) карбогидразидом в азотной кислоте О.А.Завалина, К.Н. Двоеглазов, Е.Ю. Павлюкевич // Радиохимия, 2017т. 59, N 4, c. 289–293

22. Кинетика восстановления Np(VI) карбогидразидом в азотной кислоте О.А. Завалина, К.Н. Двоеглазов, Е.Ю. Павлюкевич, С.И. Степанов //Радиохимия, 2017, т. 59, N 5, c. 397–401

23. Кинетика восстановления Pu(VI) диформилгидразином в азотной кислоте. К. Н. Двоеглазов, Е. Ю. Павлюкевич, П. В. Митрикас// Радиохимия, 2018, т. 60, N 6, c. 504–509

24. Кинетика восстановления Np(VI) диформилгидразином в азотной кислоте. К. Н. Двоеглазов, Е. Ю. Павлюкевич, П. В. Митрикас // Радиохимия, 2018, т. 60, N 6, c. 498–503

25. Воскресенская, Ю.А. Улавливание RUO4 на твердых сорбентах / Ю.А. Воскресенская, О.А. Устинов, А.Ю. Шадрин // Атомная энергия. – 2014. – Т. 117. – № 1. – С.42-44

26. Получение оксидов урана в азотнокислых растворах при взаимодействии уранилнитрата с гидразингидратом / Ю.М. Куляко, С.А. Перевалов, Т.И. Трофимов и др. // Радиохимия. – 2013. – Т. 55. – № 6. – С.481-486

27. Сравнение технико-экономических показателей различных вариантов реализации ЯТЦ реакторов АЭС. Адамов Е.О., Рачков В.И., Толстоухов Д.А., Панов С.А. Журнал «Известия Российской академии наук. Энергетика». 2016.

28. Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Ловачёв С.С., Адамов Е.О., Лопаткин А.В. Уровни радиологической защиты населения при реализации принципа радиационной эквивалентности: риск-ориентированный подход //Радиация и риск. 2018. Т. 27, № 3. С. 9-23.

29. Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Ловачёв С.С., Корело А.М. Уровень радиационной безопасности населения: действующие в стране АЭС и прогнозные оценки для реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ в условиях нормальной эксплуатации //Радиация и риск. 2018. Т. 27, № 4. С. 28-48.

30. Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Ловачёв С.С., Адамов Е.О., Лопаткин А.В. Радиационная и радиологическая эквивалентность РАО при двухкомпонентной ядерной энергетике //Радиация и риск. 2019, том 28, №1. С. 5-25.

31. Спирин Е.В., Алексахин Р.М., и др. Радиационный баланс отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов и эквивалентной массы урана для природных организмов // Атомная энергия. 2014. Т. 116. Вып. № 6

32. Алексахин Р.М., Спирин Е.В., Соломатин В.М., Спиридонов С.И. Некоторые экологические аспекты сооружения опытно-демонстрационного энергокомплекса в проекте «Прорыв». Атомная энергия. 2016. Т. 120. Вып. 6. С. 312-318

33. Спиридонов С.И., Переволоцкий А.Н., Алексахин P.M., Спирин Е.В. Власкин Г.Н. Paдиоэкологическое обоснование параметров извлечения продуктов деления и актиноидов из отработавшего ядерного топлива реактора БPECT-OД-300 // Атомная энергия. 2016. Т. 121. Вып. 3. С. 165-169.

34. Спиридонов С.И., Переволоцкий А.Н., Переволоцкая Т.В., Алексахин Р.М., Спирин Е.В. Анализ биологической опасности для человека долгоживущих продуктов деления и актиноидов на примере отработавшего топлива реактора БРЕСТ-ОД-300// Атомная энергия. 2017. Т. 123. № 2. С. 100-103

35. Исследование процессов в свинцовом теплоносителе при нарушении целостности теплообменной трубы парогенератора БРЕСТ-ОД-300». А.В. Абрамов, Е.О. Ковалев, П.А. Колесников, Р.Р. Мухаметов, М.Ю. Науменко, О.А. Никитин, Д.В. Петров, М,Ю. Столбиков, А.Г. Недов, Д.А. Афремов, В.В. Лемехов, А.В. Тутукин. // Атомная энергия, 2015, т. 119, вып. 3, с. 164-168

 

1. Conceptual framework of a strategy for the development of nuclear power in Russia to 2100. Adamov E.O., Dzhalavyan A.V., Lopatkin A.V., Molokanov N.A., Muravyov E.V., Orlov V.V., Kal’akin S.G., Rachkov V.I., Troyanov V.M., Avrorin E.N., Ivanov V.B., Aleksakhin R.M. Atomic Energy. 2012. Т. 112. № 6. С. 391-403.

2. New technological platform for the National Nuclear Energy strategy development. Adamov E.O., Rachkov V.I. Thermal Engineering. 2017. Т. 64. № 13. С. 945-951.

3. Nuclear energy with inherent safety: change of outdated paradigm, criteria Adamov E.O., Orlov V.V., Slessarev I.S., Khomyakov Y.S., Rachkov V.I. Thermal Engineering. 2015. Т. 62. № 13. С. 917-927.

4. Russian codes for safety analysis of sodium-cooled fast reactors. Rachkov V.I., Khomyakov Yu.S., Shvetsov Yu.E. Atomic Energy. 2014. Т. 116. № 4. С. 265-270.

5. Computational and Experimental Validation of the Planned Emergency Heat-Removal System for BN-1200/ Zaryugin D.G., Poplavskii V.M., Rachkov V.I., Sorokin A.P., Shvetsov Y.E, Rogozhkin S.A., Shepelev S.F./ Atomic Energy. 2012. Т. 111. № 5.

6. Comparison of the technical and economic parameters of different variants of the nuclear fuel cycle reactors of the nuclear power plants. Adamov E.O., Tolstoukhov D.A., Panov S.A., Rachkov V.I. Thermal Engineering. 2016. Т. 63. № 13. С. 925-931.

7. Neutron-physical validation of Np, Am, and Cm transmutation. Vlaskin G.N., Rachkov V.I., Khomyakov Yu.S. Atomic Energy. 2014. Т. 116. № 5. С. 315-319.

8. Monitoring and control of the oxygen content in heavy liquid-metal coolants for anticorrosion protection of steels. Askhadullin R.S., Martynov P.N., Rachkov V.I., Legkikh A.Y., Storozhenko A.N., Ul’yanov V.V., Gulevskiy V.A. High Temperature. 2016. Т. 54. № 4. С. 564-572.

9. Experimental investigations of the characteristics of heat-exchange and temperature fields in the channels and fuel-element assemblies of lead-cooled fast reactors Rachkov V.I., Sorokin A.P., Zhukov A.V., Kuzina Y.A., Privezentsev V.V. Atomic Energy. 2015. Т. 118. № 5. С. 307-317.

10. Vorona N.A., Gavrikov A.V., Samokhin A.A., Smirnov V.P.. Khomyakov. Yu.S. On the possibility of reprocessing spent nuclear fuel and radioactive waste by plasma methods //Physics of Atomic Nuclei, Volume 78, Issue 14, 1 December 2015, Pages 1624-1630

11. S.V. Perevoznikov, Y.Е. Shvetsov, A.A. Kamayev, I.A. Pakhomov, V.V. Borisov, G.N. Pazin, O.A.Mirzeabasov, O.I. Korzun. Modeling of hydrodynamic processes at a large leak of water into sodium in the fast reactor coolant circuit. An International Journal of the Korean Nuclear Society NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY. V. 48, Number 5. Oct. 2016

12. B.D. Rogozkin, N.M. Stepennova, Yu.Ye. Fedorov, M.G. Shishkov F.N. Kryukov, S.V. Kuzmin, O.N. Nikitin, A.V. Belyaeva L.M. Zabudko. Results of Irradiation of (U0.55Pu0.45)N and (U0.4Pu0.6)N Fuels in BOR-60 up to ~12 at% Burn-up. JNM, vol.440, issues 1-3, September 2013, pages 445-456. 13. M. V. Skupov, A. E. Glushenkov, G. A. Kireev, A. A. Chebotarev, I. D. Solomatin, V. A. Astaf’ev, L. M. Zabud’ko. Thermal stability of a (Pu0.4Zr0.6)N nitride composition. Inorganic Materials: Applied Research, March 2014, Volume 5, Issue 2, pp 143-148

14. Cocrystallization of Uranyl and Plutonyl Nitrate Hexahydrates/ V. I. Volk, S. N. Veselov, L. V. Arseenko, S. N. Kruglov, A.Yu. Shadrin // Atomic Energy 124(6) October (2018)

15. Local Gas Purification System in Spent Nitride Fuel Oxidation/ O.A. Ustinov, K. N. Dvoeglazov, A. I. Tuchkova, A. Yu. Shadrin // Atomic Energy 123(1) February (2018)

16. Purification of gaseous emissions by 14C removal during reprocessing of spent uranium-plutonium nuclear fuel / S.A. Yakunin, O.A. Ustinov, A.Y. Shadrin, O.V. Shudegova // Atomic Energy. – 2016. – V. 120. – Issue 3. – P.229-232. (DOI: 10.1007/s10512-016-0122-y)

17. Рh process as a technology for reprocessing mixed uranium-plutonium fuel from brest-od-300 reactor/ A.Y. Shadrin, K.N. Dvoeglazov, O.A. Ustinov, [etc.] // Radiochemistry. – 2016. – V. 58. – Issue 3. – P.271-279. (DOI: 10.1134/S1066362216030085)

18. Hydrometallurgical reprocessing of BREST-OD-300 mixed uranium-plutonium nuclear fuel / A.Yu. Shadrin, K.N. Dvoeglazov, V.A. Kascheev, [etc.] // Procedia Chemistry. – 2016. – Р.148-155. (DOI: 10.1016/j.proche.2016.10.021)

19. Used mixed oxide fuel reprocessing at RT-1 plant/ D. Kolupaev, M. Logunov, A. Shadrin, [etc.] // Procedia Chemistry. – 2016. – Р.198-202 (DOI: 10.1016/j.proche.2016.10.021)

20. Fuel fabrication and reprocessing for nuclear fuel cycle with inherent safety demands [Text] / A.Y. Shadrin, K.N. Dvoeglazov, V.B. Ivanov, [etc.] // Radiochimica Acta. – 2015. – V. 103. – Issue 3. – P.163-173. (DOI: 10.1515/ract-2015-2385)

21. Fuel fabrication and reprocessing for nuclear fuel cycle with inherent safety demands [Text] / A. Yu. Shadrin, K.N. Dvoeglazov, V.B. Ivanov, [etc.] // Radiochimica Acta 01/2015; 103(3). (DOI: 10.1515/ract-2015-2385)

22. V. I. Volk, S. N. Veselov, K. N. Dvoeglazov, L. V. Arseenkov, P. M. Gavrilov, S. I. Smirnov, and V. N. Alekseenko. NEW TECHNOLOGY AND HARDWARE FOR REPROCESSING SPENT NUCLEAR FUEL FROM THERMAL REACTORS Atomic Energy, Vol. 119, No. 5, March, 2016 (Russian Original Vol. 119, No. 5, November, 2015)

23. Preparation of Np, Pu, and U dioxides in nitric acid solutions in the presence of hydrazine hydrate [Text] / B.F. Myasoedov, Y.M. Kulyako, A.M. Fedoseev, [etc.] // Radiochemistry. – V. 55. – Issue 6. – 2013. – P.574-580

24. S.I. Spiridonov, A.N. Perevolotskii, R.M. Aleksakhin, E.V. Spirin, G.N. Vlaskin. Radioecological Validation of the Extraction Parameters of Fission Products and Actinides from Spent Nuclear Fuel from the BREST-OD-300 Reactor// Atomic Energy, January 2017, Volume 121, Issue 3, pp 214–219

25. Spirin E.V., Aleksakhin R.M., and Panchenko S. V. Evaluation of the radioecological safety of a uranium deposit for biota // Atomic Energy. 2014. Vol. 115. № 5.