nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2019-1-79-84nuc-32Research ArticleСтатьиОТРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОГО РАЗДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЭЛЕМЕНТА ВТГРDEVELOPMENT OF TECHNOLOGY OF ELECTROCHEMICAL SEPARATION OF FUEL ELEMENT OF HTGRДюсамбаевД. С.DyussambayevD. S.

Алматы

Almaty

ГизатулинШ. Х.GizatulinSh. Kh.

Алматы

Almaty

ШаймерденовА. А.ShaimerdenovA. A.

Алматы

Almaty

СильнягинП. П.SilnyaginP. P.

Алматы

Almaty

АхановА. М.AkhanovA. M.

Алматы

Almaty

БуртебаевН. Т.BurtevayevN.

Алматы

Almaty

УетаШ.UetaSh.

Ibaraki

Ibaraki

Институт ядерной физикиКазахстанInstitute of Nuclear PhysicsKazakhstanJapan Atomic Energy Agency, Oarai-machi, Higashiibaraki-gunЯпонияJapan Atomic Energy Agency, Oarai-machi, Higashiibaraki-gunJapan201930032019017984Copyright © Дюсамбаев Д.С., Гизатулин Ш.Х., Шаймерденов А.А., Сильнягин П.П., Аханов А.М., Буртебаев Н.Т., Уета Ш., 20192019Дюсамбаев Д.С., Гизатулин Ш.Х., Шаймерденов А.А., Сильнягин П.П., Аханов А.М., Буртебаев Н.Т., Уета Ш.Dyussambayev D.S., Gizatulin S.K., Shaimerdenov A.A., Silnyagin P.P., Akhanov A.M., Burtevayev N., Ueta S.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/32

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) на две трети состоит из графита. Графит является замедлителем и отражателем нейтронов, а также основным конструкционным материалом активной зоны, что позволяет эксплуатировать реактор при высоких температурах. Графит был выбран из-за его хороших ядерно-физических и теплофизических свойств. Ядерное топливо представляет собой сферические микротвэлы, которые спрессованы в графитовом топливном элементе, из которых далее собираются ТВС. В Институте ядерной физики Республики Казахстан проводятся работы по квалификации облученного топлива ВТГР. Для исследования свойств облученного топлива ВТГР необходимо извлечь микротвэлы из графитовой матрицы. В работе приведены результаты экспериментов по электрохимическому разделению графита и необлученного топлива ВТГР.

High-temperature gas-cooled reactor (HTGR) by two-thirds consists of graphite. Graphite is a moderator and reflector of neutrons, as well as the main structural material of the active zone, which allows operating the reactor at high temperatures Graphite is moderator and neutron reflector, and the main structural material of the core, allowing the reactor to operate at high temperatures. Nuclear fuel is a spherical microfuel, which are compressed into a graphite compact, from which fuel assemblies are then assembled. The Institute of Nuclear Physics of the Republic of Kazakhstan is working on the qualification of irradiated fuel HTGR. To study the properties of the irradiated fuel HTGR, it is necessary to extract microfuel from the graphite matrix. The paper presents the results of experiments on the electrochemical separation of graphite and unirradiated fuel HTGR.

электрохимическое разделениетопливный элементВТГРВВР-Кelectrochemical separationfuel elementHTGRWWR-KReferencesUeta S. Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel / Shohei Ueta, Jun Aihara, Asset Shaimerdenov, Daulet Dyussambayev, Shamil Gizatulin, Petr Chakrov, Nariaki Sakaba // Proceeding of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, November 6–10, 2016 Las Vegas, NV, USA. – pp. 246–252. – 2016.Ueta S. Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel / Shohei Ueta, Jun Aihara, Asset Shaimerdenov, Daulet Dyussambayev, Shamil Gizatulin, Petr Chakrov, Nariaki Sakaba // Proceeding of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, November 6–10, 2016 Las Vegas, NV, USA. – pp. 246–252. – 2016.Shaimerdenov A.A. Investigation of irradiated propertied of extended burnup TRISO fuel / A.A. Shaimerdenov, Sh.Kh. Gizatulin, Ye.Kenzhin, D.S. Dyussambayev, S. Ueta, T. Shibata // Proceeding of International Conference on High Temperature Reactor Technology, October 8–10, 2018, Warsaw, Poland. – 2018.Shaimerdenov A.A. Investigation of irradiated propertied of extended burnup TRISO fuel / A.A. Shaimerdenov, Sh.Kh. Gizatulin, Ye.Kenzhin, D.S. Dyussambayev, S. Ueta, T. Shibata // Proceeding of International Conference on High Temperature Reactor Technology, October 8–10, 2018, Warsaw, Poland. – 2018.Saito S. Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) / Shinzo Saito, Toshiyuki Tanaka, Yukio Sudo et al. // JAERI-1332. Japan Atomic Energy Research Institute, Japan (1994). – pp. 1–247. – 1994.Saito S. Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) / Shinzo Saito, Toshiyuki Tanaka, Yukio Sudo et al. // JAERI-1332. Japan Atomic Energy Research Institute, Japan (1994). – pp. 1–247. – 1994.Sawa K. Investigation of irradiation behavior of SiC-coated fuel particle at extended burnup / K. Sawa, T. Tobita // Nucl. Technol. 142 (2003). – pp. 250–259. – 2003.Sawa K. Investigation of irradiation behavior of SiC-coated fuel particle at extended burnup / K. Sawa, T. Tobita // Nucl. Technol. 142 (2003). – pp. 250–259. – 2003.Ueta S. Preliminary Test Results for Post Irradiation Examination on the HTTR Fuel / S. Ueta, M. Umeda, K. Sawa, S. Sozawa, M. Shimizu, Y. Ishigaki, H. Obata // J. Nucl. Sci. Technol. 44 (2007). – pp. 1081–1088. – 2007.Ueta S. Preliminary Test Results for Post Irradiation Examination on the HTTR Fuel / S. Ueta, M. Umeda, K. Sawa, S. Sozawa, M. Shimizu, Y. Ishigaki, H. Obata // J. Nucl. Sci. Technol. 44 (2007). – pp. 1081–1088. – 2007.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.