РЕНТГЕНОСТРУКТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ГРАФИТА РЕАКТОРА ИГР

На базе Национального ядерного центра Республики Казахстан предполагается проведение конверсии исследовательских реакторов на низкообогащенное (НОУ) топливо. Высокообогащенное урановое (ВОУ) топливо будет разбавлено до состояния, устойчивого к распространению ядерного оружия.
Материаловедческие исследования проводились с целью определения свойств необлученного топлива высокого обогащения, имеющих значение для транспортировки топлива и его последующего разбавления. Необлученное ВОУ топливо реактора ИГР будет использоваться в разработке технологии разбавления топлива. Исследования НОУ топлива, проводились с целью получения информации о свойствах для сравнения со свойствами ВОУ топлива. Определение структурно-фазового состояния материала – один из ключевых пунктов в материаловедческих исследованиях материала топлива реактора ИГР. Литературный обзор выявил отсутствие нормативно-технической документации, регламентирующей требования к структурным характеристикам графита уран-графитового топлива и, соответственно, к использованию методов рентгеноструктурного анализа для определения структурных характеристик графитов.
В работе представлены основные результаты материаловедческих исследований, акцент сделан на анализ рентгеноструктурных характеристик уран-графитового топлива.
Доклад о результатах работы был представлен на VIII Международной конференции «Семипалатинский испытательный полигон: наследие и перспективы развития научно-технического потенциала».

1. Институту атомной энергии национального ядерного центра республики Казахстан – 60 лет: Книга / Под ред. Батырбекова Э.Г. и Скакова М.К. – Кокшетау: КФ «Кокшетау», 2018. – 300. 51 с.

2. Курчатов И.В., Фейнберг С.М., Доллежаль Н.А., Алещенков П.И., Дроздов Ф.С., Емельянов И.Я., Жирнов А.Д., Казаченко М.А., Князева Г.Д., Кондратьев Ф.В., Лавреников В.Д., Моргунов Н.Г., Петунин Б.В., Смирнов В.П., Талызин В.М., Филиппов А.Г., Чихладзе И.Л., Чулков П.М., Шевелев Я.В. Импульсный графитовый реактор ИГР // Атомная энергия. – 1964. – Т.17, вып. 6. – С. 463–474.

3. Техническая справка № 550-09/02-14 «Расчет термопрочности уран–графитовых элементов активной зоны с низкообогащенным топливом при испытании в ЦЭК реактора ИГР с заданными параметрами» (Контракт № 00129076), Подольск, 2017. – 49 с.

4. Техническое задание SOW-12979 «Подготовка НЯЦ РК к процессу разбавления ВОУ топлива реактора ИГР»

5. 10 лет вывоза ОЯТ по программе RRRFR: ретроспектива // Атомная энергия URL: http://www.atomic-energy.ru/articles/2017/12/11/81603 (дата обращения: 10.10.2018).

6. Островский В.С. Сырьевые материалы для реакторного графита // Научно-исследовательскому институту конструкционных материалов на основе графита – 55 лет. Сборник статей. – М.: Научные технологии, 2015. – С. 67–75.

7. Виргильев Ю.С., Селезнев А.Н., Свиридов А.А., Калягина И.П. Реакторный графит: разработка, производство и свойства // Российский Химический Журнал (Журнал Российского химического общества им. Д. И. Менделеева). Том L. – 2006. – №№ 1. – С. 4–12.

8. Свойства конструкционных материалов на основе углерода. Нагорный В.Г., Котоносов А.С., Островский Б.С., Дымов Б.К. и др. Справочник. Под ред. В.П. Соседова, М., «Металлургия», 1975, 336 с.

9. Отчет по задаче 3.1.3 «Технико-экономическое обоснование подготовки НЯЦ к разбавлению реакторного топлива ИГР» Контракт № 00173040 «Подготовка НЯЦ РК к процессу разбавления ВОУ топлива реактора ИГР», Курчатов, 2017. – 109 с., с. 25.