X-RAY STUDIES OF IGR REACTOR GRAPHITE
https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-4-147-152
Abstract
The conversion of research reactors to low-enriched uranium (LEU) fuel is assumed on the base of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. The high-enriched uranium (HEU) fuel will be down blended up to the condition that prevents proliferation of nuclear weapons.
Material testing have been carried out in order to determine the properties of non-irradiated HEU fuel important for transportation and future down blending of the fuel. Non-irradiated IGR reactor HEU fuel will be used for fuel down blending method development. LEU fuel was studied to obtain information about properties for comparison with HEU fuel. Determination of structural and phase analysis of material is one of the key point in material studies of IGR reactor fuel. Literature overview revealed the absence of technical standard documentation specifying requirements for structural specifications of graphite of uranium-graphite fuel and, correspondently, for application of X-ray structural analysis to define graphite structural specifications.
The paper presents main results of material research and focused on analysis of x-ray specifications of uranium-graphite fuel.
The progress report was presented at VIII International Conference “Semipalatinsk Test Site: Legacy and Prospects for Scientific and Technical Potential Development”.
About the Authors
O. S. Bukina
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK;
Federal State Budgetary Educational Institution of Higher Education “I. Polzunov Altai State Technical University”
Kazakhstan
Kazakhstan
Kurchatov;
Barnaul
I. M. Kukushkin
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
M. K. Skakov
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
A. A. Sitnikov
Federal State Budgetary Educational Institution of Higher Education “I. Polzunov Altai State Technical University”
Russian Federation
Barnaul
Russian Federation
Barnaul
V. I. Yakovlev
Federal State Budgetary Educational Institution of Higher Education “I. Polzunov Altai State Technical University”
Russian Federation
Barnaul
Russian Federation
Barnaul
References
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.
Review
For citations:
Bukina O.S., Kukushkin I.M., Skakov M.K., Sitnikov A.A., Yakovlev V.I. X-RAY STUDIES OF IGR REACTOR GRAPHITE. NNC RK Bulletin. 2018;(4):147-152. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-4-147-152
Views:
302
Email this article 