Preview

Вестник НЯЦ РК

Расширенный поиск

РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ИССЛЕДОВАНИЯ СВОЙСТВ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО РЕАКТОРА

Полный текст:

Аннотация

РГП «Институт ядерной физики» Министерства энергетики Республики Казахстан совместно с агентством по атомной энергии Японии на протяжении ряда лет проводят исследования, направленные на развитие технологии высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Настоящая работа посвящена разработке технологии исследования свойств облученного топлива реактора ВТГР. Объектом исследования являются топливные элементы реактора ВТГР. Топливные элементы содержат микротвэлы, представляющие собой сферическое трехструктурное изотропное топливо с внешним диаметром 0,92 мм. Микротвэлы имеют тройную оболочку из пироуглерода и карбида кремния. Микротвэлы спрессованы с графитовой матрицей в компакт.

В задачи исследований входят:

– внешний осмотр и анализ размеров топливного компакта;

– отделение микротвэлов от графитовой матрицы;

– определение доли поврежденных микротвэлов;

– определение выгорания урана.

Подобные исследования в институте проводятся впервые. Для реализации вышеописанных задач потребовалось разработать технологию обращения с облученным ядерным топливом. Полученные результаты будут применены для квалификации топлива ВТГР с целью дальнейшего увеличения глубины выгорания урана в нем.

Об авторах

Ш. Х. Гизатулин
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


Д. С. Дюсамбаев
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


А. А. Шаймерденов
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


П. П. Сильнягин
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


Н. Т. Буртебаев
Институт ядерной физики
Казахстан
Алматы


Ш. Уета
Japan Atomic Energy Agency, Oarai-machi, Higashiibaraki-gun
Япония
Ibaraki


Список литературы

1. Прогноз развития энергетики мира и России до 2040 года // ФГБУН «Институт энергетических исследований Российской академии наук», Аналитический центр при Правительстве Российской Федерации. – 2013.

2. Рюль К. ВР: Прогноз развития мировой энергетики до 2030 года / К. Рюль // Вопросы экономики. – Т.5. – 2013.

3. Ueta S. Irradiation Performance of HTGR Fuel in WWR-K Research Reactor / S. Ueta, A. Shaimerdenov, S. Gizatulin, L. Chekushina, M. Honda, M. Takahashi, K. Kitagawa, P. Chakrov, N. Sakaba // Proc. HTR2014, Weihai, China, October 27-31, 2014, Paper HTR2014-31213. – 2014.

4. Ohashi H. A Small-Sized HTGR System Design for Multiple Heat Applications for Developing Countries / H. Ohashi, H. Sato, M. Goto, X. Yan, J. Sumita, Y. Tazawa, Y. Nomoto, J. Aihara, Y. Inaba, Y. Fukaya, H. Noguchi, Y. Imai, Y. Tachibana // Int. J. Nucl. Ener., Article ID 918567. – 2013.

5. 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.

6. 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.


Для цитирования:


Гизатулин Ш.Х., Дюсамбаев Д.С., Шаймерденов А.А., Сильнягин П.П., Буртебаев Н.Т., Уета Ш. РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ИССЛЕДОВАНИЯ СВОЙСТВ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО РЕАКТОРА. Вестник НЯЦ РК. 2019;(1):40-44.

For citation:


Gizatulin S.K., Dyussambayev D.S., Shaimerdenov A.A., Silnyagin P.P., Burtevayev N., Ueta S. DEVELOPMENT OF TECHNOLOGY TO STUDY PROPERTIES OF IRRADIATED FUEL OF HIGH-TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR. NNC RK Bulletin. 2019;(1):40-44. (In Russ.)

Просмотров: 27


Creative Commons License
Контент доступен под лицензией Creative Commons Attribution 4.0 License.


ISSN 1729-7516 (Print)
ISSN 1729-7885 (Online)