Preview

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ БАЗА РЕАКТОРА ВВР-К ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫХОДА ТРИТИЯ ИЗ МАТЕРИАЛОВ ПРИ ИХ ОБЛУЧЕНИИ

Полный текст:

Аннотация

Реактор ВВР-К – это уникальный многоцелевой легководный исследовательский реактор мощностью 6 МВт. Теплоносителем и замедлителем в активной зоне является обессоленная вода, отражатель – бериллий. После завершения процесса перевода реактора на низкообогащенное топливо в реакторе используется диоксид урана, обогащенный до 19,7% по изотопу уран-235. С момента запуска реактора ВВР-К на нем проводятся исследования изменения физико-механических свойств различных материалов. Начиная с 2000 года, на реакторе ВВР-К проводились работы по исследованию материалов термоядерного реактора, а именно эксперименты по исследованию высвобождения трития из литиевой керамики. Была разработана установка для внутриреакторных исследований высвобождения трития из различных материалов-кандидатов бридерного бланкета термоядерного реактора в среде инертного газа. Также была разработана методика оценки времени удержания трития в облучаемых материалах. В 2018 году на реакторе ВВР-К была создана новая установка для исследования материалов термоядерных реакторов, на которой стало возможно проводить эксперименты по облучению образцов в условиях вакуума. В данной работе представлено описание экспериментальных установок и их общие технические возможности применительно к ожидаемым исследованиям выхода трития из литийсодержащих материалов термоядерного реактора на реакторе ВВР-К.

Об авторах

А. А. Шаймерденов
РГП «Институт ядерной физики»
Казахстан
Алматы


Ш. Х. Гизатулин
РГП «Институт ядерной физики»
Казахстан
Алматы


Д. А. Накипов
РГП «Институт ядерной физики»
Казахстан
Алматы


Е. А. Кенжин
РГП «Институт ядерной физики»
Казахстан
Алматы


Е. В. Чихрай
КазНУ им. Аль-Фараби
Казахстан
Алматы


Ж. А. Заурбекова
КазНУ им. Аль-Фараби
Казахстан
Алматы


А. У. Толенова
КазНУ им. Аль-Фараби; КазНИТУ им. К. И. Сатпаева
Казахстан
Алматы


Е. А. Нестеров
Томский Политехнический Университет
Россия
Томск


Г. Кизанэ
Латвийский Университет
Латвия
Рига


Список литературы

1. Konishi, S. Functional materials for breeding blankets-status and developments / S. Konishi, M. Enoeda, M. Nakamichi,

2. T. Hoshino, A. Ying, S. Sharafat, S. Smolentsev // Nuclear Fusion. ‒ 2017. ‒ Vol. 57, № 9.

3. Zmitko, M. Development and qualification of functional materials for the EU test blanket modules: strategy and R&D / M. Zmitko, Y. Poitevin and L. Boccaccini // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2011. ‒ Vol. 417. ‒ P. 678–83.

4. Tobita, K. Research and development status on fusion DEMO reactor design under the broader approach / K. Tobita, G. Federici and K. Okano // Fusion Engineering and Design. ‒ 2014. ‒ Vol. 89. ‒ P. 1870–1874.

5. Kawamura, Y. Progress of R&D on water cooled ceramic breeder for ITER test blanket system and DEMO // Fusion Engineering and Design. ‒ 2016. ‒ Vol. 109-111. ‒ P. 1637–1643.

6. Wang, S. Updated conceptual design of helium cooling ceramic blanket for HCCB-DEMO / S. Wang, Q. Cao, X. Wu, X. Wang, G. Zhang and K. Feng // Fusion Engineering and Design. ‒ 2016. ‒ Vol. 112. ‒ P. 148–155.

7. Boccaccini, L.V. et al. Objectives and status of EUROfusion DEMO blanket studies // Fusion Engineering and Design. ‒ 2016. ‒ Vol. 109-111. ‒ P. 1199–1206.

8. Federici, G. Overview of the design approach and prioritization of R&D activities towards an EU DEMO / G. Federici, C. Bachmann, W. Biel and L. Boccaccini // Fusion Engineering and Design. ‒ 2016. ‒ Vol. 109–111. ‒ P. 1464–1474.

9. Tazhibayeva, I. Material science activities for fusion reactors in Kazakhstan / I. Tazhibayeva, E. Kenzhin, V. Shestakov, Y. Chikhray, T. Kulsartov, E. Azizov, O. Filatov, V. Chernov // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2009. ‒ Vol. 386-88. ‒ P. 15–18.

10. Tazhibayeva, I. Tritium accumulation and release from Li2TiO3 during long-term irradiation in the WWR-K reactor / I. Tazhibayeva, I. Beckman, V. Shestakov, T. Kulsartov, E. Chikhray, E. Kenzhin, A. Kiykabaeva, H. Kawamura, K. Tsuchiya // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2011. ‒ Vol. 417, № 1–3. ‒ P. 748–752.

11. Sadvakassova, A. O. Research of reactor radiation influence upon processes of hydrogen isotopes interaction with materials of the fusion facility / A. O. Sadvakassova, I. L. Tazhibayeva, E. A. Kenzhin, Z. A. Zaurbekova, T. V. Kulsartov, Y. N. Gordiyenko, Y. V. Chikhray // Fusion Science and Technology. ‒ 2011. ‒ Vol. 60, № 1T. ‒ P. 9–15.

12. Kulsartov, T. V. Tritium migration in the materials proposed for fusion reactors: Li2TiO3 and beryllium / T. V. Kulsartov, Y. N. Gordienko, I. L. Tazhibayeva, E. A. Kenzhin, N. I. Barsukov, A. O. Sadvakasova, A. V. Kulsartova, Z. A. Zaurbekova // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2013. ‒ Vol. 442, № 1–3. ‒ P. S740–S745.

13. Kozlovskiy, A. et al. Investigation of the influence of irradiation with Fe+ 7 ions on structural properties of AlN ceramics // Materials Research Express. – 2018. – Vol. 5. – №. 6. – P. 065502.

14. Chikhray, Y et al., Hydrogen isotopic effect during the graphite high-temperature corrosion in water vapours, International Journal of Hydrogen Energy, https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2019.03.013.

15. Zaurbekova, Z. Investigation of hydrogen isotopes interaction processes with lithium under neutron irradiation / Z. Zaurbekova, M. Skakov, Y. Ponkratov, T. Kulsartov, Y. Gordienko, I. Tazhibayeva, V. Baklanov, N. Barsukov, Y. Chikhray // Fusion Engineering and Design. ‒ 2016. ‒ Vol. 109. ‒ P. 26-29.

16. Tazhibayeva, I. Study of properties of tungsten irradiated in hydrogen atmosphere / I. Tazhibayeva, M. Skakov, V. Baklanov, E. Koyanbayev, A. Miniyazov, T. Kulsartov, Y. Ponkratov, Y. Gordienko, Z. Zaurbekova, I. Kukushkin, E. Nesterov // Nuclear Fusion. ‒ 2017. ‒ Vol. 57, № 12. ‒ P. 6.

17. Tazhibayeva, I. Results of neutron irradiation of liquid lithium saturated with deuterium / I. Tazhibayeva, Y. Ponkratov, T. Kulsartov, Y. Gordienko, M. Skakov, Z. Zaurbekova, I. Lyublinski, A. Vertkov, G. Mazzitelli // Fusion Engineering and Design. ‒ 2017. ‒ Vol. 117. ‒ P. 194–198.

18. Lyublinski, I. E. Status of design and experimental activity on module of lithium divertor for KTM tokamak / I. E. Lyublinski, A. V. Vertkov, M. Y. Zharkov, V. V. Semenov, S. V. Mirnov, V. B. Lazarev, I. L. Tazhibayeva, G. V. Shapovalov, T. V. Kulsartov, A. V. D'Yachenko, G. Mazzitelli, P. Agostini // Fusion Engineering and Design. ‒ 2013. ‒ Vol. 88. ‒ № 9–10. ‒ P. 1862–1865.

19. Kulsartov, T. V. Hydrogen permeation through vanadium alloy V-4Cr-4Ti 'in situ' of reactor irradiation / T. V. Kulsartov, V. P. Shestakov, I. L. Tazhibaeva, E. A. Kenzhin // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2000. ‒ Vol. 283. ‒ P. 872–875.

20. Tazhibayeva, I. Reactor studies of hydrogen isotopes interaction with lithium CPS using dynamic sorption technique / I. Tazhibayeva, Yu. Ponkratov, T. Kulsartov, Yu. Gordienko, Zh. Zaurbekova, V. Gnyrya, Ye. Chikhray, S. Askerbekov, A. Vertkov, I. Lyublinski, G. Mazzitelli // Fusion Engineering and Design. ‒ 2019. ‒ https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2018. 12.077.

21. Tazhibayeva, I. Temperature dependence of the rate constant of hydrogen isotope interactions with a lithium capillary-porous system under reactor irradiation / I. Tazhibayeva, T. Kulsartov, Y. Gordienko, A. Mukanova, Y. Ponkratov, N. Barsukov, E. Tulubaev, E. Platacis, E. Kenzhin // Fusion Engineering and Design. ‒ 2013. ‒ Vol. 88, № 9–10. ‒ P. 1731–1734.

22. Kulsartov, T. et al. Simulation of hydrogen isotopes absorption by metals under uncompensated pressure conditions // International Journal of Hydrogen Energy. ‒ https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2019.03.091.

23. Kulsartov, T. Simulation of Hydrogen Isotopes Accumulation Processes in Materials in the Presence of Chemical Traps / T. Kulsartov, Z. Zaurbekova, Y. Chikhray, and M. Gabdullin // Eurasian Chemical-Technological Journal. ‒ 2019. ‒ Vol. 21. ‒ No. 1. ‒ P. 25–28.

24. Kulsartov, T. Studies of reactor irradiation effect on hydrogen isotope release from vanadium alloy V4Cr4Ti / T. Kulsartov, V. Shestakov, Y. Chikhray, Y. Kenzhin, A. Kolbayenkov, I. Tazhibayeva // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2007. ‒ Vol. 367. ‒ P. 844–847.

25. Kulsartov, T. A. Study of tritium and helium release from irradiated lithium ceramics Li2TiO3 / T. Kulsartov, I. Tazhibayeva, Y. Gordienko, E. Chikhray, K. Tsuchiya, H. Kawamura, A. Kulsartova // Fusion Science and Technology. ‒ 2011. ‒ Vol. 60, № 3. ‒ P. 1139–1142.

26. Tazhibayeva, I. Interaction of tritium and helium with lead-lithium eutectic under reactor irradiation / I. Tazhibayeva, T. Kulsartov, N. Barsukov, Y. Gordienko, Y. Ponkratov, Z. Zaurbekova, E. Tulubayev, V. Gnyrya, V. Baklanov, E. Kenzhin // Fusion Engineering and Design. ‒ 2014. ‒ Vol. 89, № 7-8. ‒ P. 1486–1490.

27. Restarting of the WWR-K reactor operation. Article collection, Almaty, Almaty branch of IAE NNC RK, 1998, 248 p.

28. Shaimerdenov, A.A. The 50th Anniversary of the WWR-K Research Reactor / A. A. Shaimerdenov, D. A. Nakipov, F. M. Arinkin, Sh. Kh. Gizatulin , P. V. Chakrov, and Ye. A. Kenzhin // Physics of Atomic Nuclei. ‒ 2018. ‒ Vol. 81. ‒ P. 1408– 1411. ‒ https://doi.org/10.1134/S1063778818100162.

29. Koltochnik, S.N. Comparison of neutron spectrum in the WWR-K reactor with LEU fuel against HEU one / S.N. Koltochnik, D.S. Sairanbayev, L.V. Chekushina, Sh.Kh. Gizatulin, A.A. Shaimerdenov // NNC RK Bulletin. ‒ 2018. ‒ Vol. 4. ‒ P. 14–16.

30. Shestakov, V. In-pile assemblies for investigation of tritium release from Li2TiO3 lithium ceramic / V. Shestakov, I. Tazhibayeva, H. Kawamura, Y. Kenzhin, T. Kulsartov, Y. Chikhray, A. Kolbaenkov, F. Arinkin, S. Gizatulin, P. Chakrov // Fusion Science and Technology. ‒ 2005. ‒ Vol. 47, № 4. ‒ P. 1084–1088.

31. Chikhray, Y. Measurement system for in-pile tritium monitoring from Li2TiO3 ceramics at WWRK reactor / Y. Chikhray, V. Shestakov, T. Kulsartov, I. Tazhibayeva, H. Kawamura, A. Kuykabaeva // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2007. ‒ Vol. 367. ‒ P. 1028–1032.

32. Chikhray, Y. Study of Li2TiO3+5 mol% TiO2 lithium ceramics after long-term neutron irradiation / Y. Chikhray, V. Shestakov, O. Maksimkin, L. Turubarova, I. Osipov, T. Kulsartov, A. Kuykabayeba, I. Tazhibayeva, H. Kawamura, K. Tsuchiya // Journal of Nuclear Materials. ‒ 2009. ‒ Vol. 386–88. ‒ P. 286–289.

33. Kenzhina, I. Calculation of the vacuum diagram of the experiment on the degasation of fusion materials in conditions of neutron irradiation at WWR-K reactor / I. Kenzhina, T. Kulsartov, Y. Chikhray, V. Shestakov, S. Askerbekov, Z. Zaurbekova, A. Shaimerdenov, S. Gizatulin, Y. Kenzhin // NNC RK Bulletin. ‒2018. ‒ Vol. 4(76). ‒ P. 123–128.


Для цитирования:


Шаймерденов А.А., Гизатулин Ш.Х., Накипов Д.А., Кенжин Е.А., Чихрай Е.В., Заурбекова Ж.А., Толенова А.У., Нестеров Е.А., Кизанэ Г. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ БАЗА РЕАКТОРА ВВР-К ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫХОДА ТРИТИЯ ИЗ МАТЕРИАЛОВ ПРИ ИХ ОБЛУЧЕНИИ. Вестник НЯЦ РК. 2020;(1):104-111.

For citation:


Shaimerdenov A.A., Gizatulin S.H., Nakipov D.A., Kenzhin Y.A., Chikhray Y.V., Zaurbekova Z.A., Tolenova A.U., Nesterov E.A., Kizane G. EXPERIMENTAL BASE OF THE WWR-K REACTOR FOR IN-SITU INVESTIGATION OF TRITIUM RELEASE FROM MATERIALS. NNC RK Bulletin. 2020;(1):104-111. (In Russ.)

Просмотров: 2


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


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