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

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.

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.