Выберите параметры поиска


Отработка технологии электрохимического разделения топливного элемента ВТГР

Авторы: Буртебаев Н., Дюсамбаев Д., Гизатулин Ш., Шаймерденов А., Сильнягин П.П, Аханов А.М., Уета Ш.

Ключевые слова: ВТГР, Графит, электрохимическое разделение, топливный элемент, ВВР-К

Загрузить PDF
Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) на две трети состоит из графита. Графит является замедлителем и отражателем нейтронов, а также основным конструкционным материалом активной зоны, что позволяет эксплуатировать реактор при высоких температурах. Графит был выбран из-за его хороших ядерно-физических и теплофизических свойств. Ядерное топливо представляет собой сферические микротвэлы, которые спрессованы в графитовом топливном элементе, из которых далее собираются ТВС. В Институте ядерной физики Республики Казахстан проводятся работы по квалификации облученного топлива ВТГР. Для исследования свойств облученного топлива ВТГР необходимо извлечь микротвэлы из графитовой матрицы. В работе приведены результаты экспериментов по электрохимическому разделению графита и необлученного топлива ВТГР. 

Разработка технологии исследования свойств облученного топлива высокотемпературного газоохлаждаемого реактора

Авторы: Буртебаев Н., Дюсамбаев Д., Гизатулин Ш., Шаймерденов А., Сильнягин П.П, Уета Ш.

Ключевые слова: ВТГР, ВВР-К, топливо, выгорание

Загрузить PDF
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.

Развитие некоторых сопутствующих технологий ядерных реакторов с газовым теплоносителем IV поколения

Авторы: Семейко К.В.

Ключевые слова: ВТГР, Графит, твэл, микротвэлы

Загрузить PDF
Высокотемпературные ядерные реакторы с газовым теплоносителем имеют некоторые преимущества перед легководяными и тяжеловодными ядерными реакторами для генерации энергии и применении в отраслях промышленности, где необходима низкопотенциальная и высокопотенциальная теплота. Для проектирования и внедрения реакторных установок данного типа необходимо развитие соответствующих технологий. К таким технологиям относится производство графита ядерной чистоты, нанесение пироуглеродного защитного покрытия микротвэлов, производство гелия. В Институте газа НАН Украины проведен цикл научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в этом направлении. Результаты исследований позволяют создать энергоэффективную и экологически чистую технологию очистки графита до высоких степеней чистоты. В реакторах с электротермическим псевдоожиженным слоем проведены исследования по нанесению пироуглеродного покрытия на модель микротвэла. Получены материал с широким спектром содержания пироуглерода (от 2 до 97 %мас.). Разработанная криогенная технология получения гелиевого концентрата из природного газа. Для продолжения исследований в направлении развития сопутствующих технологий ядерных реакторов с газовым теплоносителем создается международный консорциум для подачи заявок для участия в грантовых программах EVRATOM и Horizon 2020.

Экспериментальные исследования по высокотемпературному окислению прототипа топлива ВТГР

Авторы: Кенжина И.Е., Аскербеков С.К., Понкратов Ю.В., Гордиенко Ю.Н., Кенжина И.Е., Аскербеков С.К., Чихрай Е.В, Шестаков В.П., Кульсартов Т.В., Чихрай Е.В, Заурбекова Ж.А.

Ключевые слова: ВТГР, топливо, высокотемпературное окисление SiC покрытия, анализ коррозионных данных, анализ данных микроструктурных исследований

Загрузить PDF
В настоящей работе приведены результаты эксперимента по высокотемпературному окислению SiC покрытия прототипа топлива ВТГР в среде кислорода при следующих условиях проведения эксперимента: максимальная температура образцов при линейном нагреве – 1400 °С; скорость нагрева – 10 °С/мин. По результатам экспериментов были получены зависимости изменения состава газовой смеси в коррозионной камере при линейном нагреве исследуемого образца. Проведен качественный анализ коррозионных данных и данных микроструктурных исследований до и после эксперимента по коррозии. Полученные результаты позволяют оценить коррозионную стойкость и потерю эксплуатационных свойств SiC покрытий на прототипах топлива ВТГР.