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.

Теплофизические расчеты реакторной ампулы для исследования газовыделения из литийсодержащих материалов при проведении экспериментов на реакторе ВВР-К

Авторы: Гизатулин Ш., Кенжин Е., Шаймерденов А., Аханов А.М., Аскербеков С.К., Кабулбек Е.Б., Чихрай Е.В., Аскербеков С.К.

Ключевые слова: ВВР-К

Загрузить PDF
В данной статье представлен один из этапов работ по реализации проекта создания установки для длительных испытаний материалов ТЯР на реакторе ВВР-К. В частности, приведены данные теплофизических расчетов облучательной ампулы из нержавеющей стали, содержащей различные материалы бридеров ТЯР: литиевую керамику и свинцово-литиевую эвтектику. Для расчетов была использована 3-х мерная осесимметричная модель, по которой все элементы находятся на одной оси. Для моделирования тепломассопереноса использовался мультифизический модуль Nonisotermal Flow, интегрирующий в себе субмодули Heat Transfer in Fluids и Laminar Flow для расчета теплопереноса в металле ампулы и в потоке воздуха, контактирующего с поверхностью ампулы, и для расчета распределения скоростей и давления в потоке, соответственно. Была оценена динамика нагрева и распределение температурных полей по ампуле на основе чего сделаны выводы о параметрах облучательного эксперимента. 

Изменения электросопротивления и намагниченности необлученной и облученной нейтронами стали Х18Н9 в процессах деформации и отжигов

Авторы: Максимкин Олег Прокофьевич, Нұрғали Е.Е., Максимкин Олег Прокофьевич

Ключевые слова: деформация, ВВР-К, Х18Н9, нейтронное облучение

Загрузить PDF
Приведены и обсуждаются результаты экспериментов по изучению деформационного и термического изменений электромагнитных свойств аустенитной стали Х18Н9, подвергнутой нейтронному облучению в ядерном реакторе ВВР-К. Особенное внимание уделено прямому и обратному фазовому мартенситному превращению. Обнаружен эффект дополнительного прироста количества ферромагнитной α-фазы при отжиге (~450 ºС) облученной, деформированной при отрицательных температурах (−20 и −60 ºС) реакторной стали.

Динамика изменения кинетических параметров активной зоны ИР ВВР-К с низкообогащенным топливом при постепенной замене водяного отражателя на бериллиевый

Авторы: Шаймерденов А., Сайранбаев Д.С., Колточник С.Н., Накипов Д.А., Кенжин Е.А.

Ключевые слова: ВВР-К, низкообогащенное топливо, кинетические параметры, бериллиевый отражатель

Загрузить PDF
В 2015 году в рамках перевода реактора ВВР-К на топливо пониженного обогащения проведена модернизация основных систем реактора, включая полную замену СУЗ. Новая конфигурация активной зоны реактора стала компактной и более энергонапряженной; изменился характер выгорания топлива. Увеличилось количество рабочих органов СУЗ, изменились и их геометрические параметры. Согласно концепции конверсии реактора ВВР-К, в течение первого года эксплуатации будет производиться постепенная замена водяного отражателя на бериллиевый, что сопряжено с изменением нейтронно-физических характеристик реактора. Настоящая работа посвящена определению кинетических параметров реактора ВВР-К, связанных с формированием бериллиевого отражателя. Для корректного вычисления реактивности новой аппаратурой СУЗ необходимо вводить в систему значения кинетических параметров активной зоны, такие как доли запаздывающих нейтронов и постоянные распада для шести групп. Определению значений этих параметров и динамике их изменения в ходе эксплуатации реактора посвящена настоящая работа. 

Электроразведка при оценке динамики обводнения грунтов в местах расположения объектов атомной отрасли (на примере ВВР-К ИЯФ)

Авторы: Жолдыбаев А.К., Кушербаева Н.Н., Шульга М.В.

Ключевые слова: электроразведка, ВВР-К, грунт

Загрузить PDF
Приведены результаты аналитического и экспериментального изучения геоэлектрических и деформационных свойств песчано-глинистых грунтов с применением электроразведки методом вызванной поляризации, улучшенной за счет исключения влияния электрического сопротивления грунтов, на примере района расположения реактора ВВР-К, ИЯФ. Полученные данные могут быть использованы при инженерно-геологическом мониторинге безопасности потенциально опасных объектов в подобных геологических условиях.

Сравнение спектра нейтронов в реакторе ВВР-К с высокообогащенным и низкообогащенным топливом

Авторы: Шаймерденов А., Сайранбаев Д.С., Колточник С.Н., Чекушина Л.В., Гизатулин Ш.Х.

Ключевые слова: ВВР-К, низкообогащенное топливо, высокообогащенное топливо, спектр нейтронов

Загрузить PDF
ВВР-К – это исследовательский легководный гетерогенный реактор бакового типа. Эксплуатация реактора начата в 1967 году с обогащением 36 % по урану-235. В 2016 году осуществлен перевод реактора на низкообогащенное топливо (19,7 % по урану-235) с использованием ТВС типа ВВР-КН. Для эксплуатации реактора выбрана компактная конфигурация активной зоны, в которой, по мере выгорания топлива, боковой водяной отражатель нейтронов постепенно заменяется на бериллиевый. Кроме того, в новой активной зоне увеличено количество рабочих органов системы управления и защиты реактора. Результаты измерения, плотности потока тепловых нейтронов в центре активной зоны, проведенные во время физического пуска, показали, что она удвоилась, достигнув значения 2·1014 см−2с−1. Таким образом, с точки зрения экспериментальных возможностей, реактор после его конверсии стал более привлекательным. Как известно, при делении урана образуются нейтроны с энергией в соответствии со спектром Уатта, т.е., пик приходится на нейтроны с энергией 0,7 МэВ, а средняя энергия нейтронов составляет 2 МэВ. В связи с увеличением содержания урана-238 в новой конструкции ТВС с низкообогащенным топливом, спектр нейтронов становится «жестче». В настоящей работе с применением компьютерного кода MCNP рассчитаны спектры нейтронов в облучательных каналах активной зоны и проведено сравнение спектров нейтронов в активной зоне реактора ВВР-К с высокообогащенным и низкообогащенным урановым топливом. Работа выполнена при финансовой поддержке программы Министерства образования и науки Республики Казахстан № BR05236400. 

Расчет вакуумной схемы эксперимента по дегазации материалов ТЯР в условиях нейтронного облучения на реакторе ВВР-К

Авторы: Гизатулин Ш., Шаймерденов А., Кенжина И.Е., Аскербеков С.К., Кенжин Е.А., Чихрай Е.В., Аскербеков С.К., Кульсартов Т.В., Заурбекова Ж.А., Шестаков В.П.

Ключевые слова: ВВР-К, установка для испытаний материалов ТЯР, вакуумная экстракция

Загрузить PDF
В статье представлен первый этап работ по реализации проекта создания установки для испытаний материалов ТЯР на реакторе ВВР-К методом вакуумной экстракции. В частности, приведены данные расчетов вакуумной системы установки для различных геометрий вакуумного тракта. Разработанная модель позволила оценить диапазон и распределение давлений по длине облучательного устройства и вакуумной системы. Полученные значения распределения давления показали, что в целом физическая возможность зарегистрировать поток трития и гелия в систему будет достаточной для уровней наработки трития и гелия в исследуемых образцах выше 10−11 моль/с.