Выберите параметры поиска


Внутриреакторный эксперимент по испытанию твэла быстрого реактора в условиях аварии с потерей теплоносителя

Авторы: Пахниц А.В., Сураев А.С., Сулейменов Н.А.

Ключевые слова: ИГР, внутриреакторный эксперимент, твэл

Загрузить PDF
В работе исследовано поведение модельного твэла реактора на быстрых нейтронах, с целью изучения влияния бланкетных зон на распределение расплава топлива по активной зоне. Разработана расчетная модель экспериментального устройства, проведены теплофизические расчеты в обоснование безопасности проведения внутриреакторного эксперимента, определена диаграмма изменения мощности реактора, при реализации которой достигнута начальная стадия плавления зон с высоким обогащением топлива. Подготовлен и проведен внутриреакторный эксперимент на КИР ИГР с экспериментальным устройством, оснащенным модельным твэлом реактора на быстрых нейтронах. 

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.

Расчет температурного поля ВОТК-НОУ реактора ИВГ.1М по оптимизированной и усовершенствованной моделям

Авторы: Акаев А.С., Хажидинов А.С., Гановичев Д.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, тепловыделяющая сборка, твэл

Загрузить PDF
Объектом исследования является водоохлаждаемый технологический канал с топливом низкого обогащения (ВОТК-НОУ №24) реактора ИВГ.1М. В расчетной программе Ansys Fluent разработана пористая двухмерная осесимметричная модель ВОТК реактора ИВГ.1М, оптимизирована имеющаяся рабочая модель тепловыделяющей сборки (ТВС), которая упрощена до сегмента одного тепловыделяющего элемента (твэла). Осуществлена проверка расчетных моделей путем сравнения результатов стационарного расчета с экспериментальными данными пуска П17-08. Разработанные модели позволяют проводить теплофизические расчеты аварийных ситуаций по обоснованию безопасности

Анализ проектной аварии на реакторе ИВГ.1М с выбросом рабочего органа СУЗ

Авторы: Акаев А.С., Жагипарова Л.К., Хажидинов А.С., Гановичев Д.А., Мартыненко Е.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, твэл, ТВС

Загрузить PDF
В статье представлен анализ теплового состояния ТВС с топливом низкого обогащения реактора ИВГ.1М при проектных авариях, связанных со сбоями системы управления и защиты. Рассмотрены аварийные ситуации с самопроизвольным разворотом одного регулирующего барабана, а также системы регулирующих барабанов с максимальной эффективностью. Задача исследований, приведенных в статье, заключалась в проведении нестационарного теплового расчета ТВС реактора с двойным профилированием энерговыделения по высоте сборки и во времени. В результате расчетных исследований получены диаграммы изменения максимальных значений температуры ТВЭЛов и воды на выходе из водоохлаждаемого технологического канала, при проектных авариях с выбросом рабочего органа системы управления и защиты.

Результаты разработки и испытаний ТВС активных зон реакторов ЯРД

Авторы: Сметанников В.П., Уласевич В.К., Тухватулин Ш.Т., Черепнин Ю.С., Пивоваров О.С., Денискин В.П., Дьяков Е.К., Нежевенко Л.Б., Паршин Н.Я., Подладчиков Ю.Н., Попов Е.Б., Федик И.И., Талызин В.М., Павшук В.А.

Ключевые слова: тепловыделяющая сборка, твэл, теплоноситель, ядерный ракетный двигатель, замедлитель, конструкционные материалы

Загрузить PDF
Настоящий доклад представлен от большой кооперации разработчиков, технологов и испытателей, работающих на протяжении 30 лет над созданием реактора для ЯРД. В разработку технологии и методов испытаний элементов активных зон большой вклад внесли ученые, инженеры и рабочие НПО «Луч» (в том числе НИИ, Опытного завода и Объединенной экспедиции НПО «Луч»). Немалые заслуги в этом РНЦ «Курчатовский институт» и ведущих коллективов отрасли: НИКИЭТ, ФЭИ и других.

Диагностика состояния ТВС ЯРД при проведении реакторных испытаний

Авторы: Колодешников А.А., Беляков В.В., Тарасов В.И.

Ключевые слова: тепловыделяющая сборка, твэл, реактор, ядерный ракетный двигатель, опорная решетка, газодинамический контроль, гамма-сканирование

Загрузить PDF
На стендовом комплексе «Байкал-1» в реакторе ИВГ.1 проведены ресурсные испытания ТВС реактора ЯРД. Конструктивно каждая тепловыделяющая сборка состоит из таких основных узлов, как нагревная секция, теплоизоляционный пакет, корпус, входной и опорно-выхлопной блоки. Нагревная секция набрана из твэлов стержневого типа. Теплоизоляционный пакет содержит несколько слоев коаксиально расположенных обойм. Основным материалом деталей ТВС являются карбиды циркония, ниобия и твердые растворы карбидов этих металлов.

Исследование выхода продуктов деления из твэлов без защитного покрытия реакторов ЯРД

Авторы: Котов В.М., Сорокин Б.В., Беляков В.В., Горбатых А.И.

Ключевые слова: твэл, продукты деления, реактор ЯРД, диффузия, кинетический выход, модельный эксперимент, адсорбция

Загрузить PDF
При наземных испытаниях элементов реакторов ЯРД важную роль, в отношении радиационной безопасности, играет выход продуктов деления из твэлов в рабочее тело и дальнейшая их миграция. Характеристики выхода и миграции находятся в сложной зависимости от таких факторов, как: конфигурация и размеры твэлов, наличие покрытия на поверхности твэлов, температура и характер диффузионной подвижности радионуклидов в теле твэла, условия для эрозии и адсорбции на поверхности твэла, род газа, омывающего твэл, и его параметры.

Реакторная отработка стержневых карбидных твэлов ЯРД и ЯЭДУ

Авторы: Черепнин Ю.С., Дерявко И.И., Зеленский Д.И., Пивоваров О.С., Перепёлкин И.Г., Стороженко А.Н., Таубин М.Л., Дьяков Е.К., Федик И.И., Ланин А.Г.

Ключевые слова: твэл, ТВС, реактор ЯРД, ЯЭДУ

Загрузить PDF
Реакторные испытания по отработке конструкции и материального состава твэлов и ТВС реакторов ЯРД и ЯЭДУ на стендовой базе ИАЭ НЯЦРК имеют многолетнюю историю. Начало испытаний следует отнести к 1962 году, когда была проведена первая опытная серия испытаний модельных сборок, содержавших стержневые четырехлопастные твэлы из (U,Zr)C, в петлевом устройстве реактора ИГР. Массовые испытания твэлов и ТВС в реакторе ИГР начались в 1964 году [1], причем с 1971 года по 1978 год в этом реакторе испытывались уже штатные твэлы стендовых прототипов реакторов ЯРД [2], т.е. стержневые твэлы двухлопастного профиля.

Исследование нейтронно-физических характеристик газоохлаждаемого канального реактора

Авторы: Котов В.М., Иданова Д.С.

Ключевые слова: уран, твэл, ТВС, реактор

Загрузить PDF
В работе рассчитаны нейтронно-физические характеристики вариантов реактора, отличающихся составом топлива, материалом оболочек твэлов и корпуса ТВС, типом решетки ТВС, их количеством и шагом, наличием компенсаторов избытка реактивности с выработкой делящихся материалов, составом замедлителя и отражателя, размерами отражателя. Критерием оптимизации служила величина воспроизводства делящихся нуклидов в различных видах кампании. Показаны преимущества варианта реактора, обеспечивающего полное использование природного урана, стабильность работы реактора и достижение высокого выгорания в топливе.

Обоснование технологии экспериментальных исследований твэлов быстрых реакторов в ИГР

Авторы: Сулейменов Н.А., Жанболатов О.М., Котов В.М.

Ключевые слова: ИГР, твэл, реактор, быстрые реакторы

Загрузить PDF
В работе рассмотрены вопросы обеспечения представительных экспериментов с твэлами быстрых реакторов в
центральном экспериментальном канале теплового импульсного реактора ИГР. Проведенные ранее расчеты по-
казали возможность получения достаточно интенсивного поля быстрых нейтронов в ИГР с помощью конверто-
ров различной конструкции. Для перехода к таким испытаниям твэлов быстрых реакторов в ИГР необходимо
экспериментальное обоснование расчетных исследований. Предложено провести экспериментальное обоснова-
ние с использованием набора двух типов твэлов, один из которых работает в тепловом спектре нейтронов, другой
в спектре нейтронов, полученном с помощью конвертора. Разработана конструкция такого экспериментального
устройства, рассчитаны характеристики его работы. Проведено обоснование безопасности его испытаний в ИГР.