Выберите параметры поиска


Сравнительный анализ реакторных технологий

Авторы: Поспелов В.А., Бакланов В.В., Коровиков П.Г.

Ключевые слова: атомная энергетика, АЭС, реактор, референтность

Загрузить PDF
В Казахстане продолжительное время ведутся работы по обоснованию возможности использования атомной энергии для индустриального развития страны. В данной статье приводится обзор проделанной работы по разработке маркетингового раздела технико-экономического обоснования строительства атомной станции в Республике Казахстан, в части касающейся сравнительного анализа имеющихся на рынке реакторных технологий. Анализ проектов реакторов для потенциально возможного строительства в Республике Казахстан проводился по разработанной специалистами РГП «Национальный ядерный центр РК» системе критериев оценки. В ходе проведенной оценки были предложены наиболее перспективные проекты реакторов для возможного строительства в Республике Казахстан. 

О создании гибридного быстро-теплового реактора

Авторы: Котов В.М.

Ключевые слова: атомная энергетика, реактор, быстрые нейтроны

Загрузить PDF
Настоящая работа посвящена вопросам создания реакторов, обеспечивающих высокую эффективность использования природного сырья для топливных материалов реакторов, возможности повышения темпов развития атомной энергетики в ближайшем будущем. Показаны пути и этапы достижения данных целей, в том числе на примере работ сотрудников НЯЦ РК. Используемые на начальном этапе технические решения основаны на снижении потерь нейтронов в тепловых реакторах, на применении в качестве делящегося вещества 233U. Решение проблемы снижения активности нуклидов в цепочке 232U привели к возможности повышения доли делений на быстрых нейтронах в топливе теплового реактора. Созданный перспективный тип быстро-теплового реактора обеспечивает повышение доли деления на быстрых нейтронах до 30%, при небольшом количестве и содержании делящихся веществ, характерных для теплового реактора. 

Реакторы синтеза с использованием ускорителей ионов

Авторы: Котов В.М., Котов С.В.

Ключевые слова: ядерные установки, реактор, пучки ионов

Загрузить PDF
Ядерные реакторы на основе деления тяжелых ядер были созданы спустя десятилетие после открытия деления урана под действием нейтронов. Попытки создания реакторов на основе синтеза легких ядер продолжаются более семи десятилетий. Основное направление их осуществления повторяет природные технологии – осуществление реакций под действием высоких (звездных) температур. Это направление столкнулось с массой проблем, и в современном понимании требует для свей реализации огромных вложений. Имеются разработки на основе использования ускорительной техники. В предлагаемой работе проведена оценка возможности создания реакторов синтеза с использованием встречных пучков ионов реакций D-D, D-T, D3He. Показаны технические решения применимые для их осуществления, преимущества таких ректоров перед термоядерными реакторами, возможности наработки для них топлива и возникающие проблемы.

Оценка качества монтажа системы охлаждения теплоносителя реактора ИВГ.1М

Авторы: Ақболатов Е.Ж., Коровиков А.Г., Ермолаев А.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, реактор, неразрушающий контроль

Загрузить PDF
В работе представлены результаты анализа сварных соединенийх трубопровода системы охлаждения теплоносителя реактора ИВГ.1М. Определено, что в системе охлаждения отсутствуют дефекты, оказывающие наибольшее влияние на качество сварных соединений (трещины, несплавления в корне швов). Приведена технология сварки трубопровода.

Расчетные оценки энерговыделения и скоростей наработки 3H, 4He в литиевой КПС при ее облучении на реакторе ИВГ.1М

Авторы: Скаков М.К., Кульсартов Т.В., Понкратов Ю.В., Прозорова И.В., Тажибаева И.Л., Кульсартов Т.В.

Ключевые слова: облучение, ИВГ 1.M, литий, реактор, КПС

Загрузить PDF
В статье приведены результаты расчетов выбора основных параметров ампульного устройства для облучения образцов литиевой КПС; по оценке энерговыделения и скоростей наработки трития и гелия в литиевой КПС при ее облучении на реакторе ИВГ.1М. Актуальность работы обусловлена перспективами использования лития в будущих ТЯР в качестве плазмообращенного материала. Данная работа будет способствовать продвижению литиевых технологий с использованием КПС в современных токамаках и направлена на развитие основ проектирования демонстрационных и коммерческих источников термоядерной энергии будущего. Работа выполнена при поддержке Международного научно-технического центра (Грант № К-2204). Проект «Реакторные испытания литиевых КПС».

Рентгеноструктурные исследования графита реактора ИГР

Авторы: Скаков М.К., Букина О.С., Кукушкин И.М., Ситников А.А., Букина О.С., Яковлев В.И.

Ключевые слова: ИГР, уран, реактор, низкообогащенное (НОУ) топливо, высокообогащенное (ВОУ) топливо

Загрузить PDF
На базе Национального ядерного центра Республики Казахстан предполагается проведение конверсии исследовательских реакторов на низкообогащенное (НОУ) топливо. Высокообогащенное урановое (ВОУ) топливо будет разбавлено до состояния, устойчивого к распространению ядерного оружия. Материаловедческие исследования проводились с целью определения свойств необлученного топлива высокого обогащения, имеющих значение для транспортировки топлива и его последующего разбавления. Необлученное ВОУ топливо реактора ИГР будет использоваться в разработке технологии разбавления топлива. Исследования НОУ топлива, проводились с целью получения информации о свойствах для сравнения со свойствами ВОУ топлива. Определение структурно-фазового состояния материала – один из ключевых пунктов в материаловедческих исследованиях материала топлива реактора ИГР. Литературный обзор выявил отсутствие нормативно-технической документации, регламентирующей требования к структурным характеристикам графита уран-графитового топлива и, соответственно, к использованию методов рентгеноструктурного анализа для определения структурных характеристик графитов. В работе представлены основные результаты материаловедческих исследований, акцент сделан на анализ рентгеноструктурных характеристик уран-графитового топлива. Доклад о результатах работы был представлен на VIII Международной конференции «Семипалатинский испытательный полигон: наследие и перспективы развития научно-технического потенциала».

Согласование экспериментальных и расчетного методов оценки эффективности органов регулирования реактора ИВГ.1М

Авторы: Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Гныря В.С., Дербышев И.К.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, реактор, оценка эффективности органов регулирования, результаты нейтронно-физических расчетов

Загрузить PDF
В статье представлены описание физических исследований по определению характеристик и эффективности органов регулирования и компенсации реактивности реактора ИВГ.1М, результаты нейтронно-физических расчетов эффективности органов регулирования, анализ полученных экспериментальных и расчетных данных, реализованные в рамках проекта снижения обогащения топлива на исследовательских ядерных реакторах.