Выберите параметры поиска


Свойства расплава материалов активной зоны ядерного реактора, полученного на исследовательском реакторе ИГР

Авторы: Скаков Мажын Канапинович, Мухамедов Н.Е., Пахниц А.В., Дерявко И.И.

Ключевые слова: ИГР, расплав

Загрузить PDF
В работе впервые определены теплофизические свойства (удельная теплоемкость, температуропроводность и теплопроводность) натурного кориума быстрого энергетического ядерного реактора в диапазоне температур от комнатной до ~400 °С. Полученные данные предназначены к использованию в расчетах температурных полей при моделировании процессов по удержанию расплава кориума в корпусе ядерного реактора на быстрых нейтронах. 

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. 

Влияние процесса термоциклирования на прочностные характеристики НОУ и ВОУ топлива реактора ИГР

Авторы: Кожахметов Е.А., Мухамеджанова Р.М., Бельдеубаев А.Ж., Даулетханов Е.Д., Сапатаев Е.Е., Уркунбай А.С.

Ключевые слова: ИГР, термоциклирование, испытание на сжатие, прочность

Загрузить PDF
В данной работе представлены результаты механических испытаний высокообогащённых ураном (ВОУ) и низкообогащённых ураном (НОУ) топливных материалов реактора ИГР после термоциклирования при различных температурах и количестве циклов «нагрев-охлаждение». Определены изменения прочностных характеристик НОУ и ВОУ топлива в зависимости от режимов термоциклических испытаний.

Моделирование точечной кинетики реактора ИГР с учетом временного распределения выделенной энергии деления

Авторы: Жанболатов О.М., Иркимбеков Р.А., Жанболатов О.М.

Ключевые слова: ИГР, энерговыделение, кинетика реактора

Загрузить PDF
В данной работе определены параметры источников запаздывающего энерговыделения, составлена математическая модель точечной кинетики реактора с учетом временного распределения энергии деления. Данные расчетные исследования помогут точнее подбирать необходимую диаграмму мощности на стадии подготовки к эксперименту на реакторе ИГР.

Результаты испытаний термопарных сборок на реакторе ИГР

Авторы: Журкин С.А., Гайдайчук В.А., Котляр А.Н., Козловский Е.В., Миллер А.А., Цхе В.К.

Ключевые слова: ИГР, термопарные сборки

Загрузить PDF
В данной статье описан опыт использования и испытания экспериментальных термопарных сборок в активной зоне реактора ИГР, предложена новая конструкция термопарной сборки.

Выбор параметров работы ИГР при проведении экспериментов с модельными ТВС

Авторы: Иркимбеков Р.А., Кожабаев З.Б., Жагипарова Л.К.

Ключевые слова: ИГР, расплав, ТВС

Загрузить PDF
В статье представлены результаты расчетов нейтронно-физических параметров экспериментального устройства, предназначенного для исследования процессов перемещения расплава материалов активной зоны в область с ограниченным количеством теплоносителя – расплава натрия, и его охлаждения при наличии остаточного энерговыделения в расплаве. Получены расчетные значения распределения энерговыделения по высоте модельной тепловыделяющей сборки. Дана оценка величины отношения энерговыделения в топливе и конструкционных материалах экспериментального устройства к энерговыделению в активной зоне реактора.

Расчетное исследование нейтронно-физических характеристик экспериментального устройства

Авторы: Жагипарова Л.К., Котов В.М.

Ключевые слова: ИГР, энерговыделение, ТВС

Загрузить PDF
В статье представлено расчетное исследование нейтронно-физических характеристик экспериментального устройства (ЭУ), предназначенного для имитации остаточного энерговыделения в расплаве ловушки за счет нейтронного облучения [1]. Проведены расчетные определения отношения энерговыделения в расплаве в различных вариантах наполнения ловушки к энерговыделению в реакторе. Выработаны предложения по оптимальному проведению физического пуска. 

Экспериментальная проверка инженерной методики расчета коэффициентов на самопоглощение гамма-квантов при спектрометрических измерениях «толстых» образцов из диоксида урана

Авторы: Медетбеков Б.С., Попов Ю.А., Жмук Д.В

Ключевые слова: ИВГ 1.M, ИГР, гамма-квант, гамма-спектрометрия

Загрузить PDF
Настоящая работа посвящена экспериментальной проверке методики расчета поправочных коэффициентов на самопоглощение гамма-квантов при постреакторном определении энерговыделения в топливных детекторах, облученных при испытаниях на реакторах ИГР и ИВГ.1М. В статье представлены результаты исследований по определению числа делений в «толстых» образцах и «тонких» порошкообразных препаратах гамма-спектрометрическим методом. Приведен сравнительный анализ результатов определения числа делений в топливных таблетках и порошкообразных препаратах, на основании которого была подтверждена правильность выбора инженерной методики расчета поправочных коэффициентов на самопоглощение гамма-квантов в «толстых» образцах.

Расчетно-экспериментальное определение запаса реактивности, необходимого для реализации пуска реактора ИГР

Авторы: Журкин С.А., Гайдайчук В.А., Козловский Е.В., Миллер А.А., Цхе В.К., Вурим А.Д., Котляр А.Н., Олжаев И.Т.

Ключевые слова: ИГР, энерговыделение, безопасность реактора, система управления и защиты, реактивность

Загрузить PDF
Предложен подход к реализации пусков реактора ИГР, повышающий безопасность реакторных испытаний путем уменьшения количества рабочих органов (стержней регулирования) СУЗ, задействованных в работе. На основе массива экспериментальных данных определены связи между параметрами диаграммы мощности реактора и реактивностью, необходимой для ее реализации. На практике проверена корректность и эффективность предлагаемого подхода.

Разработка модельной ТВС для исследования аварийной ситуации с мгновенной блокировкой потока теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах

Авторы: Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., F. Serre, F. Payot, C. Suteau, L. Trotignon

Ключевые слова: ИГР, тепловыделяющая сборка, ТВС, процессы разрушения

Загрузить PDF
В работе исследованы возможности экспериментального изучения процессов разрушения модельной тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора АСТРИД в условиях тяжелой аварии. Эксперименты с модельной ТВС могут быть проведены в исследовательском импульсном графитовом реакторе (ИГР) [1] в рамках совместной программы РГП НЯЦ РК и CEA, получившей название САЙГА (SAIGA – Severe Accident In-Pile experiments for Generation IV reactor and Astrid project) [2]. Активная зона АСТРИД состоит из внутренней зоны с гетерогенными по высоте ТВС, в которых применен принцип разделения топлива высокого обогащения на две зоны (верхнюю и нижнюю) слоем топлива с низким содержанием урана-235, предназначенным для воспроизводства делящихся веществ, и внешней зоны с гомогенными ТВС [3]. В исследовании рассмотрены два варианта исполнения модельной тепловыделяющей сборки (ТВС) для реакторных испытаний, отличающиеся геометрией и составом установленных в них твэлов. Определены режимы испытаний модельной ТВС и проведен комплекс расчетов по их обоснованию.