Стендовая база для испытаний ЯРД
Авторы:
Черепнин Ю.С.
Ключевые слова:
водород,
реактор ЯРД,
ядерный ракетный двигатель,
высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор,
испытательный стендовый комплекс
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Первые реакторные испытания модельных твэлов ЯРД проводились в достаточно хорошо известном специалистам импульсном реакторе ИГР [1, 2] в 1962...1966 годах, расположенном в центральной части полигона в 50 км к юго-западу от города Семипалатинска-21. При испытаниях температура охлаждающего твэлы водорода достигала 3000 К. Результаты испытаний экспериментально подтвердили возможность создания твэлов с заданными параметрами, а также возможность использования реактора ИГР для испытаний твэлов и ТВС реактора ЯРД.
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
Прочитать аннотацию
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.
Экспериментально-расчетная модель определения полей энерговыделения в ТВС прототипов реакторов ЯРД
Авторы:
Котов В.М.,
Черепнин Ю.С.,
Чертков Ю.Б.,
Беляков В.В.
Ключевые слова:
ТВС,
реактор ИВГ.1,
реактор ЯРД,
ядерный ракетный двигатель
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Исследование полей энерговыделения по объему реактора и входящих в состав его активной зоны тепловыделяющих сборок представляет собой один из этапов физических исследований. Эта задача особенно актуальна для реакторов ИВГ.1 и ИРГИТ, несерийных энергетических установок – прототипов реакторов ЯРД. Основной принцип методик измерения распределения энерговыделения по объему тепловыделяющих сборок и активной зоны реактора заключается в активации (облучении) измерительных твэлов и других детекторов на небольших уровнях мощности реактора с последующим измерением наведенной в них гамма-активности, обусловленной радиоактивными продуктами деления и продуктами активации.
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
Прочитать аннотацию
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.
Технология подготовки и проведения испытаний ТВС и активных зон реакторов ЯРД на стендовом комплексе «Байкал-1»
Авторы:
Колодешников А.А.,
Зеленский Д.И.,
Тухватулин Ш.Т.,
Щербатюк В.М.,
Пивоваров О.С.,
Ганжа В.В.,
Кадников В.П.
Ключевые слова:
водород,
ядерный ракетный двигатель,
высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор,
испытательный стендовый комплекс
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Испытания ТВС и активных зон реакторов ЯРД на стендовом комплексе «Байкал-1» проводились в исследовательских реакторах ИВГ.1 и ИРГИТ.
Анализ и обоснование безопасности испытаний ТВС ЯРД
Авторы:
Колодешников А.А.,
Васильев Ю.С.,
Тухватулин Ш.Т.,
Пивоваров О.С.,
Чертков Ю.Б.,
Уренский Н.А.,
Дараган И.Д.,
Дегтярева Л.С.
Ключевые слова:
стендовый комплекс «Байкал-1»,
ядерный ракетный двигатель,
высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор,
реакторные испытания ТВС ЯРД
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Испытания ТВС и активных зон реакторов ЯРД проводились на стендовом комплексе «Байкал1» (СКБ-1) в исследовательских реакторах ИВГ.1 и ИРГИТ с открытым выбросом в атмосферу газообразного теплоносителя – водорода. Наличие на стендовом комплексе ядерных реакторов, пожароопасных, взрывоопасных и газоопасных компонентов (водорода, азота), фактора радиационной опасности, проведение испытаний ТВС ЯРД при близких к предельно допустимым параметрам предъявляют особые требования к обеспечению безопасности этих испытаний.
Система очистки теплоносителя от продуктов деления при испытаниях ТВС ЯРД
Авторы:
Колодешников А.А.,
Васильев Ю.С.,
Игнашев В.И.,
Ильенко С.А.,
Чертков Ю.Б.
Ключевые слова:
продукты деления,
аэрозоли,
ядерный ракетный двигатель,
высокотемпературные газоохлаждаемые ТВС ЯРД,
система очистки теплоносителя,
радиационный распад,
радиационный выброс
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Натурные реакторные испытания элементов и узлов ЯРД предполагают наличие экспериментальной стендовой базы, в состав которой кроме реактора, обеспечивающего реализацию заданных нейтронно-физических условий нагружения, входят системы подачи исходного и отвода отработанного теплоносителя. Стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ.1М обеспечивают принципиальную возможность проведения таких испытаний, но в настоящее время он не укомплектован удовлетворительной системой отвода (и локализации) отработанного газообразного теплоносителя (водорода). Проблема заключается в том, что при прохождении теплоносителя через реактор он загрязняется радиоактивными продуктами деления, выброс которых в окружающую среду ограничивается санитарными правилами.
Исследование изменений прочности твэлов после реакторных испытаний применительно к работе ЯЭДУ на двигательном и энергетическом режимах
Авторы:
Дерявко И.И.,
Тарасов В.И.
Ключевые слова:
прочность,
ядерный ракетный двигатель,
карбидный стержневой твэл,
реакторное облучение,
упрочнение,
остаточные напряжения,
отжиг,
дефекты структуры,
залечивание трещин
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Несмотря на жесткие условия эксплуатации, стержневые твэлы ядерной энерго-двигательной установки (ЯЭДУ) должны оставаться работоспособными, т.е. сохранять несущую способность и значительную часть исходной прочности, достаточно длительное время: в двигательном режиме от 1 до 5 ч в зависимости от назначения установки, а в энергетическом до 15000 ч. Ситуация упрощается тем, что, как следовало из реакторных испытаний, у твэлов на начальных стадиях облучения и в двигательном, и в энергетическом режимах реактора обнаруживается радиационный прирост прочности, способствующий сохранению их целостности и работоспособности. Поскольку механизм радиационного упрочнения хрупких тугоплавких материалов во многом отличается от хорошо известного механизма радиационного упрочнения пластичных материалов, целью настоящей работы является экспериментальное изучение особенностей и основных причин изменения прочности карбидных твэлов на начальных стадиях облучения.
Пути обеспечения экологической безопасности наземной отработки элементов реакторов ЯРД
Авторы:
Котов В.М.,
Власенко Ю.П.
Ключевые слова:
аварийный выброс радионуклидов,
ядерный ракетный двигатель,
замкнутый контур,
фильтр,
накопитель
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Особенности реакторов ЯРД заключаются в близости параметров (таких, как температура, механические нагрузки) для многих элементов реактора к предельно допустимым значениям. Тем самым определяются высокая вероятность возникновения аварии, ее возможные масштабы, а также высокое значение величины выхода продуктов деления из твэлов реактора в номинальных режимах его работы.
Стендовый комплекс «Байкал-1». подготовка и проведение первого энергетического пуска реактора ИВГ.1
Авторы:
Тихомиров Л.Н.
Ключевые слова:
ТВС,
стендовый комплекс «Байкал-1»,
ядерный ракетный двигатель
Прочитать аннотацию
Загрузить PDF
Реактор ИВГ.1 являлся первым наземным прототипом реактора ЯРД. Реактор сооружен на стендовом комплексе «Байкал-1» площадки «10» Семипалатинского ядерного полигона. С момента проведения энергетического пуска в 1975 году реактор эксплуатировался в течение 14 лет до момента его модернизации в 1989 году. Стендовый комплекс «Байкал-1» проектировался и строился для проведения испытания ТВС различных модификаций ЯРД с открытым выхлопом.