Выберите параметры поиска


Стендовая база для испытаний ЯРД

Авторы: Черепнин Ю.С.

Ключевые слова: водород, реактор ЯРД, ядерный ракетный двигатель, высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор, испытательный стендовый комплекс

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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.