авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |
-- [ Страница 1 ] --

МЕЖДУНАРОДНЫЙ СЕМИНАР

ТЕХНОЛОГИИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

14-17

мая 2000 года

Астана, Республика Казахстан

ОРГАНИЗАТОРЫ ТЕМАТИКА

СЕМИНАРА

Атомно-промышленный комплекс и ядерная энергетика.

Министерство энергетики, индустрии - сырьевые ресурсы;

- промышленные производства;

и торговли РК при участии - научно-исследовательская база;

Министерства энергетики США - международное сотрудничество.

Национальный ядерный центр РК Ядерная безопасность и технологии Центр безопасности ядерных технологий - исследования в области безопасности ядерной энергетики и технологий;

РК - контроль за ядерными материалами и физическая защита;

- опыт конверсии предприятий военно-промышленного комплекса ОРГАНИЗАЦИОННЫЙ и создания новейших технологий.

КОМИТЕТ Материаловедение в области атомной и термоядерной энергетики - радиационное материаловедение;

П р е д с е д а т е л ь : Школьник В.С., Lash T.R.

- конструкционные материалы ядерной и термоядерной энергетики.

З а м. п р е д с е д а т е л я : Косунов А.О., Вывод из эксплуатации ядерных установок Planchon P.L - мировой опыт вывода из эксплуатации ядерных установок, Члены организационного комитета:

методы и технологии;

Черепнин Ю.С., Жантикин Т.М., Ramsey J., - вывод из эксплуатации реактора БН-350;

Newton D.S., Тажибаева И.Л., Хадеев В.Г., - характеризация и стабилизация отработанного топлива;

Колтышева Г.И., Назаренко П.И., - радиоактивные отходы ядерных энергетических установок, Тихомиров Л.Н., Балдов А.Н., Тюпкина О.Г., вопросы транспортировки, хранения и захоронения.

Ахметов Т.З.

РЕГИСТРАЦИЯ УЧАСТНИКОВ ПРОГРАММНЫЙ КОМИТЕТ Регистрация участников семинара будет производиться в г. Астане, 14-15 мая 2000 года П р е д с е д а т е л ь : Черепнин Ю.С.

При регистрации участники конференции предъявляют регистрационную З а м. п р е д с е д а т е л я : Тажибаева И.Л.

карточку участника.

Члены программного комитета:

Такибаев Ж.С.,Planchon P.L., Imel G., РАЗМЕЩЕНИЕ УЧАСТНИКОВ Жотабаев Ж.Р., Кадыржанов К.К., Hansen L., Connery J., Караулов В.Н., Участники семинара будут проживать в гостиницах г. Астаны. Стоимость Шестаков В.П., Пивоваров О.С., одного дня проживания в гостиницах составляет от 30 до 200 долларов США.

Колтышева Г.И., Романенко О.Г.

РАБОЧИЕ ЯЗЫКИ КОНФЕРЕНЦИИ РАСПИСАНИЕ РАБОТЫ Рабочими языками семинара являются русский и английский.

14 мая, воскресенье Доклады переводятся на рабочие языки семинара.

! Прибытие участников семинара в г.

Астану. ТЕЗИСЫ И ДОКЛАДЫ ! Регистрация участников семинара.

Сборник тезисов докладов будет выпущен к началу работы семинара.

! Экскурсии по городу.

Названия докладов необходимо представить в Программный комитет до 15 мая, понедельник февраля 2000 года.

! Открытие семинара.

Тезисы докладов необходимо представить в Программный комитет не позднее ! Заседание технической секции №1:

15 марта 2000 года по адресу:

«Ядерно-промышленный комплекс, 490021, Семипалатинск-21, ул. Красноармейская, ядерная безопасность».

Оргкомитет семинара «NPT-2000»

! Заседание технической секции №2:

тел., факс: (095) 745-54-04, (322) 512-32- «Ядерная безопасность и ядерные тел. (322) 512-35-49, (322) 512-31- технологии».

E-mail: GIK@NNC.KZ 16 мая, вторник ! Заседание технических секций №2:

ОРГАНИЗАЦИОННЫЙ ВЗНОС «Ядерная безопасность и ядерные технологии». Организационный взнос участников семинара из стран СНГ составляет ! Заседание технической секции №3: долларов США, из других стран - 250 долларов США по курсу ММВБ на "Материаловедение в области атомной момент оплаты.

и термоядерной энергетики». В сумму регистрационного взноса входит стоимость сборника тезисов 17 мая, среда докладов, транспортные расходы по городу, прием, организация технических ! Казахстанско-американское совещание экскурсий.

рабочей группы: «Вывод из Организационный комитет семинара компенсирует транспортные расходы эксплуатации ядерных установок». и проживание авторам заказных докладов.

18 мая, четверг ! Отъезд участников семинара. Оргкомитет семинара «АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь Уважаемые читатели!

Представляем Вам первый выпуск сборника «Вестник НЯЦ РК».

Сборник «Вестник НЯЦ РК» будет периодическим научно-техническим журналом, содержащим статьи и оригинальные очерки, посвященные проблемам развития атомной энергетики в Казахстане, вопросам радиационной экологии, конверсии инфраструктуры бывших ядерных полигонов, проблеме нераспространения.

Сборник будет выходить один раз в квартал – четыре выпуска в год:

I. Атомная энергетика и безопасность АЭС;

II. Геофизика и проблема нераспространения;

III. Радиоэкология. Охрана окружающей среды;

IV. Ядерная физика и радиационное материаловедение.

Научным редактором каждого выпуска будет один из крупных специалистов по данному направлению.

В сборнике могут быть опубликованы оригинальные статьи специалистов из других научных учреждений по вышеперечисленным направлениям работ. Как правило, в сборник должны представляться работы, прошедшие апробирование на научных конференциях и семинарах.

Надеюсь, что новое печатное издание НЯЦ РК будет полезным для всех специали стов, работающих в области атомной науки и в ее прикладных направлениях.

Главный редактор сборника «Вестник НЯЦ РК», член-корреспондент инженерной академии наук, доктор технических наук Черепнин Ю.С.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь ПЕРИОДИЧЕСКИЙ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ЖУРНАЛ НАЦИОНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО ЦЕНТРА РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН Издается с января 2000 г.

ВЫПУСК 1 «АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС», ЯНВАРЬ ГЛАВНЫЙ РЕДАКТОР – ЧЕРЕПНИН Ю.С., д.т.н., член-корр. инженерной академии наук РК.

РЕДАКЦИОННАЯ КОЛЛЕГИЯ: АХМЕТОВ М.А., БЕЛЯШОВА Н.Н., ДОНБАЕВ К.М., ЖОТАБАЕВ Ж.Р., КАДЫРЖАНОВ К.К., КОНОВАЛОВ В.Е., ПИВОВАРОВ О.С., СИТНИКОВ А.В., ТАКИБАЕВ Ж.С., ТУХВАТУЛИН Ш.Т.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь СОДЕРЖАНИЕ НЯЦ РК – ПРОШЛОЕ, НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ...................................................................................... Черепнин Ю.С.

ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ........................................................................... Жотабаев Ж.Р., Зеленский Д.И., Пивоваров О.С., Черепнин Ю.С., Сметанников В.П.

МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА........................................................................................................................................................ Дерявко И.И., Жданов В.С., Зверев В.В., Зеленский Д.И., Иванов В.Я., Истомин Ю.Л., Стороженко А.Н., Яковлев В.В.

РЕЗУЛЬТАТЫ ИСПЫТАНИЙ МОДЕЛЬНЫХ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ТИПА БРЕСТ-300 В РЕАКТОРЕ ИГР...................................................................................................................................................... Вурим А.Д., Жданов В.С., Зверев В.В., Пивоваров О.С., Кулинич Ю.А.

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ВОДОРОДА И ЕГО ИЗОТОПОВ С ОБЛУЧЕННЫМ БЕРИЛЛИЕМ................. Тажибаева И.Л., Шестаков В.П., Клепиков А.Х., Романенко О.Г., Чихрай Е.В., Кенжин Е.А., Зверев В.В., Колбаенков А.Н.

МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ГАЗОВЫДЕЛЕНИЯ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО БЕРИЛЛИЯ.............................................................................................................................................................. Тажибаева И.Л., Шестаков В.П., Клепиков А.Х., Романенко О.Г., Чихрай Е.В., Кенжин Е.А., Зверев В.В.

УСТАНОВКА ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ БЕРИЛЛИЯ С ВОДЯНЫМ ПАРОМ..................................................................................................................................................................... Чехонадских А.М., Вурим А.Д., Васильев Ю.С., Пивоваров О.С., Шестаков В.П., Тажибаева И.Л., Морозов С.И.

НАКОПЛЕНИЕ И ГАЗОВЫДЕЛЕНИЕ ВОДОРОДА ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ГРАФИТА МАРКИ РГ-Т........................................................................................................................................................................... Тажибаева И.Л., Шестаков В.П., Клепиков А.Х., Романенко О.Г., Чихрай Е.В., Кенжин Е.А., Зверев В.В., Колбаенков А.Н.

РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕМПЕРАТУРНОГО ПОЛЯ В МОДЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ РЕАКТОРА ИТЭР................................................................................................................................. Игнашев В.И., Чехонадских А.М.

РАСЧЕТ ПОЛЕЙ РАССЕЯННЫХ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА............................................................................................................................................................... Жарков В.П., Дикарева О.Ф., Карташев И.А., Киселев А.Н., Нетеча М.Е., Истомин Ю.Л.

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАССЕЯНИЯ В ВОЗДУХЕ НЕЙТРОННОГО И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА........................................................................................... Истомин Ю.Л., Зеленский Д.И., Черепнин Ю.С., Орлов Ю.В., Нетеча М.Е., Аваев В.Н., Васильев Г.А., Sakamoto H., Nomura Y., Naito Y.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ МАССОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ОСЛАБЛЕНИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЯХ........................................................................................ Алейников Ю.В., Токтаганов М.О.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ........................................................................................................................................................... Тажибаева И.Л., Шестаков В.П., Клепиков А.Х., Романенко О.Г., Чихрай Е.В., Кенжин Е.А., Зверев В.В., Тихомиров Л.Н., Черепнин Ю.С.

ИССЛЕДОВАНИЕ МАКРО- И МИКРОСТРУКТУРЫ РАСПЛАВА МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР ПОСЛЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ С ВОДОЙ......................................................... Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г., Стороженко А.Н.

АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНОЙ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ЯРД.................................................................................. Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г., Пивоваров О.С., Стороженко А.Н., Тарасов В.И.

ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ СТЕРЖНЕВЫХ БЕЗОБОЛОЧКОВЫХ КАРБИДНЫХ ТВЭЛОВ В РЕАКТОРЕ РА........................................................................................................ Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г., Пивоваров О.С., Стороженко А.Н., Черепнин Ю.С.

РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ОБРАЩЕНИЯ С АМПУЛЬНЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ.................................................................................................................. Уренский Н.А., Болтовский С.А., Ганжа В.В., Шуклин Г.С.

ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ И ВАРИАНТЫ РАЗВИТИЯ ОТРАСЛИ ЭНЕРГОПРОИЗВОДСТВА Г. АЛМАТЫ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОИСТОЧНИКОВ..................................................................................................................................... Вурим А.Д., Зеленский Д.И., Колтышев С.М., Черепнин Ю.С., Кадыржанов А.К.

ЭЛЕКТРОФИЗИЧЕСКИЕ ТЕХНОЛОГИИ (ИОННО-ПЛАЗМЕННЫЕ И ПУЧКОВЫЕ ТЕХНОЛОГИИ)..................................................................................................................................................... Шаповалов Г.В.

ПОСТАНОВКА НЕЙТРОННО-АКТИВАЦИОННОГО АНАЛИЗА ГЕОЛОГИЧЕСКИХ МАТЕРИАЛОВ В ИАЭ НЯЦ РК С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ИМПУЛЬСНОГО ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА ИГР.................................................................................................................................................... Азаров В.А., Силаев М.Е.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь НЯЦ РК – ПРОШЛОЕ, НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Черепнин Ю.С.

Национальный ядерный центр Республики Казахстан В период 1947 - 1991 годы в северо-восточной части Казахстана на территории более чем 18 тысяч км2 была создана и функционировала мощная испытательная база для отработки ядерных зарядов, испытаний реак торов ядерных ракетных двигателей, исследований мощных газодинамических лазеров и другого оборудо вания и систем в интересах оборонного комплекса бывшего СССР.

В течение 1949 - 1957 гг. на территории поли- на уникальная исследовательская база для работ гона выполнялись работы только с ядерными за- по различным оборонным направлениям. Доля рядами. С 1958 года тематика исследований на- ядерных испытаний к этому времени не превы чинает расширяться. Рядом с опытным полем, где шала 30% от общего объема научно проводились наземные и воздушные взрывы, по исследовательских работ, выполняемых предпри инициативе И.В.Курчатова начинается строитель- ятиями и организациями полигона.

ство импульсного графитового реактора ИГР, Город Курчатов (Семипалатинск-21) пред предназначенного для исследования физики ней- ставлял собой закрытый гарнизон Министерства тронных импульсных систем. В 1964 году в цен- обороны СССР, где постепенно были созданы тральной части полигона начато строительство предприятия и организации других союзных обо стендового комплекса «Байкал-1» для испытаний ронных министерств. Основные предприятия го наземных прототипов ядерных ракетных двигате- рода и примерная численность работающих при лей. К началу 80-х годов на полигоне была созда- ведены в таблице.

Таблица. Основные гражданские предприятия г. Семипалатинска-21 в 1990 году.

№п/п Наименование организации Численность Ведомство Основная характеристика работ 1 Объединенная Экспедиция НПО «Луч» 1200 МСМ Эксплуатация реакторных ком плексов 2 Экспедиция 20 ( отдел 73) 350 Испытания ракетно-космических НИИТП (ПО «Южмаш») МОМ систем и оборудования 3 Центральная Экспедиция Целинного 320 МСМ Подготовка штолен к ядерным горно-химического комбината испытаниями 4 Участок монтажно-строительного 180 МСМ Подготовка скважин к ядерным управления № 24 испытаниям 5 Участок МСУ-78 122 МСМ Монтажные работы на объектах полигона 6 Проектно-изыскательская экспедиция 127 МСМ Проектные и изыскательские ПИЭ-113 работы на полигоне 7 СМУ-6 от Степногорского управления 75 МСМ Строительно-монтажные работы строительства на объектах МСМ 8 Участок МСУ-70 25 МСМ Наладка электронных приборов Работы, выполняемые этими организациями, Курчатова, обусловленной быстрым свертывани как правило, носили закрытый характер. В городе ем и передислокацией с полигона российских во не было значимых предприятий, выпускающих инских частей. Существовала реальная опасность мирную продукцию. Практически все предпри- полного разрушения всей научно ятия города получали работу от войсковых час- производственной структуры города. С этой точ тей. Определенной автономией от военных по ки зрения крайне актуальным и своевременным основной деятельности обладала лишь Объеди- было решение руководства Республики Казахстан ненная экспедиция НПО «Луч», которая эксплуа- об организации на базе научно-исследовательских тировала реакторные комплексы в центральной предприятий полигона Национального ядерного части полигона. Но эта самая крупная граждан- центра. В течение 1993 г. было организовано ская организация, как и все остальные, целиком научно-исследовательских института НЯЦ РК – зависела от военных по всем вопросам жизне- Институт атомной энергии, Институт геофизиче обеспечения. ских исследований и Институт радиационной Конверсия бывших оборонных предприятий безопасности и экологии. Это решение в условиях СИП началась в нелегких условиях трансформи- распада СССР и ликвидации военных структур рования не только научно-производственной дея- полигона позволило сохранить квалифицирован тельности, но и всей социальной жизни города ные кадры, обеспечить и продолжить эксплуата НЯЦ РК – ПРОШЛОЕ, НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ цию ядерно-опасных объектов, разработать и на- создание технологии, оборудования и мест чать реализацию полномасштабной программы для приема и хранения радиоактивных отхо конверсии. дов;

разработка концепции развития атомной Первоначально эта программа основывалась энергетики в Казахстане;

на предположениях о возможности продолжения изучение поведения расплава активных зон основных научно-исследовательских работ на реакторов при тяжелых авариях на АЭС;

полигоне, которые не были связаны с испытания разработка методов и средств обнаружения ми ядерного оружия:

ядерных испытаний, непрерывный контроль ! научно-исследовательские и испытательные за ядерными взрывами;

работы в области ядерных ракетных двигате экспериментальные работы по изучению по лей (ЯРД);

ведения конструкционных материалов термо ! разработка и создание мощных газодинамиче ядерного реактора ITER;

ских лазеров;

создание наукоемких производств.

! реакторные эксперименты с топливом атом ных станций;

Выполнение данных работ осуществляется на ! радиационные исследования территории поли учно-исследовательскими организациями НЯЦ и гона;

предприятиями города Курчатова разных форм ! создание наукоемких производств и техноло собственности с общим числом работающих око гий.

ло 2500 человек. В исследованиях принимают При создании данной программы специалисты участие другие коллективы Казахстана, России, руководствовались естественным желанием про- стран дальнего зарубежья. Многие из этих на должить заниматься той работой, которую они правлений финансируются полностью или час знали и умели делать. Время внесло существен- тично зарубежными и международными органи ные коррективы в первоначальный вариант про- зациями.

граммы. Работы в области ЯРД и лазеров могли Выводы развиваться только при тесной кооперации с на 1. На момент закрытия Семипалатинского ядер учно-исследовательскими организациями РФ и ного полигона научно-исследовательские и США. Но в этих странах в настоящее время от монтажно-строительные организации города сутствуют крупные национальные программы по работали только в интересах военно данным направлениям. По этой причине уникаль промышленного комплекса СССР.

ная экспериментальная база в Казахстане оказа лась не востребованной и потребовала серьезных 2. Своевременная организация Правительством усилий для консервации. Предложения по созда- Казахстана Национального ядерного центра нию новых технологий и производств не были предотвратила распад уникальных научных подкреплены практическим опытом в данных коллективов и предоставила работу подав областях и исследованиями рынков сбыта, по- ляющему числу специалистов-ядерщиков и этому, несмотря в целом на хорошие идеи, техно- членам их семей.

логические направления дальше создания отдель- 3. Программа конверсии полигона постоянно ных изделий практически не развивались. усовершенствуется и позволяет решать акту альные научные и экологические проблемы На сегодняшний день направления и структу Казахстана.

ра основных научно-исследовательских работ в НЯЦ РК выглядят следующим образом: 4. Впервые в мире начаты работы по ликвидации испытательных инфраструктур ядерных поли ликвидация последствий ядерных испытаний;

гонов.

ликвидация технологической инфраструкту ры для подготовки и проведения испытаний ядерного оружия;

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Жотабаев Ж.Р. 1), Зеленский Д.И. 1), Пивоваров О.С. 1), Черепнин Ю.С.1), Сметанников В.П. 2) 1) Национальный ядерный центр Республики Казахстан 2) Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники МАЭ РФ К середине 70-х годов в Казахстане была создана и затем функционировала испытательная база для на земной отработки элементов космических ядерных реакторов, в состав которой входят три эксперименталь ных комплекса. Два из них – комплексы исследовательских реакторов "Байкал-1" и ИГР – расположены на Семипалатинском полигоне, третий - комплекс исследовательского реактора ВВР-К - расположен в поселке Алатау под Алматы. На комплексах "Байкал-1" и ИГР проводились испытания твэлов, ТВС, модулей и про тотипов реакторов ЯРД и ЯЭДУ с турбомашинным преобразованием энергии на основе твердофазного реак тора. На комплексе ВВР-К проводились испытания электрогенерирующих каналов термоэмиссионных реак торов-преобразователей.

В настоящем докладе дана оценка современного состояния экспериментальной базы и возможности ее дальнейшего использования для исследований в области космической ядерной энергетики.

1. КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ 1.2. Реактор ИВГ.1М Реактор ИВГ.1 введен в эксплуатацию в РЕАКТОРОВ "БАЙКАЛ-1" году. В течение 1975…1988 годов в реакторе про 1.1. Стендовые системы водились испытания опытных активных зон реак Комплекс "Байкал-1" расположен в центре торов ЯРД и ЯЭДУ. В 1989 году была начата мо Семипалатинского полигона в 65 км к югу от го дернизация реактора ИВГ.1 и систем комплекса рода Курчатова. Комплекс создавался как специа "Байкал-1" с целью создания на реакторе двух лизированная база для полномасштабных реак петлевых установок:

торных испытаний ТВС, модулей активных зон, • петлевой установки для испытаний ТВС газо прототипов реакторов ЯРД и собственно ЯРД с охлаждаемых реакторов, в том числе реакторов использованием газообразного и жидкого водо ЯРД и ЯЭДУ, оснащенной системой закрытого рода. Водород и необходимый для различных выброса газообразного теплоносителя;

технологических операций азот (который исполь • петлевой установки для испытаний модельных зовался также в качестве теплоносителя) достав ТВС водоохлаждаемых реакторов, в том числе лялись на комплекс в жидком виде в транспорт ВВЭР, в переходных и аварийных режимах, ных автомобильных емкостях, затем газифициро включая и режимы тяжелых аварий с возможным вались и закачивались в емкости-хранилища вы плавлением ТВС, для обоснования безопасности сокого давления. В настоящее время система га объектов ядерной техники.

зификации и компремирования азота находится в рабочем состоянии, аналогичная водородная сис- РЕАКТОР ИВГ.1М тема законсервирована. Для хранения газообраз ных водорода и азота используются емкости сум марным объемом 200 м3 с рабочим давлением 32 МПа (при указанном давлении в одной емко сти может храниться 0,23 т газообразного водо рода или 3,2 т газообразного азота). Стендовые системы находятся в рабочем состоянии и обес печивают возможность подачи в испытываемые изделия водорода с расходом 0,01…25 кг/с и азо та с расходом 0,01…60 кг/с. Жидкий азот произ водится в городе Курчатове, жидкий водород дос тавлялся с Чирчикского электрохимического комбината (Узбекистан), где в настоящее время производство остановлено.

На комплексе "Байкал-1" находятся два иссле довательских реактора – ИВГ.1М и РА.

ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ РЕСУРСНЫЕ ИСПЫТАНИЯ ТВЭЛОВ В РЕАКТОРЕ РА В 1990 году был завершен первый этап модер- (He;

P=0,45 МПа;

Тобл=800...1800 К) низации - активная зона реактора укомплектована охлаждаемыми водой технологическими канала- 50 14 ч ми. Работы по второму этапу модернизации, УПРОЧНЕНИЕ ТВЭЛОВ, в/в, % 157 ч 69 ч созданию петлевых установок и реконструкции 290 ч 8ч 645 ч системы водяного охлаждения реактора, - выпол- 28 ч 109 ч 890 ч 30 102 ч 4803 ч нены лишь частично и прекращены в связи с из- 638 ч 4581 ч менением экономической и политической ситуа- 1157 ч 3151ч ции в СНГ. Продолжительность непрерывной работы ре- 1ч 5ч актора ограничена запасами водяного теплоноси- теля, который циркулирует по замкнутому конту- - ру (без промежуточного охлаждения) и составля- 15 16 17 18 19 ВЫГОРАНИЕ УРАНА В ТВЭЛАХ, lg(NД, дел./см3) ет 103…4104 с при мощности реактора соответ ственно от 60 до 6 МВт. 1.4. Основные научно-исследовательские Реактор оснащен оборудованием для проведе- программы, выполненные на комплексе "Бай ния исследований параметров взаимодействия кал-1" конструкционных материалов с водородом и его 1975…1988 годы. В реакторе ИВГ.1 проведены изотопами в условиях реакторного облучения. испытания четырех опытных активных зон реакторов ЯРД и ЯЭДУ. Продемонстрирова 1.3. Реактор РА на работоспособность ТВС ЯРД в течение Исследовательский реактор РА был создан на 4000 с при температуре водорода до 3100 К и основе конструкции стендового прототипа ЯРД удельном энерговыделении до 33 кВт/см3.

реактора ИРГИТ и введен в эксплуатацию в 1978…1981 годы. На комплексе "Байкал-1" про году. Реактор охлаждается атмосферным возду ведены испытания двух стендовых прототи хом, нагнетаемым компрессором с расходом до пов ЯРД – реакторов ИРГИТ.

3,3 кг/с, при этом обеспечивается охлаждение 1987…1997 годы. В реакторе РА проведены ис реактора при работе на мощности до 400 кВт.

пытания радиационной стойкости топлива Топливо реактора размещалось в герметичных ЯЭУ. Топливо размещалось в герметичных ампулах и имело обогащение 90% по урану-235.

ампулах, заполненных гелием или азотом.

РЕАКТОР РА Продолжительность испытаний составила 4800 час при среднем потоке тепловых ней тронов 1012 см-2с-1 и температуре топлива 800…1800 К в среде гелия и 1000…2000 К в среде азота. Выполнены послепусковые ис следования испытанных твэлов, в результате которых установлена высокая степень цело стности, сохранность геометрической фор мы, исходных размеров и прочности твэлов.

1996…1998 годы. Проведены исследования рас сеяния в атмосфере излучения реакторов ИВГ.1М и РА. Получены эксперименталь ные данные о характеристиках нейтронного и гамма-излучения на высоте 1 м над по верхностью земли на расстоянии до 1 км от реакторов, которые будут использованы для верификации программ расчетов радиацион ных полей от ядерных источников излуче ния.

1991…1998 годы. В реакторе ИВГ.1М проводятся исследования взаимодействия конструкци онных материалов с водородом в условиях реакторного облучения. Получены экспери ментальные данные о диффузионных и До 1997 года на реакторе проводились различ сорбционных свойствах образцов графита, ные исследования, в 1998 году в соответствии с бериллия различных марок, сталей межправительственными соглашениями топливо 12Х18Н10Т и 07Х16Н6, сплавов VCr4Ti4 и из реактора было выгружено и вывезено в Рос CuCrZr при температуре 600…1200 К в среде сию. Все системы реактора находятся в рабочем водорода с давлением 10-3…30 МПа.

состоянии. Возобновление эксплуатации реактора возможно при условии изготовления новых ТВС для комплектации активной зоны.

ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ РЕЖИМЫ РАБОТЫ РЕАКТОРА ИГР 2. КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИГР Нерегулируемый режим Регулируемый режим (самогасящаяся вспышка) 2.1. Реактор ИГР Исследовательский реактор ИГР введен в экс Power / Мощность Power / Мощность плуатацию в 1961 году. Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с 0,12 s t1/ гомогенной активной зоной, представляющей up to 106s собой кладку из содержащих уран графитовых до 106с блоков, собранных в виде колонн. Отражатель Time / Время Time / Время реактора сформирован из аналогичных блоков, не ОСНОВНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ содержащих урана. Реактор не имеет принуди- РЕАКТОРА ИГР тельного охлаждения активной зоны. Выделив- Мощность в импульсном режиме (пиковая), ГВт.......................................... шееся в процессе работы реактора тепло аккуму- Мощность в стационарном режиме, ГВт....................................................... лируется кладкой, а затем через стенки корпуса Полуширина импульса минимальная, с..................................................... 0, Длительность регулируемого режима, с................................................ 1… реактора передается воде контура расхолажива Максимальная плотность потока тепловых нейтронов, н/см2с......... 3, ния. Максимальный флюенс тепловых нейтронов, н/см2.......................... 3, Реактор работает в двух основных режимах: Загрузка урана-235, кг...................................................................................... • в режиме нерегулируемого самогасящегося Высота активной зоны, мм......................................................................... нейтронного импульса, амплитуда и длитель- Диаметр центрального экспериментального канала, мм........................... ность которого определяется величиной на- При реализации максимального энерговыде чальной реактивности, сообщаемой реактору;

ления в активной зоне реактора ИГР 5,2 ГДж пе гашение мощности в этом случае происходит риодичность пусков реактора (с учетом времени, за счет большого отрицательного темпера- необходимого для расхолаживания) составляет турного эффекта реактивности;

пуска в неделю.

РЕАКТОР ИГР 2.2. Стендовые системы Реактор оснащен системами подачи в объекты испытаний газообразных водорода (расход до 6 кг/с), азота (расход до 22 кг/с), гелия (расход до 4 кг/с), а также дистиллята (расход до 25 кг/с).

Газообразные водород и гелий доставляются на комплекс в транспортных баллонах, а затем с по мощью компрессора закачиваются в стендовые емкости при давлении до 32…35 МПа. Азот дос тавляется в жидком виде, затем газифицируется и закачивается в стендовые емкости.

Экологическая безопасность испытаний и вы полнение санитарных требований, устанавливае мых нормативными документами, обеспечивается специальными герметичными системами закры того выброса и сброса, куда поступают отрабо танные газообразные и жидкие теплоносители, загрязненные вышедшими из топлива испыты ваемых изделий радионуклидами.

2.3. Электродуговой стенд "Иртыш" На комплексе расположен электродуговой стенд "Иртыш", предназначенный для проведения • в регулируемом режиме, при котором мощ- исследований с применением мощных электриче ность реактора изменяется по заранее задан- ских нагревателей и потоков высокотемператур ному закону, реализуемому посредством пе- ного газа (водорода, азота, гелия, воздуха, диок ремещения рабочих органов СУЗ;

форма, ам- сида углерода, аргона). В состав стенда входят плитуда (уровень мощности) и длительность плазмотроны мощностью до 10 МВт и системы режима могут быть самыми различными и электро-, газо-, водоснабжения, измерений и определяются задачами испытаний;

ограни- управления. На стенде "Иртыш" проводились ис чением длительности является эксплуатаци- пытания конструкционных элементов ТВС ЯРД и онный предел энерговыделения в активной средств измерений температуры в потоках азота и зоне, равный 5,2 ГДж. водорода с температурой 3000…3200 К и другие исследования.

Все системы и оборудование комплекса ИГР находятся в рабочем состоянии.

ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ температуры 400…2600 К и осаждения в га 3.4. Основные научно-исследовательские зовых контурах продуктов деления, источ программы, выполненные на комплексе никами которых являлись эксперименталь реактора ИГР 1971…1973 годы. В реакторе ИГР проведены ди- ные ТВС, размещенные в реакторах ИГР и намические испытания высокотемператур- РА.

ного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе 1983…1998 годы. Проводятся исследования по которых реализованы следующие парамет- обоснованию безопасности энергетических и ры: удельное энерговыделение в топливе – исследовательских реакторов в условиях 30 кВт/см3, удельный тепловой поток с по- проектных и запроектных аварий и по дру верхности твэлов – 10 МВт/м2, температура гим программам. В частности, проведены теплоносителя – 3000 К, скорость изменения испытания модельных твэлов реакторов температуры теплоносителя при увеличении ВВЭР-1000 (в том числе с выгоревшим топ и снижении мощности – 400 К/с, длитель- ливом), БН-800, БРЕСТ-300, штатных ТВС ность номинального режима – 5 с. реактора ИВВ-2М, ведется подготовка к ис 1974…1989 годы. В реакторе ИГР проведены ис- пытаниям ТВС проектируемого японского пытания ТВС различных типов реакторов реактора на быстрых нейтронах, в обоснова ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок ние проекта многоцелевого импульсного с водородным, азотным, гелиевым и воздуш- графитового реактора МИГР предполагается ным теплоносителями. проведение испытаний на термопрочность 1971…1993 годы. Проведены исследования выхо- топлива этого реактора.

да из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне ИТОГОВЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ Многорежимной ЯРД Однорежимной ЯЭУ ИСПЫТАНИЙ ТОПЛИВА ЯЭДУ Удельное энерговыделение в топливе, Вт/см3 14…32 0,02…34 0,02…0, Теплоноситель в ТВС H2 H2, N2 – Температура, К:

– - теплоносителя 2600…3100 1200... - топлива 2900…3400 1400...3200 800... Продолжительность испытаний, ч 1,1 18 РЕАКТОР ВВР-К 3. КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ВВР-К 3.1. Реактор ВВР-К Исследовательский реактор ВВР-К введен в эксплуатацию в 1967 году. В 1988 году решением Госпроматомнадзора СССР эксплуатация реакто ра была приостановлена до выполнения требова ний по обоснованию безопасной работы реактора в условиях высокой сейсмичности. За истекший срок проделана большая работа по повышению сейсмостойкости и защищенности реактора и обоснованию безопасной его эксплуатации в ус ловиях высокой сейсмичности, исследована и обоснована компоновка новой активной зоны и в 1998 году после физического и энергетического пусков эксплуатация была возобновлена.

Продолжительность непрерывной работы ре ОСНОВНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ актора ограничена начальным запасом реактивно РЕАКТОРА ВВР-К сти и составляет 10 суток.

Тепловая мощность, МВт.......................................... Топливо..................................................................UAl 3.2. Экспериментальное оборудование Загрузка 235U, кг......................................................4. На реакторе имеется оборудование для иссле Обогащение топлива по 235U, %............................... дований и ресурсных испытаний ТВС термоэмис Высота активной зоны, мм..................................... Диаметр экспериментального канала, мм...............68 сионных реакторов-преобразователей космиче Плотность потока тепловых нейтронов ских ЯЭУ. Газовакуумные системы обеспечива в экспериментальном канале, н/(см2.с)........... 1.4· ют вакуумирование полостей объектов испыта ний и поддержание в них вакуума на уровне 10-7…10-8 мм ртутного столба, а также заполнение ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ их инертными газами и анализ газовой среды, в 1971...1998 годы. Проведены исследования по том числе газа, выделяющегося из объекта испы- обоснованию возможности создания лазер таний. Электротехнические системы обеспечива- ной системы с мощностью излучения ют возможность подачи в объект испытаний на- 10…100 кВт на базе термоэмиссионного ре пряжения постоянного или переменного тока и актора-преобразователя и встроенных в него автоматического поддержания необходимого лазеров с несамостоятельным разрядом в по температурного режима. Для неразрушающего ле реакторного излучения.

контроля состояния объекта испытаний и разви тия в нем тех или иных дефектов от реакторного 4. ВОЗМОЖНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАБОТ облучения используется установка нейтронной радиографии, смонтированная на горизонтальном 4.1. Динамические испытания высокотем канале реактора. С помощью установки объект пературного топлива в реакторе ИГР испытаний просвечивается коллимированным В реакторе ИГР могут быть проведены все ви пучком тепловых нейтронов и регистрируется его ды исследований, перечисленных в разделе 3.4, в изображение на рентгеновской пленке. Макси- том числе кратковременные циклические испыта мальная плотность потока тепловых нейтронов в ния твэлов, единичных ТВС и модулей реакторов зоне контроля составляет 108 см-2с-1. Коллимация перспективных типов ЯРД схемы "А" в пусковых, пучка равна 0,003. В качестве детектора исполь- переходных и аварийных режимах при удельном энерговыделении в топливе до 30 кВт/см3 и на зуется экран-преобразователь из фольг диспрозия, индия или гадолиния. Максимальный размер греве водорода до 3200 К. В ходе испытаний мо площади просвечивания за одну экспозицию ра- гут быть получены данные для обоснования безо вен 200200 мм2. пасной эксплуатации реакторов ЯРД: о пределах работоспособности топлива, нерасчетных режи мах, термических ударах, нарушении условий УСТАНОВКА НЕЙТРОННОЙ РАДИОГРАФИИ течения теплоносителя и охлаждения топлива, перегреве топлива до температуры плавления и другие.

ИСПЫТАНИЯ ТВС ЯРД В РЕАКТОРЕ ИГР На реакторе также имеются критическая сбор ка, технологическая цепочка "горячих камер", установки для внутриреакторных испытаний кон струкционных материалов на длительную проч ность и ползучесть, установки для внутриреак торной диагностики ядерно-возбуждаемой плаз мы и исследований лазеров с ядерной накачкой и другое оборудование.

3.3. Основные научно-исследовательские программы, выполненные на комплексе реак тора ВВР-К В частности, в 1993 году ГосНИИ НПО "Луч" 1971...1988 годы. Проведены испытания на живу- и ИАЭ НЯЦ РК были рассмотрены предложения честь ТВС термоэмиссионных реакторов- фирмы Aerojet, США, об аттестационных цикли преобразователей. При ресурсном испыта- ческих испытаниях ТВС реактора ЯРД. Объект нии в течение 3000 часов получена удельная испытаний – тепловыделяющая сборка со стерж электрическая мощность 7 Вт/см2. Выпол- невыми твэлами, конструкция и технология изго нены послепусковые исследования состоя- товления которой должны были быть усовершен ния ТВС. ствованы на основании экспериментальной ин ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ формации, полученной при проведении работ по ложена конструктивная схема экспериментально программе разработки ЯРД в 1970…1989 годах. го устройства.

Была показана возможность проведения испыта- Основной проблемой при проведении этих ний при следующих параметрах: тепловая мощ- или каких-либо других испытаний в реакторе ность ТВС 5,6 МВт;

удельное энерговыделение в ИВГ.1М с использованием проточного газообраз топливе 25…30 кВт/см3;

температура водорода на ного теплоносителя является обеспечение эколо выходе ТВС 3100 К;

длительность номинального гической безопасности. Один из возможных пу режима испытаний 5 с;

количество циклов испы- тей решения этой проблемы – создание системы таний 10. закрытого выброса. ВО ВНИПИЭТ, НИКИЭТ, ГосНИИ НПО "Луч" и ИАЭ НЯЦ РК были вы 4.2. Ресурсные испытания твэлов и ТВС в полнены проработки различных вариантов схем реакторе ИВГ.1М такой системы.

В 1993 году ГосНИИ НПО "Луч", НИКИЭТ и Имеется принципиальная возможность прове ИАЭ НЯЦ РК по заказу фирмы Rocketdyne дения длительных ресурсных испытаний твэлов, Division Rockwell International Corporation, США, ТВС и модулей активной зоны ЯРД при темпера была рассмотрена концепция испытаний одиноч туре водорода до 3100…3200 К и удельном энер ного твэла реактора ЯРД NERVA в исследова говыделении в топливе 20…30 кВт/см3 в реакторе тельском реакторе ИВГ.1М при следующих пара ИВГ.1М. Для этого, помимо создания системы метрах: рабочее тело - газообразный водород;

закрытого выброса, необходимо увеличение давление на выходе из твэла 5 МПа;

температура мощности охлаждаемой водой активной зоны водорода на входе и выходе твэла соответственно реактора до 150…200 МВт. Разработаны проект 300 и 2550 К;

темп нагрева 28 К/с;

тепловая мощ водоохлаждаемого технологического канала реак ность твэла 0,75 МВт;

число циклов испытаний на тора ИВГ.1М повышенной мощности, техниче полной мощности 10;

суммарное время испыта ские предложения по модернизации систем водя ний на полной мощности 4,5 час. В результате ного охлаждения реактора.

была показана возможность испытаний твэла ре актора NERVA при заданных параметрах, пред Реактор Реактор Реактор ВОЗМОЖНЫЕ ПАРАМЕТРЫ ИСПЫТАНИЙ ТОПЛИВА ЯРД ИГР ИВГ.1М (1 этап) ИВГ.1М (2 этап) Удельное энерговыделение в топливе, кВт/см3............................ 30…35 10…15 30… Температура водорода, К............................................................... 3000…3200 3000…3200 3000… Продолжительность одного испытания, сек.................................. 5…7 1000…2000 1000… Количество испытаний в год.......................................................... 100 10 Не требуется МОДЕРНИЗАЦИЯ Создание системы закрытого выброса теплоносителя РЕАКТОРНЫХ Создание системы доставки жидкого водорода КОМПЛЕКСОВ Изготовление ТВС повышенной мощности для комплектации активной зоны Реконструкция системы водяного охлаждения реактора мощность твэла 1 МВт;

продолжительность ста 4.3. Исследование проблем создания реак ционарного режима испытаний 3 с. Охлаждение тора ЯРД схемы "В" пористых стенок рабочей камеры обеспечивается В 1993 году НПО "Энергомаш" с участием вдувом газообразного водорода с расходом ГНЦ РФ ФЭИ и ИАЭ НЯЦ РК разработано пред 0,7 кг/с. Подготовка эксперимента находится в ложение о проведении основополагающего реак высокой степени готовности.

торного эксперимента по проблеме высокотемпе ратурного газофазного ядерного реактора ЯРД схемы "В". Эксперимент предполагалось провес ти в специально разработанной ампуле, устанав ливаемой в петлевой канал реактора ИГР. В каче стве подаваемого в рабочую камеру ампулы ядер ного топлива на первом этапе исследований должна быть использована паста на основе ура нового порошка и Na-K эвтектики с необходимой текучестью при нормальной температуре, на вто ром этапе U-Mn эвтектика с температурой плав ления 990 К. Основные параметры эксперимен та: плотность нейтронного потока 1015 тн/см2с;

температура делящейся плазмы 8000 К;

давление в рабочей камере 20 МПа;

расход урана 200 г/с;

ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ ЭКСПЕРИМЕНТ С ТВЭЛОМ РЕАКТОРА ЯРД ти его испытания. Основные параметры экспери СХЕМЫ «В» мента: рабочее тело (топливо) - UF6;

расход ра бочего тела 0,01 кг/с;

температура рабочего тела в ТВК до 900 К;

давление рабочего тела в ТВК 0,3 МПа;

мощность тепловыделения в ТВК 0,3 кВт;

продолжительность номинального режи ма работы 40 с.

4.5. Прочие работы Выше перечислены возможные направления работ по космической ядерной энергетике с ис пользованием экспериментальной базы НЯЦ РК, проведение которых предполагалось, но по тем или иным причинам, в основном, экономическим, они не получили дальнейшего развития. Возмож но также проведение других исследований, в том числе:

• длительные испытания топлива космических ЯЭУ в модернизированном реакторе РА;

• исследования выхода из топлива и распро странения в газовых контурах продуктов де ления;

• исследования эффективности теневой радиа ционной защиты космических ядерных уста новок;

• испытания термоэмиссионных ТВС в реакто ре ВВР-К;

• исследование взаимодействия конструкцион ных материалов с водородом в условиях ре акторного облучения.

4.4. Исследование проблем создания пер спективных космических ЯЭУ с циркулирую- 5. ПРОБЛЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ щим газовым ядерным топливом ВОДОРОДОМ В 1993 году РНЦ "Курчатовский институт", ИАЭ НЯЦ РК проводился анализ проблемы НИИТП им. М.В. Келдыша и ИАЭ НЯЦ РК была обеспечения испытаний водородом.

разработана принципиальная программа экспери В таблице приведены возможные поставщики ментальных исследований процессов в тепловы и технические характеристики водорода (данные деляющем канале с газовым ядерным топливом 1993 года).

на реакторе ИВГ.1М.

Предполагалось создать тепловыделяющий канал с контуром подачи рабочего тела и провес Давле Точка росы, Пары Поставщик Расстояние, км О2, % об N2, % об ние, °С масла, мг/л МПа 10- 10- ПО УМЗ, г. Усть-Каменогорск 350 15 - - 510- ТЭЛЗ, г. Томск 1200 15 - -60 УНИЦ "Водород" 10- 1800 15 - -70 г. Заречный Свердловской обл.

10-7 10- НИИХИММАШ 32 -50 10-7 10- г. Сергиев Посад Московской обл. жидкий - 10-5 10-3 210- Требуемые параметры 32 - По результатам проведенного анализа необхо- го необходимо создание специальной систе димо отметить следующее: мы очистки) и закачка в стендовые емкости с • для обеспечения испытаний в реакторе ИГР помощью компрессора.

• требуются относительно небольшие количе- для обеспечения испытаний в реакторе ства газообразного водорода, поэтому прием- ИВГ1.М необходима организация поставки лема поставка водорода в транспортных бал- на комплекс "Байкал-1" жидкого водорода в лонных рампах при давлении 15 МПа. На транспортных автомобильных емкостях.

комплексе ИГР должна производиться очист ка водорода до заданных параметров (для че ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ КАЗАХСТАНА ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Возобновление испытательных работ на ком 6. ЗАКЛЮЧЕНИЕ До настоящего времени технические возмож- плексах "Байкал-1" и ИГР возможно при мини ности экспериментальной базы Казахстана для мальных временных, финансовых и материаль испытаний элементов космических ядерных реак- ных затратах по сравнению с организацией анало торов, в основном, сохранены. Следует подчерк- гичных испытаний на других исследовательских нуть уникальность существующей эксперимен- реакторах.

тальной базы для испытаний элементов реакторов ЯРД схемы "А" и энергоустановок на их основе.

Сохранены и ежегодно пополняются кадры специалистов (в основном, в возрасте от 30 до лет), обеспечивающих эксплуатацию реакторных комплексов и проведение научных исследований.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА Дерявко И.И., Жданов В.С., Зверев В.В., Зеленский Д.И., Иванов В.Я., Истомин Ю.Л., Стороженко А.Н., Яковлев В.В.

Институт атомной энергии Проведено материаловедческое исследование состояния основных деталей активной зоны ампульного реак тора РА после 4700-часовой наработки на номинальном (300 кВт) уровне мощности. Установлена относи тельно невысокая степень деградации исходного состояния графитовых, бериллиевых, гидридных и сталь ных деталей активной зоны, что доказывает возможность дальнейшей длительной эксплуатации этих дета лей в реакторе.

4700 часов. В рамках этой проверки было вы Введение В 1996–97 годах в ИАЭ была проведена все- полнено материаловедческое исследование со сторонняя проверка технического состояния низ- стояния основных деталей активной зоны, изго копоточного (1.51012 тепл. нейтр./(см2с)) ам- товленных из графита, бериллия, гидрида цирко пульного исследовательского реактора РА, экс- ния и стали. В табл. 1 представлена номенклатура плуатировавшегося с 1987 года по 1997 год на выбранных для исследования деталей с указанием режимов их эксплуатации в реакторе.

номинальной (300 кВт) мощности в течение Таблица 1. Режимы эксплуатации деталей активной зоны реактора РА (интенсивность потока быстрых нейтронов 41012 см–2с–1).

№ Температура экс- Достигнутый флюенс п/п Наименование детали плуатации деталей быстрых нейтронов ФБ.Н., см– Тобл, К 1. 1 Дополнительный боковой графитовый отражатель реактора 3. 2 Верхние торцовые графитовые отражатели ресурсных ампул 6. 3 Графитовые теплоизоляционные обоймы ресурсных ампул 9. 4 Боковой бериллиевый отражатель реактора 6. 5 Нижний торцовый бериллиевый отражатель реактора 6. 6 Нижние торцовые бериллиевые отражатели ресурсных ампул 2. 7 Гидридный замедлитель реактора 2. 8 Стальной корпус реактора 1. 9 Стальные пружины ресурсных ампул 5. 10 Стальные чехлы ресурсных ампул Целью выполненного исследования являлось 1. Состояние графитовых деталей установление (по результатам анализа состояния При исследовании состояния дополнительного деталей) возможности дальнейшей безопасной бокового графитового (марки ЗОПГ) секциониро эксплуатации этих деталей в реакторе РА. Для ванного отражателя реактора РА был проведен этого было проведено визуальное освидетельст визуальный осмотр поверхностей секций, а затем вование доступных для осмотра деталей, измере на образцах, вырезанных из секции отражателя и ние различных характеристик Xi у деталей или из необлученной секции, были определены из X i0 ) и образцов материала деталей в исходном ( вестные [1, 2] показатели изменения совершенст ва структуры и эксплуатационных свойств графи облученном ( X i ) состояниях, определение вели та. Изменение совершенства кристаллической чин и знаков изменения этих характеристик структуры графитового материала под облучени (X X i0 ) X i0 и составление заключений о ем оценивалось по изменению межслоевого рас i стояния dc, степени графитации, рентгеновской возможности или невозможности дальнейшей плотности материала R, текстурного коэффици эксплуатации каждой конкретной детали.

ента Кт, критерия формы блоков мозаики Кф, ко эффициента совершенства структуры Кс, диамет ра блоков мозаики La, высоты блоков мозаики Lc, МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА а также удельного электросопротивления, а из- ной из секций не обнаружено даже следов на чальных разрушений, образования каверн и ско менение эксплуатационных свойств графита – по лов или появления поверхностных трещин.

изменению характеристик прочности, пластично Результаты определения микроструктурных сти и жесткости материала (предел прочности при характеристик графита в исходном и в облучен сжатии сж, микротвердость HV, статический мо ном состояниях приведены в табл. 2. Электросо дуль упругости Ест), а также по изменению двух противление включено в эту таблицу по той при его макроструктурных характеристик: объемной чине, что состав графита и состояние его макро плотности V и общей пористости П.

структуры практически не изменяются под облу При осмотре поверхностей графитовых секций чением, и, следовательно, изменение графита отражателя не было замечено каких-либо измене связано только с изменением состояния его кри ний состояния деталей, которые можно было бы сталлической структуры.


отнести за счет влияния реакторного облучения или случайных механических нагрузок. Ни в од Таблица 2. Изменение микроструктурных характеристик графита ЗОПГ под влиянием облучения.

Обозначение Значение характеристики в исходном Изменение характеристики и облученном состояниях характеристики Х0 Х1 (Х1–Х0)/Х0, % Х 0 3,362±0,002 3,381±0,003 +0,5±0, d c, A, отн. ед. 0,91±0,03 0,69±0,04 –24± R, г/см3 2,262±0,002 2,249±0,002 –0,6±0, 0 1200±340 350±40 –70± Lа, A Кс, отн. ед. 0,58±0,04 0,27±0,06 –50± Кф, отн. ед. 0,89±0,04 0,35±0,04 –61± Кт, отн. ед. 1,9±0,1 2,0±0,, мкОмсм 1320±15 2310±23 +75± Как видно из табл. 2, низкотемпературное об- ло явные черты перехода от совершенной решет лучение графита ЗОПГ до относительно невысо- ки гексагонального графита к турбостратной ре кого флюенса нейтронов привело к заметной де- шетке неграфитированного углеродного материа градации его кристаллического строения. Изме- ла. Интегральным количественным показателем нения всех измеренных характеристик, кроме этого изменения может служить 75–процентное наименее чувствительной характеристики – тек- увеличение электросопротивления у облученного стурного коэффициента, согласованным образом материала.

свидетельствуют о начавшемся процессе аморфи- Результаты определения макроструктурных (v зации кристаллической структуры облучаемого и П) и физико-механических (Ест, HV и сж) ха графита, что выражается в росте размера элемен- рактеристик графита представлены в табл. 3.

тарной ячейки вдоль оси c0 и сокращении – вдоль Видно, что изменения характеристик v и П в оси a0, уменьшении размера блоков мозаики, пределах погрешностей измерений отсутствуют.

снижении совершенства решетки и степени гра- Отсутствие изменения объемной плотности обу фитации (уменьшении упорядоченности структу- словлено относительно низким распуханием гра ры). фита V/V, которое составляет около 0,5%.

Другими словами, изменение состояния кри сталлической структуры материала уже приобре Таблица 3. Изменение макроструктурных и физико-механических характеристик графита 30ПГ под влиянием облучения.

Обозначение Значение характеристики в исходном Изменение характеристики и облученном состояниях характеристики Х0 Х1 (Х1-Х0)/Х0, % Х v, г/см3 1,72±0,01 1,72±0, П, % 24,0±0,5 23,5±0, Ест, ГПа 3,2±0,1 5,4±0,1 +69± HV, ГПа 0,15±0,01 0,24±0,02 +60± сж, МПа 37±1 68±1 +84± МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА Отсутствие изменения общей пористости обу- целом свидетельствуют об улучшении эксплуата словлено тем, что основной вклад в общую по- ционных свойств графитовых деталей дополни тельного бокового отражателя реактора по срав ристость П вносит макропористость П, которая нению с их исходным состоянием.

практически не изменяется под облучением.

Исследование состояния верхних торцовых Физико-механические характеристики графи графитовых (марки ЗОПГ) отражателей ресурс та, наоборот, изменились значительным образом.

ных ампул заключалось в визуальном осмотре Эти изменения полностью обусловлены снижени деталей и измерении прочности материала отра ем совершенства кристаллической структуры ма жателей в исходном состоянии и после облучения териала под облучением. Характер изменений в заполненных гелием ампулах с различной нара является типичным для графита: повышение боткой в реакторе.

прочности, жесткости и твердости материала по сле облучения [1]. Осмотр шести отражателей не выявил наличие Повышение прочности (почти двукратное уп- трещин, повреждений или разрушений у облу рочнение материала) означает очевидное улучше- ченных деталей. А при механических испытаниях ние эксплуатационных свойств графитовых дета- образцов материала отражателей обнаружено ха лей отражателя. Повышение жесткости и твердо- рактерное для графитов радиационное упрочне сти (снижение термопрочности и пластичности) ние. Причем прочность графитового материала под влиянием реакторного облучения при 550 К не представляется опасным для деталей отража теля, т.к. последние эксплуатируются в условиях повысилась, как видно из табл. 4, незначительно:

отсутствия как термических, так и механических у отражателей из ампул №9 и №10, облученных нагрузок. до флюенса быстрых нейтронов порядка Таким образом, результаты исследования мак- 31019 см–2, это упрочнение составило около 30%.

роструктурных и физико-механических характе ристик образцов графита до и после облучения в Таблица 4. Результаты измерений прочности материала графитовых отражателей ресурсных ампул.

Условный номер Длительность Флюенс быстрых нейтронов Прочность материала ФБ.Н., см– облучения отражателя, ч отражателя сж, МПа ампулы 0 0 №1,…, № 0. №5 1340 2. №6 3150 2. №7 3190 2. №8 3620 3. №9 4530 3. №10 4530 Исследование состояния графитовых (мар- ционном распухании пучков твэлов, заключенных ки ЗОПГ) теплоизоляционных обойм ресурсных в эти обоймы.

ампул также состояло в визуальном обследовании Прочность всех облученных обойм, вклю деталей и измерении прочности графита, только чая и обоймы без видимых повреждений, оказа вместо образцов стандартной формы в этих изме- лись ниже прочности обойм в исходном состоя рениях использовались сами обоймы, т.е. опреде- нии. В связи с этим в табл. 5 приведены средние лялась прочность детали при осевом сжатии. значения прочности обойм в каждой из четырех При обследовании графитовых обойм из облученных ампул. Из табл. 5 видно также, что с ампул с большими наработками было зафикси- увеличением наработки (с увеличением степени ровано наличие в отдельных обоймах механиче- распухания твэлов) повреждаемость обойм уси ливается, и при равной 4530 часов, прочность ских повреждений типа сколов, грубых трещин и сеток мелких трещин. Обнаруженные поврежде- обойм снижается в три с половиной раза.

ния были вызваны механическими напряжениями (натягами), возникающими в обоймах при радиа Таблица 5. Результаты измерений прочности графитовых обойм ресурсных ампул.

Условный номер Длительность облучения Флюенс быстрых нейтронов Среднее значение ФБ.Н., см– обойм, ч прочности обойм сж, МПа ампулы 0 0 16. №1,…,№ 1. №5 1340 8. 2. №6 3150 5. 6. №9 4530 4. 6. №10 4530 4. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА следствием невысоких для бериллия доз облуче 2. Состояние бериллиевых деталей В связи с невозможностью извлечения из ре- ния и относительно невысоких механических и актора РА бериллиевых отражателей (как боко- термических напряжений в деталях. Исходный вых, так и нижнего торцового) исследование со- светло-серый цвет поверхности отражателей при стояния Ве–деталей активной зоны реактора было обрел слегка более светлый оттенок, что связано с ограничено исследованием состояния нижних поверхностным окислением деталей присутст торцовых Ве–отражателей ресурсных ампул. вующим в гелии примесным кислородом.

Справедливость такого ограничения основана на При измерении структурных и механических идентичности материала всех бериллиевых отра- характеристик на образцах из исходных и облу жателей (Ве–матрица с примерно одним процен- ченных Ве–отражателей ресурсных ампул фикси том примеси ВеО) и близости условий их экс- ровался существенный разброс результатов у ка плуатации (см. табл. 1). Исследование заключа- ждой из исследуемых характеристик (табл. 6).

лось в визуальном освидетельствовании деталей и Этот разброс обусловлен, в основном, влиянием измерении структурных и механических характе- особенностей металлокерамической технологии ристик материала деталей. изготовления бериллиевого материала на неодно При осмотре Ве–отражателей из ампул с раз- родность структурных и механических свойств личной наработкой не удалось обнаружить даже такого материала.

начальных следов повреждений, что является Таблица 6. Структурные и механические характеристики материала бериллиевых отражателей ресурсных ампул РА в исходном и облученном состояниях.

Условный номер образца 1 2 3 4 5 6 7 8 Время наработки,ч 0 0 0 0 0 1340 3190 3620 Флюенс быстрых нейтронов ФБ.Н., 1019 см-2 0 0 0 0 0 1,8 4,3 4,5 6, Удельное электросопротивление, мкОм см 2,90 2,87 2,93 2,88 2,92 2,92 2,90 2,91 2, Параметры решетки:

2,291 2,292 2,292 2,291 2,292 2,291 2,292 2,292 2, A а0, 3,592 3,595 3,594 3,590 3,591 3,593 3,592 3,594 3, с0, A с0/а0 1,568 1,568 1,568 1,567 1,567 1,568 1,567 1,568 1, 16,33 16,36 16,35 16,32 16,34 16,33 16,34 16,35 16, Vяч, A Плотность, г/см3 1,845 1,849 1,843 1,845 1,847 1,842 1,848 1,845 1, Микротвердость по Виккерсу НV, ГПа 2,03 1,91 2,02 1,97 1,96 1,95 1,92 2,01 1, Твердость по Бринеллю НВ 140 136 138 139 137 138 142 139 Тем не менее на фоне этого разброса легко об- реакторного облучения как на структуру Be наруживается отсутствие влияния реакторного матрицы, так и на структуру BeO-примеси. Не облучения, для чего достаточно сравнить средние обнаружено и значительных изменений периодов значения каждой из характеристик у материалов в a0 и c0 кристаллической решетки и степени ее исходном состоянии со средними значениями тетрагональности c0/a0. Результаты вычисления объемов элементарной ячейки Vяч = 0,866a02c0, этих характеристик у материалов, облученных в трех последних ампулах. Такое сравнение позво- как можно видеть из табл. 6, свидетельствуют об ляет увидеть, что, например, удельное электросо- отсутствии “твердого” распухания решетки бе противление, которое является самым чувстви- риллия Vяч/Vяч.

тельным показателем нарушений кристалличе- Установлено также отсутствие изменений ской решетки материала, осталось после облуче- плотности материала под облучением. Этот факт ния практически неизменным. Это хорошо согла- указывает на отсутствие радиационного “твердо суется с литературными данными [3] по “дозо- го” и газового распухания бериллия, поскольку /= –V/V, где V – объем материала. Следует вой” зависимости удельного электросопротивле ния бериллия. отметить, что полученный результат хорошо со Рентгенографическими методами было выяс- гласуется с данными [4] по “дозовой” зависимо нено, что материал бериллиевых образцов дейст- сти распухания бериллия.


вительно является двухфазным (Be и 1% (об.) По результатам индентирования поверхности BeO), а бериллиевая матрица представляется дос- образцов алмазной пирамидкой и стальным ша риком не обнаружено существенных и законо таточно мелкозернистой (30 мкм). Из сопостав мерных изменений микротвердости НV и твердо ления интенсивностей фона, а также интенсивно сти НВ бериллия под облучением. Заметных от стей и форм линий у исходных и облученных об личий в ширине и форме профилей микроцара разцов не удалось обнаружить заметного влияния МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА пин, оставляемых пирамидкой при склерометри- замедлителя и его материала в исходном – до ус ческих испытаниях, также не удалось зафиксиро- тановки в реактор – состоянии.

вать. Полученное свидетельствовало об отсутст вии радиационных изменений прочности и пла стичности материала бериллиевых отражателей Т, г/см с0/а ресурсных ампул. 0.950 5. 3. Состояние гидридных деталей Секционированный замедлитель реактора из 5. 0. –гидрида циркония и ниобия (Zr0.99Nb0.01)H1. Т представляет собой пакет из 13 дисков, установ 0.900 5. ленных один на один соосно. Диски имеют по с0/а отверстий для установки ресурсных ампул и по 372 трехмиллиметровых отверстия для охлажде 0.875 5. ния замедлителя потоком воздуха.

Для исследования состояния гидридных дета лей замедлителя необходимо было провести визу- 0. альный осмотр дисков, а также определить сте- 1.7 1.9 2.0 H/Zr 1. пень сохранения материалом замедлителя исход- Рис. 1. Изменение степени тетрагональности ных ядерно–физических свойств, т.е. степень со- с0/а0 и теоретической плотности хранения исходного состава гидрида по водороду Т=6.6410-24[AZr+(H/Zr)AH]/a20c после длительной эксплуатации в реакторе при у ГЦТ–решетки –ZrH2-x в пределах области температуре 430 К. гомогенности этой фазы.

Из литературы [5, 6] известно только то, что при такой температуре –гидрид циркония ZrH2–Х устойчив на воздухе (не теряет водород) доста- Поэтому определение изменений макрообъема точно длительное время. Поэтому эксперимен- и линейных размеров деталей замедлителя было тальное подтверждение устойчивости материала ограничено сравнением результатов измерений замедлителя на воздухе в условиях реакторного высоты hобл у пакета дисков замедлителя непо облучения являлось основной задачей исследова- средственно в реакторе и высоты hн/о у пакета ния состояния гидридных деталей. имеющихся на предприятии необлученных гид Для достижения этой задачи требовалось об- ридных дисков. А определение изменений, HV, наружить отсутствие (или наличие) изменений a0, с0 и материала замедлителя реактора было тех характеристик отражателя, которые чувстви- сведено к определению изменений этих характе тельны к изменению содержания водорода в – ристик в процессе отжига модельных образцов:

гидриде циркония. Снижение содержания водо- гидридные образцы, вырезанные из исходного рода в –гидриде можно обнаружить, в частности, диска, длительно отжигались на воздухе при тем по увеличению электросопротивления, повы- пературе, соответствующей температуре эксплуа шению пластичности (снижению микротвердости тации дисков замедлителя реактора РА.

HV), увеличению периода решетки c0 и уменьше- Параллельно с определением изменений ха нию периода a0, уменьшению объема элементар- рактеристик Xi у отжигаемых модельных образ ной ячейки Vяч и степени тетрагональности ре- цов проводилось также и определение этих же Xi шетки (приближению отношения c0/a0 к единице), у образцов-свидетелей, выдерживаемых на возду увеличению плотности материала и уменьше- хе без отжига. Необходимость в образцах свидетелях была обусловлена стремлением сни нию макрообъема и линейных размеров гидрид зить погрешность определения изменений харак ных деталей [5–7]. Более того, имеющиеся в [7] теристик гидрида в условиях, когда отдельные данные по изменению а0 и с0 при изменении со этапы измерений разнесены друг от друга по вре держания водорода в –гидриде циркония позво мени на месяцы.

ляют даже получать оценочные значения водо После выполнения четырех отжигов модель родного коэффициента H/(Zr, Nb) материала за ных образцов (длительности отжигов отж состав медлителя до и после его эксплуатации в реакто ляли 200, 300, 500 и 600 часов) и проведения пяти ре, т.е. получать количественную оценку потери циклов определения характеристик материала как водорода гидридом, если зависимость с0/а0 от на модельных образцах, так и на образцах H/(Zr, Nb) совпадает с представленной на рис. свидетелях было установлено отсутствие потери зависимостью с0/а0 от H/Zr.

водорода отжигаемыми образцами. Действитель К сожалению, выполнить непосредственное но, из сопоставления результатов, приведенных в определение изменений макрообъема замедлите табл. 7 и 8, видно, что увеличение длительности ля, а также изменений, HV, a0, с0 и материала отжига отж не приводит к непрерывному увели замедлителя реактора РА не представлялось воз чению П и и уменьшению HV у материала мо можным, т.к. конструкция реактора не позволяла дельных образцов, а обнаруженные изменения извлечь из него детали замедлителя. К тому же этих характеристик полностью обусловлены по отсутствовали данные по аттестации параметров МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА грешностью их экспериментального измерения. изменений тетрагональности решетки с0/а0, а сле Видно также отсутствие непрерывного уменьше- довательно, и водородного коэффициента H/(Zr, ния а0 и увеличения с0 с увеличением отж, а не- Nb) в отжигаемом гидридном материале.

высокий уровень зафиксированных изменений а и с0 непосредственно указывает на отсутствие Таблица 7. Результаты определения характеристик гидридного материала на модельных образцах до и после отжигов на воздухе при температуре 470 К П,, HV, 0 отж, ч с0/а0 Н/(Zr, Nb) A A а0, с0, г/см3 ГПа мкОмсм 0 5,633 1,92 4,9523 4,4772 52,3 0,904 1, 200 5,634 1,78 4,9527 4,4776 51,9 0,904 1, 500 5,631 2,04 4,9534 4,4768 52,6 0,904 1, 1000 5,632 1,93 4,9513 4,4764 52,2 0,904 1, 1600 5,635 1,86 4,9520 4,4775 52,6 0,904 1, Таблица 8. Результаты определения характеристик гидридного материала на образцах-свидетелях до и после выдержки на воздухе при комнатной температуре в течение выд=отж П,, HV, 0 выд, ч с0/а0 Н/(Zr, Nb) A A а0, с0, г/см3 ГПа мкОмсм 0 5,631 1,84 4,9529 4,4764 52,7 0,904 1, 200 5,629 1,90 4,9533 4,4771 52,9 0,904 1, 500 5,630 1,74 4,9521 4,4783 52,4 0,904 1, 1000 5,631 1,97 4,9531 4,4760 52,5 0,904 1, 1600 5,629 1,78 4,9537 4,4779 52,3 0,904 1, В дальнейшем перед проведением измерений этих дисках образовались, по-видимому, еще в hобл и hн/о была оценена чувствительность мето- процессе выполнения сборочных работ при мон дики измерения высот h катетометром. Выясни- таже замедлителя реактора РА.

лось, что если в процессе эксплуатации реактора В ходе внутриреакторных измерений hобл оп будет иметь место такая потеря водорода мате- ределялись следующие высоты пакетов дисков:

суммарная высота 12 дисков hобл, суммарная вы риалом замедлителя, что среднемассовый состав сота 6 нижних дисков hHобл и суммарная высота гидрида изменится, например, от (Zr0,99 Nb0,01) верхних дисков hВобл. Результаты измерений hобл, Н1,82 до (Zr0,99Nb0,01)Н1,80 (для справки – это соот hHобл и hВобл (с указанием среднеквадратической ветствует уменьшению количества ядер водорода в 1 см3 с 6,641022 до 6,581022, т.е. на 0,9%), то погрешности измерения при 95–процентной до 650-миллиметровая высота hобл пакета гидридных верительной вероятности) представлены в табл. 9.

дисков станет на 0,40 мм (на 0,062%) меньше. В нижней части этой таблицы для сравнения при Поэтому внутриреакторные измерения изменений ведены результаты измерений hН/О, выполненные высоты пакета дисков были выполнены с приме- на пакете из 6 имеющихся на предприятии необ нением вертикального просмотрового перископа лученных дисков.

РВП-456, закрепленного на подвижной части из- С формальной точки зрения полученные ре мерительного вертикального катетометра В–630, зультаты нельзя рассматривать как доказательст у которого цена деления отсчетного механизма и во отсутствия потери водорода гидридным замед предельная величина измеряемой высоты детали лителем реактора, поскольку, как уже отмечалось, равны соответственно 0,01 мм и 630 мм. отсутствуют данные по измерению высоты пакета Измерения высоты hобл осуществлялись без дисков замедлителя реактора в исходном состоя снятия биологической защиты с реактора, т.е. нии, а полученное значение hН/О является в этом только в центральной ячейке его активной зоны. смысле лишь ориентировочной величиной. Тем Одновременно с измерениями hобл было проведе- не менее можно видеть, что, во-первых, средние но освидетельствование состояния центральных значения толщин необлученных и облученных отверстий в гидридных дисках. Замечено, что на гидридных дисков очень близки (см. последний столбец в табл. 9), а во-вторых, высота hВобл у поверхностях отверстий отдельных дисков при сутствуют риски-царапины, оставленные сталь- верхних (более высокотемпературных) дисков замедлителя никак не меньше высоты hHобл у ным корпусом ампулы при ее загрузке в реактор (или выгрузке из реактора). На поверхностях от- нижних дисков. Принимая, кроме того, во внима верстий у двух дисков были трещины, ориентиро- ние тот факт, что после 1600-часового отжига ванные приблизительно вертикально;

трещины в гидридных образцов при 470 К не было обнару МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА жено изменений состава гидрида по водороду, физических свойств гидридного замедлителя ре можно считать, что результаты оценки степени актора РА, т.е. об отсутствии по крайней мере потери водорода замедлителем реактора посред- значительных потерь водорода замедлителем по ством измерений и сопоставлений высот hобл, сле 4700-часовой эксплуатации в реакторе.

hВобл, hHобл и hн/о в целом свидетельствуют о дос таточно высокой стабильности ядерно Таблица 9. Результаты измерений высот пакетов гидридных дисков замедлителя реактора РА (и высоты пакета необлученных дисков) Количество и номера Температура Среднее значение Средняя толщина дисков замедлителя эксплуатации высоты пакета одного диска в реакторе РА дисков Тобл, К дисков hобл, мм mобл, мм 12 дисков (№2, …, №13) 400…470 601,04±0,04 50,087±0, 6 нижних дисков (№2, …, №7) 400…425 300,44±0,03 50,073±0, 6 верхних дисков (№ 8, …, №13) 430…470 300,53±0,03 50,088±0, (6 необлученных дисков) (290) (300,49±0,02) (50,082±0,003) ских характеристик–коэффициента жесткости 4. Состояние стальных деталей детали Кж – у пружин с различной наработкой в При исследовании состояния стального (Х16Н6) корпуса реактора, стальных реакторе. Коэффициент Кж измерялся путем сту (10Х11Н23Т3МП) компенсационных пружин ре- пенчатого нагружения пружин сжатием и опреде сурсных ампул и стальных (12Х18Н10Т) чехлов ления относительной деформации детали с помо этих ампул исходили из того, что условия облу- щью катетометра В–630.

чения корпуса и компенсационных пружин очень При осмотре пружин было зафиксировано от близки (см. табл. 1). Поэтому степень деградации сутствие повреждений и изменений цвета поверх исходного состояния корпуса реактора можно ности, а при измерении Кж были получены ре было оценить по результатам исследования со- зультаты (табл. 10), которые свидетельствовали о стояния пружин ресурсных ампул. слабом изменении механических и структурных В связи с невысокой для стали температурой характеристик материала облученных пружин: в (400 К) и дозой реакторного облучения (порядка пределах погрешности измерений обнаружива 1019 нейтр./см2) изменения механических и струк- лась лишь слабо выраженная тенденция к незна турных характеристик материала облученных чительному увеличению Кж с увеличением дозы пружин должны быть незначительными. Для про- облучения.

верки этого было проведено визуальное освиде тельствование и измерение одной из механиче Таблица 10. Результаты измерения коэффициента жесткости пружин ресурсных ампул.

Условный номер ампулы №5 №6 №7 №8 №9 № №1,…№ Наработка пружины, ч 0 1340 3150 3190 3620 4530 Коэффициент жесткости Кж, Н 79 80 81 78 83 80 Что касается стальных чехлов ресурсных ам- выхода радионуклидов в атмосферу, а самым сла пул, то исследованию состояния этих деталей бым участком корпуса является чехол.

было уделено особое внимание. Это обусловлено Опасность повреждения или разрушения чехла тем, что тонкостенный (0.5 мм) чехол содержит связана с усиливающимися во времени и парал внутри себя детали ТВС и прилегающие к ней лельно протекающими процессами окисления детали (карбидные твэлы и заполнители, графи- наружной поверхности чехла и процессами де товые обоймы, бериллиевый и графитовый отра- формации чехла вздутием (из-за радиационного жатели, графитовая прокладка). Любая деформа- распухания твэлов). В этих условиях максималь ция или повреждение чехла означает появление ные растягивающие напряжения будут действо опасности разгерметизации ампулы или саму раз- вать в материале окисленного (потерявшего пла герметизацию. Такое состояние недопустимо, т.к. стичность) тонкого поверхностного слоя стенки при эксплуатации реактора каждая ампула охла- чехла, что может привести к зарождению микро ждается снаружи потоком воздуха, выбрасывае- трещин в этом материале. Поэтому при исследо мого затем в атмосферу. Следовательно, корпус вании состояния чехлов необходимо было опре ампулы является единственным барьером на пути делить степень изменения геометрических разме ров деталей, а также оценить степень окисленно МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА сти наружных поверхностей деталей и степень При измерении геометрических размеров де деградации механических свойств материала чех- талей было зафиксировано (табл. 11) увеличение лов. внешних диаметров чехлов (остаточное вздутие чехлов), составляющее 1% в ампулах с макси Осмотр чехлов у ампул с различной наработ кой выявил значительное изменение цвета их мальной наработкой (это увеличение диаметров поверхностей. Характер этого изменения заклю- D/D далее будет обозначаться как рабочая, или чался в потемнении стальных деталей под влия- эксплуатационная, деформация экспл), и отсутст нием длительного взаимодействия с воздухом при вие утонения стенки у всех чехлов. Последнее 700 К;

потемнение усиливалось с увеличением можно было объяснить утолщением поверхност длительности эксплуатации чехлов. Замечено ного слоя материала стенки при окислении и не также, что первоначально блестящая, гладкая и однородностью пластической деформации мате ровная поверхность превращается у облученных риала этого слоя.

чехлов в матовую, шероховатую и неровную (слегка деформированную).

Таблица 11. Результаты измерений геометрических параметров стальных чехлов ампул.

Условный номер ампулы №6 №9 № №1,…,№ Реакторная наработка чехлов, ч 0 3150 4530 Внешний диаметр чехла D, мм 35.03 35.25 35.34 35. Рабочая деформация чехла экспл 0 0.006 0.009 0. Толщина стенки чехла t, мм 0.51 0.52 0.51 0. Для оценки степени окисленности поверхно- ширина этого кольцевого периферийного слоя потемнения составляла в среднем 40 мкм.

стей чехлов были изготовлены металлографиче ские шлифы на поперечных срезах трубчатых Результаты этой оценки были подтверждены образцов, вырезанных из необлученных чехлов и измерением микротвердости материала различ чехлов ампул №9 и №10. После легкого химиче- ных участков шлифов. Как видно из табл. 12, ского травления шлифов, как выяснилось, только именно в 40–микрометровом внешнем перифе на шлифах облученных образцов выявлялся сла- рийном слое сечения стенки облученных чехлов бый цветовой контраст в виде более заметного микротвердость плавно повышалась от 3.5 ГПа потемнения материала по периферии образца;

до 3.8 ГПа.

Таблица 12. Результаты измерения микротвердости материала чехлов ресурсных ампул.

Условный Реакторная Флюенс быстрых Микротвердость HV на различных расстояниях номер наработка нейтронов от внешней поверхности стенки чехла, МПа ФБ.Н., см– чехла, ч ампулы 15 мкм 30 мкм более 40 мкм №1 и №2 0 0 3250 3200 5. №9 и №10 4530 3770 3630 Для оценки степени деградации механических ская (остаточная) составляющая деформация вздутия трубы =D/D. В качестве иллюстрации свойств стальных чехлов были выполнены изме рения характеристик прочности и пластичности у этого на рис. 2 представлены две рабочие диа облученных и необлученных трубчатых образцов граммы "нагрузка–деформация", где точками обо длиной 260 мм, вырезанных из чехлов. Характе- значены ступени подъема внутреннего давления в ристики прочности (предел прочности разр) и образцах.

пластичности (предел текучести 0.2) определя- Результаты обработки рабочих диаграмм всех испытанных образцов приведены в табл. 13, из лись путем нагружения образцов внутренним которой видно, что прочность материала чехлов давлением Р в специальном приспособлении.

после 4530–часовой эксплуатации в реакторе воз Из-за особенностей конструкции и эксплуата росла в среднем на 25%, а пластичность при этом ции этого приспособления повышение давления Р снизилась (предел текучести увеличился пример вплоть до разрушения образца осуществлялось но в 1.7 раза). Заметное увеличение 0.2 не следу ступенчато, причем со сбросом давления после каждого нагружения до Рi и с измерением внеш- ет рассматривать как опасное снижение пластич него диаметра образца Di (после разрушения об- ности, т.к. более важным показателем пластично сти является максимальное удлинение образца разца измерялась также толщина стенки). Таким образом, в этих испытаниях после каждого на- после разрушения (в нашем случае – максималь гружения до Pi фиксировалась только пластиче- ная, или предельная, деформация вздутия тру МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ДЕТАЛЕЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА РА бы 'пред), а этот показатель пластичности у облу- В этой таблице, кроме 'пред, представлены ченных и необлученных образцов чехлов разли- также эксплуатационные (рабочие) деформации экспл (взятые из табл. 11) и полные предельные чался не очень сильно (см. рис. 2 и столбец "пре дельная деформация чехла 'пред" в табл. 14). деформации пред как суммы 'пред и экспл. Сопос тавление полных предельных деформаций пред у Давление Р, М П а чехлов в исходном ( п р ед ) и облученном ( п р ед ) 20 исх обл состояниях позволяет указать на очень важную эксплуатационную характеристику чехлов – запас б надежности по деформации n. Как видно из по следнего столбца табл. 14, запас надежности n у а чехлов ресурсных ампул даже с максимальной наработкой снизился только на 14%.

Полученное означает, что чехлы ресурсных ампул могут еще достаточно долго эксплуатиро ваться в реакторе РА, оставаясь функционально работоспособными, тем более что деформация экспл у чехлов с максимальной наработкой уже достигла своего максимума, поскольку распуха Д е ф о р м а ц и я = D /D, % ние стержневых карбидных твэлов в ампулах ре 0 6 12 18 актора РА, как установлено в ходе ресурсных ис Рис. 2. Рабочие диаграммы нагружения исходного пытаний карбидного топлива, уже практически образца чехла (а) и облученного образца чехла из достигло своего насыщения.

ампулы №10 (б).

Таблица 13. Результаты определения механических свойств образцов стальных чехлов ресурсных ампул.

Условный номер ампулы №1 №2 №3 №4 №9 № Реакторная наработка чехла, ч 0 0 0 0 4530 Предел прочности разр, МПа 623 647 658 640 802 Предел текучести 0.2, МПа 248 237 229 235 396 Таблица 14. Результаты определения запаса надежности по деформации у стальных чехлов (максимальный флюенс быстрых нейтронов у чехлов составляет 61019 см–2).



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.