Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных

и МИР, устройством их активных зон, их возможностями для проведения

реакторных испытаний. Рассмотреть картограммы активных зон и распределения потоков излучений по экспериментальным каналам.

План.

1. Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных исследований и возможности постановки реакторных испытаний.
2. Исследовательский реактор МИР и постановка экспериментов по ресурсным испытаниям ТВС. Моделирование аварийных ситуаций.
 
 

 

г. Обнинск) и является модернизированной моделью реактора БР-5. Мощность реактора

10 МВт.

Реактор предназначен для:
I) испытания твэлов и экранных элементов быстрых реакторов ;
2) испытания отдельных узлов технологического оборудования быстрых реакторов и накопления опыта работы с жидкометаллическим контуром охлаждения;
3) проведения ядерно-физического и материаловедческого комплекса работ для исследования свойств веществ под воздействием интенсивных потоков быстрых нейтронов.

реактора следующие:
- мощность 10 МВт;
- максимальный поток быстрых нейтронов

5*10 15 н/см 2 с.
-удельное энерговыделение
460 кВт/л;
-температура теплоносителя
500 °С.
- топливо - диоксид плутония,
- отражатель - диоксид урана.
Активная зона реактора состоит из 80-ти шестигранных сборок, которые содержат
по 19 цилиндрических твэлов диаметром 5 мм, длиной 280 мм при толщине оболочки 0,4 мм.

1-крышка, 2- корпус, 3- контур охлаждения АЗ ( Na ), 4- бассейн с Na, 5- контур воздушного охлаждения зоны отражателя, 6- активная зона ( АЗ),
7- отражатель, 8- защитная газовая подушка.

два канала диаметром 50 мм и один канал диаметром 70

мм.
В физический зал реактора выведены
5 ГЭК с диаметрами 40 мм, в том числе тепловая колонна.
Два ГЭК имеют поток быстрых нейтронов 6*109 н/см 2 с. Один ГЭК с потоком промежуточных нейтронов 5*108 н/см2 с и один ГЭК с потоком тепловыми нейтронами 5*107 н/ см2с.
Тепловая колонна с потоком тепловых нейтронов 5*1012 н/ см2с.
В центре активной зоны реактора установлен канал для петлевых испытаний, который имеет независимое охлаждение жидким металлом. В канал возможно помещение устройств диаметром 20 мм.
Сборки активной зоны могут заменяться экспериментальными каналами.

МИР один из наиболее крупных исследовательских реакторов в мире, позволяющий

проводить экспериментальную отработку новых конструкций ТВС для усовершенствования топливного цикла действующих энергетических реакторов и для обеспечения проектов новых установок.
Для решения этой проблемы используются высокопоточные реакторы канального типа с твердым замедлителем, который необходимо охлаждать во время работы реактора. Наиболее простой и удобный способ охлаждения: помещение реактора в бассейн с водой.

2-бериллиевый блок отражателя,
3-графитывый блок отражателя,
4-место для петлевых

каналов,
5- центральная полость,
6- вода бассейна,
7- корпус реактора.

бериллиевой кладки, пронизанной каналами с топливными сборками. Бериллиевая кладка выполнена

из шестигранных блоков с размером «под ключ» 150 мм и высотой 1100 мм.
Первые четыре ряда блоков и центральный блок имеют осевые цилиндри­ческие отверстия диаметром 80 мм для установки каналов с топливными сборками и петлевых эксперимен­тальных каналов.
Пятый ряд бериллиевых блоков таких отверстий не имеет и является внутренним слоем отра­жателя. За внутренним слоем отражателя следует внеш­ний слой, состоящий из трех рядов графитовых блоков тех же размеров, облицованных алюминием.
Блоки кладки установлены с зазором 1,5 мм. По этим зазорам циркулирует вода, охлаждающая кладку реак­тора.
Топливные сборки, рабочая длина которых 1000 мм, состоят из шести вставленных один в другой трубчатых тепловыделяющих элементов с сердечником из металлокерамики (смесь диоксида урана с алюминием) и с оболочкой из алюминиевого сплава и загружаются в прямоточные циркониевые каналы. Верхний конец каждого канала входит в систему напорных коллекторов и уплотняется специальной пробкой. Нижний конец канала входит в соответствующую отводящую воду трубку и уплотняется резиновым уплотнением.

периферийные ряды активной зоны, подвижные и могут перемещаться в вертикальном

направлении, при этом управление происходит дистанционно с пульта. Эти сборки соединены с расположенными над ними поглотителями, состоящими из облицованного нержавеющей сталью кадмия.
В крайнем нижнем положении топливная сборка находится под активной зоной реактора, а в активной зоне располагается поглотитель. При перемещении подвижной сборки в крайнее верхнее положение в активную зону входит топливная сборка, а поглотитель выводится из активной зоны. Подвижные топливные сборки могут перемещаться при работе реактора и оставаться в любом промежуточном положении.
Помимо подвижных топливных сборок для регулирования процессом в реакторе предусмотрено еще 17 поглощающих стержней, размещаемых в каналах бериллиевой кладки между каналами с топливными сборками. Шесть этих стержней используются в качестве аварийной защиты, два с работающим и резервным автоматическими регуляторами, остальные в качестве компенсирующих.

вместо каналов с топливными сборками. Количество устанавли­ваемых в активную зону

топливных сборок зависит от числа действующих петлевых каналов и может изменяться от 25 до 43, причем в их числе всегда имеется 12 подвижных сборок. Максимальное число петлевых каналов 18.
Облучательные устройства можно установить во внутреннюю полость тепловыделяющего элемента любой топливной сборки реактора.

МИР имеются:
- физическая модель реактора (критический стенд) с набором средств

и методов определения нейтронно-физических условий облучения объектов устанавливаемых в реактор;
-комплекс устройств и методик для промежуточного периодического обследования состояния испытываемых твэлов и ТВС в процессе облучения (измерение объема, геометрических размеров, толщины и состава отложений, выгорания топлива);
-установка для контроля герметичности твэлов в процессе облучения по концентрации носителей запаздывающих нейтронов или гамма-активности теплоносителя;
-система для непрерывного анализа состава гамма-активных продуктов в теплоносителе петлевых установок методом гамма-спектрометрии;
-устройства для моделирования режимов работы твэлов с маневрированием или с «набросом» мощности;
-комплекс устройств и методик химического анализа состава теплоносителя;
-облучательные устройства для испытаний твэлов в различных средах и режимах;
-две защитные камеры для сборки и разборки облучательных устройств и проведения первичных постреакторных исследований (осмотр, гамма-сканирование, измерение размеров и массы облученных изделий).

направления исследований и научные результаты:
-испытания прототипов твэлов и ТВС для

активных зон промышленных реакторов нового поколения повышенной безопасности в режимах, соответствующих проекту.
-имитация аварийных режимов промышленных реакторов ВВЭР и изучение поведения твэлов и ТВС в этих условиях.
-исследование поведения твэлов с глубоким выгоранием для определения их ресурса.
-изучение влияния отклонений от штатных режимов работы (водная химия, кризис теплоотдачи и пр.) на состояние твэлов и ТВС.
-получение радионуклидов 60Со, 192Ir и др.
-испытания новых ТВС для исследовательских реакторов.
Главный результат работы реактора – обеспечение испытаний экспериментальных твэлов и ТВС в заданных нейтронно-физических, тепло-гидравлических и водно-химических режимах, включая специальные, имитирующие аварийные, переходные и другие ситуации.
Изменения состояния твэлов и ТВС изучают как в процессе облучения, так и при последующих материаловедческих исследованиях.
Суммарные научные выводы делают по завершению всего комплекса работ и используют для обоснования новых конструкций ТВС перспективных реакторов.
Имитационные аварийные эксперименты позволяют изучить поведение твэлов и ТВС в режимах проектных и за проектных аварий, а также верифицировать расчетные коды.