Взаимосвязи систем и устройств стенда для исследования физико-механических свойств ядерного топлива

исследования физико-механических свойств ядерного топлива, технологические операции с облучательными устройствами

и испытуемыми образцами. Представить облучательные устройства в составе стенда, их возможности по исследованию свойств ядерного топлива, области изменения параметров при испытании топливных композиций. Познакомить слушателей с результатами научных исследований, полученных при эксплуатации стендов, и их ролью в подготовке научных кадров. Ознакомить с тематикой заключительной части курса.

План.

1. Взаимосвязи систем и устройств стенда для исследования физико-механических свойств ядерного топлива
2. Технологические операции с облучательными устройствами и испытуемыми образцами.
3. Облучательные устройства стенда.
4. Направления работ, научные результаты, подготовка научных кадров.
5. О заключительной части курса.


 

 

взаимосвязи систем, экспериментальные устройства
и измерительное оборудование стенда.

Реакторный стенд (1) включает в себя:
-реактор (2),
-экспериментальные устройства (13),
-аналоговую систему измерения физических параметров (3),
-информационно-измерительную систему (ИСС) на базе ЭВМ (4),
-систему обеспечения эксперимента (5).
Все эти системы и экспериментальные установки в результате взаимодействия позволяют получить информацию об объекте испытаний, обработать её (6) и получить конечный результат в виде зависимостей или цифрового материала об изучаемом свойстве.
Каждая из систем (3,5,13) расшифровывается (рис.2), однако, требует некоторых дополнительных пояснений.
Позиция (3) содержит информацию об измерительных системах и их аппаратурном
 обеспечении (7,8,9,10,11,12).

три подсистемы.
Заданная температура испытаний (20) достигается установлением баланса

тепла в экспериментальной установке . В зависимости от температуры испытаний баланс может достигаться либо за счет собственных тепловыделений в образце при определённой системе охлаждения, либо с помощью дополнительного электрического нагревателя .
Возможны различные комбинации систем нагрева и охлаждения, в том числе и изменение тепловыделений при перемещении испытуемого образца в неравномерном поле излучений для достижения требуемого температурного интервала испытаний.
Так как большинство объектов испытаний необходимо исследовать при повышенных температурах, когда возможно их химическое взаимодействие с окружающей атмосферой, что существенно может исказить результаты экспериментов , то система обеспечения предусматривает вакуумирование рабочего объема и заполнение его очищенным газом –носителем (заполнителем ).
Транспортно-технологические операции (22) осуществляются на ИРТ-МИФИ кран-балкой физического зала и предусматривают два типа работ: смену образца в облучательном устройстве , смену облучательного устройства.

значительную предварительную подготовку:
- отработка методики и испытания вне поля

излучения на лабораторных установках (14),
проведение исследований на аналогах облучательных устройств (17), которые полностью повторяют конструктивно облучательное устройства, но находятся вне поля излучения,
отработка методики и испытания вне поля излучения на специальных лабораторных установках (15), которые устанавливаются в спецлабораториях и защитных камерах (проведение работ с плутониевым топливом),
-используются облучательные устройства двух типов: со сменой(18) и без смены(19) образца в процессе испытаний.

свойств отечественного топлива энергетических реакторов,
-оценить влияния на газовыделение

пластической деформации диоксида урана при высоких температурах,
-исследовать динамику радиационной аморфизации силицида урана и её влияние на пластические свойства,
-обосновать разработку оксидного топлива с низким сопротивлением деформированию,
-получить рекомендации для обоснования работоспособности и лицензирования твэлов энергетических реакторов.

практику НИР
на ИРТ-МИФИ использованы как прототипы при разработках реакторных

стендов на реакторах ВВР-СМ (Узбекистан г.Улукбек) и ИВВ-2 (Свердловская обл.
г. Заречный) .
Экспериментальные результаты исследования пластических свойств ядерного топлива и разработанные на их основе рекомендации для обоснования работоспособности и лицензирования твэлов энергетических реакторов внедрены в кодовые программы расчета надежности энергетических реакторов РФ.

при разработке и эксплуатации реакторных стендов для исследования физико-механических свойств

ядерного топлива представлены в более чем 200 научных публикациях.
По результатам научных исследований успешно защищены:
- три докторские диссертации,
- двенадцать кандидатских работ.
- более ста дипломных работ.

курса будет посвящена рассмотрению конкретных примеров использования изложенных выше материалов

в научной практике. В этом изложении, естественно, не может быть уже полностью решенных задач представленных в рамках курса.
Будут подробно рассмотрены две задачи:
-первая задача связана с использованием модельных представлений для восстановления физических параметров материала по экспериментальным данным.
Рассматриваются экспериментальные результаты исследования выхода газов-продуктов деления из ядерного топлива на основе диоксида урана различных технологий, которые удается описать двухстадийной диффузионной моделью. Сопоставление экспериментальных результатов с модельными представлениями дают возможность определить параметры переноса газов-продуктов деления в ядерном топливе.

выход газов-продуктов деления.
В восьмидесятые годы прошлого века на

ИРТ-МИФИ выполнялась программа сотрудничества с Францией по исследованию пластических свойств ядерного топлива в радиационных условиях.
Эксперименты по исследованию высокотемпературной ползучести в инициативном плане сопровождались регистрацией газов-продуктов деления (ГПД).
На образцах технологии DCI, обладающих повышенной пластичностью и низкими значениями выходов ГПД, были получены нетривиальные результаты.
При малых установившихся скоростях деформации ползучести выход ГПД был ниже стационарного выхода при отсутствии деформации и превышал его при больших скоростях.
Полученные результаты удается объяснить на основе диффузионно-конвективной модели миграции ГПД в ядерном топливе.

О заключительной части курса.