
- •1. Об институте 3
- •2. Исследовательская часть 11
- •1. Об институте
- •1.1 Историческая справка
- •1.2 Современное состояние
- •1.3 Экспериментальная база
- •1.4 Производственный комплекс
- •1.5 Направления исследований
- •1.6 Деятельность института
- •1.7 Кадровый состав
- •1.8 Перспективы
- •1.9 Реакторный комплекс института
- •1.9.1 Реактор на быстрых нейтронах бор-60.
- •1.9.1.1 Картограмма активной зоны
- •1.9.1.2 Основные технические характеристики
- •1.9.1.3 Экспериментальные возможности.
- •1.10 Направления исследований
- •1.10.1 Исследования реакторных материалов:
- •1.10.2 Исследования топлива:
- •1.10.3 Перспективные исследования:
- •1.10.4 Производство радионуклидов:
- •1.10.5 Безопасность реакторов:
- •2. Исследовательская часть
- •2.1 Введение
- •Выводы.
- •2.2 Литературный обзор
- •2.2.1 Обоснование возможности процесса вакуумной перегонки цинка.
- •2.2.1.1 Диаграммы состояния.
- •2.2.1.2 Давление паров.
- •2.2.2 Материал тигля для плавления.
- •2.2.2.1 Оксид алюминия Al2o3.
- •2.2.2.2 Оксид циркония ZrO2.
- •2.2.2.3 Оксид магния MnO.
- •2.3 Экспериментальная часть
- •2.3.1 Схема установки.
- •2.3.2 Проведение эксперимента.
- •2.3.3 Результаты анализа образцов.
- •2.3.3.1 Рентгенографический фазовый анализ.
- •2.3.3.2 Атомно-эмисионный анализ.
- •2.4 Обсуждение результатов.
- •2.5 Список литературы
1.8 Перспективы
В настоящее время НИИАР вошел в новую стадию развития. Подготовка к строительству нового исследовательского реактора МБИР и опытного реактора СВБР, создание крупномасштабного производства молибдена-99 и производства MOX-топлива для быстрых реакторов—это далеко не полный перечень основных перспективных проектов, которые должны изменить облик института и позволить создать на его базе Международный центр коллективного пользования.
1.9 Реакторный комплекс института
Исследовательский комплекс НИИАР является единственным в стране и одним из немногих в мире, где имеется такое сочетание исследовательских реакторов и материаловедческих лабораторий, на базе которых возможно комплексное решение задач реакторного материаловедения для обоснования топлива АЭС. Имеющиеся в институте соответствующие методики и установки для послереакторных исследований позволяют проводить всестороннюю аттестацию изменения состояния топлива под влиянием условий его эксплуатации.
Реакторный комплекс включает:
Реактор на быстрых нейтронах БОР-60;
Высокопоточный исследовательский реактор СМ;
Петлевой исследовательский реактор МИР;
Реактор бассейнового типа РБТ-6;
Реакторы бассейнового типа РБТ-10;
Критический стенд реактора СМ;
Критический стенд реактора МИР;
Горячие камеры реакторных установок;
Многоцелевой реактор на быстрых нейтронах (МБИР);
1.9.1 Реактор на быстрых нейтронах бор-60.
Быстрый опытный реактор БОР-60 является уникальной многоцелевой установкой, на которой проводятся испытания конструкционных, топливных и поглощающих материалов, используемых и предполагаемых к использованию в различных типах ядерных реакторов, в том числе термоядерных. Для быстрых реакторов дополнительно проводятся испытания отдельных узлов оборудования первого и второго контуров.
Проведение реакторных испытаний обеспечивается размещением в активной зоне до 12 облучательных устройств с конструкционными материалами. Количество размещаемых экспериментальных ТВС с перспективными топливными композициями в активной зоне и облучательных устройств с конструкционными материалами в боковом экране практически не регламентируется.
П
роводимые
испытания реакторных материалов
охватывают практически весь спектр
существующих и разрабатываемых типов
реакторов от быстрых (БН-800, БН-1800, «БРЕСТ»,
СВБР) и тепловых (АЭС-2006, ВВЭР-1500, ГТ-МГР,
ВТГР) до термоядерных (ИТЭР) и реакторов
специального назначения.
1.9.1.1 Картограмма активной зоны
1– тепловыделяющие сборки; 2 – сборки бокового экрана; 3 – вертикальные экспериментальные каналы диаметром от 90 до 230 мм; 4 – органы системы управления и защиты; 5 – инструментованная ячейка.
1.9.1.2 Основные технические характеристики
Физические характеристики |
|
Максимальная тепловая мощность |
60 МВт |
Электрическая мощность |
12 МВт |
Активная зона: |
|
|
450 мм |
Конструкция топливного стержня: |
|
|
6х0.3 мм |
|
1100 мм |
|
|
|
100 мм |
|
450 мм |
|
150 мм |
|
300 мм |
Топливо: |
UO2 - PuO2 |
|
45 ÷ 90 % |
Нейтронные характеристики |
|
Максимальная плотность потока быстрых нейтронов |
3,7·1019 м-2с-1 |
Средняя энергия нейтронов |
380 кэВ |
Годовой флюенс нейтронов |
до 5·1022 см-2 |
Скорость накопления повреждающей дозы |
до 25 сна /год |
Максимальная скорость выгорания топлива |
до 6% /год |
Мощностной коэффициент реактивности |
-(6,4 ± 0,9)·10-5 |
Температурные характеристики |
|
Максимальная плотность теплового потока |
1,1 МВт/л |
Осевая неравномерность тепловыделения |
1,15 |
Теплоноситель: |
Na |
|
1100 м3/час |
|
5,5 МПа |
|
до 330 оС |
|
до 530 оС |
Режим работы реактора |
|
Продолжительность микрокампании |
90 ÷ 120 суток |
Время между микрокампаниями |
45 суток |