1.2. Призначення та галузі застосування реактора

Високопоточний дослідницький реактор СМ призначений для проведення експериментальних робіт з опромінення зразків реакторних матеріалів у заданих умовах, вивчення закономірностей зміни властивостей різних матеріалів у процесі опромінення, для одержання широкого спектра радіоактивних нуклідів, у тому числі далеких трансуранових елементів, для досліджень в галузі ядерної фізики.

У конструкції реактора СМ уперше реалізована ідея одержання високої щільності потоку теплових нейтронів у сповільнюваній пастці, розташованій в центрі активної зони із твердим спектром нейтронів.

Унікальність реактора, одного із самих високопоточних серед усіх дослідницьких реакторів світу, дозволяє проводити на ньому прискорене випробування матеріалів з досягненням більших значень флюенса нейтронів, одержувати препарати далеких трансуранових елементів і радіоактивних нуклідів з дуже високою питомою активністю.

Основні напрямки досліджень, що проводяться на реакторі [   ]:

• дослідження поведінки зразків матеріалів під опроміненням;

• випробування матеріалів, зразків твелів, пелів і інших виробів для проектованих енергетичних реакторів нового покоління;

• випробування матеріалів і елементів для термоядерних реакторів;

• опромінення мішеней для одержання трансуранових елементів;

• одержання радіонуклідів з високою питомою активністю, застосовуваних у промисловості й медицині.

1.3. Особливості побудови реактора см-3

Водо-водяний корпусний високопоточний дослідницький реактор СМ на проміжних нейтронах належить до класу ДР з нейтронною пасткою [   ].

Активна зона реактора розміром 420×420×350мм із центральною нейтронною пасткою й відбивачем з металевого берилія висотою 500мм розміщені в сталевому корпусі діаметром 1,46м і висотою 7,33м і складається з 28 паливних зборок. Активна зона має високу концентрацію ²³⁵U і відносно невелику концентрацію ядер сповільнювача, у якості якого використовується легка вода.

У реакторі СМ-3 використовуються тепловиділяючі зборки двох типів, що містять 0,94кг (188 твелів) і 0,8кг (160 твелів) ²³⁵U.

Обидві ТВЗ являють собою коробчасту жорстку конструкцію з кожуха квадратного перерізу зовнішнім розміром 69,5×69,5 мм. Конструкція однієї із ТВЗ дозволяє проводити опромінення в активній зоні матеріалів в 4-х спеціальних каналах діаметром 11,9мм.

В обох ТВЗ використовуються стрижневі твели хрестоподібного профілю з ядерним паливом дисперсійного типу у вигляді двоокису урану. Оболонка – нержавіюча сталь; матриця – мідь із берилієвою бронзою. Висота активної частини твела – 350мм.

Високопоточна пастка формується берилієвими вкладишами складної форми, встановленими в чотири центральні гнізда. Вкладиші утворюють у центрі активної зони циліндричну порожнину діаметром 105мм, у якій в цей час встановлений центральний блок трансуранових мішеней (ЦБТМ) із трубчастим сепаратором мішеней. У ЦБТМ завантажується до 27 стрижневих мішеней.

Рис. 1.1. Високопоточна пастка реактора СМ-3 із сепаратором

У шести гніздах активної зони можуть бути встановлені спеціальні паливні зборки із чотирма експериментальними каналами. Радіаційний вплив на зразки матеріалів у цих каналах порівнюється з таким, що досягається в каналах реакторів на швидких нейтронах. Є можливість опромінення при низьких температурах, забезпечується висока швидкість нагромадження радіонуклідів.

У бічному відбивачі на різних відстанях від активної зони розташовано 30 експериментальних гнізд, у які можуть бути встановлені:

• до 3 експериментальних каналів, які приєднують до високотемпературної водяної петлі (P = 20МПа, T = 300°С), для випробувань конструкційних матеріалів на корозійну стійкість і дослідження паливних і поглинаючих композицій;

• до 3 експериментальних каналів, що приєднують до низькотемпературної водяної петлі (P = 4,9МПа, T = 90°С), для випробування конструкційних матеріалів і твелів дослідницьких реакторів;

• ампульні експериментальні канали й безканальні експериментальні пристрої.

Високоенергетичні нейтрони, залишаючи активну зону, уповільнюються до теплових у нейтронній пастці й бічному берилієвому відбивачі. У пастці досягається максимальна щільність потоку теплових нейтронів – до 5·10¹⁹м^-2·с^-1, а у твелах на межі активної зони й пастки – максимальне енерговиділення. У відбивачі щільність потоку теплових нейтронів менше, чим у пастці, але також досить висока, до 1,35·10¹⁹м^-2·с^-1.

У якості сповільнювача нейтронів у пастці реактора СМ використовується легка вода або берилій.

Фізична концепція реактора визначила його особливості, важливі для безпеки:

• високе питоме енерговиділення в активній зоні (у середньому 2·10⁹Вт/м³) при нерівномірному його розподілі (об'ємний коефіцієнт нерівномірності досягає 6,0);

• більші втрати реактивності на отруєння ¹³⁵Хе (більш 4% ΔKефф/Кефф);

• високий темп втрати реактивності на вигоряння, що вимагає значної ефективності органів СУЗ, кількість яких у невеликій (~5·10^‑2м³) активній зоні обмежена.

Робочі органи аварійного захисту (АЗ-1–АЗ-4) розташовані в отворах центральних берилієвих вкладишів. Центральний орган, що компенсує, перебуває в зазорі між ЦБТМ і центральними вкладишами.

Компенсуючі органи КО-1–КО-4 розміщені в чотирьох кутових гніздах активної зони.

Робочі органи автоматичного регулювання АР-1–АР-2 – у гніздах відбивача.

Основні характеристики реактора наведені у табл. 1.1.

Таблиця 1.1
Характеристики	Значення
1	2
Максимальна теплова потужність, МВт	100
Максимальна щільність потоку теплових нейтронів, м-2·с-1	5·1019
Максимальна щільність потоку швидких нейтронів (E ≥ 0,1МеВ), м-2·с-1	2·1019
Продовження таблиці 2.1
1	2
Обсяг активної зони, л	50
Висота активної зони, м	0,35
Кількість експериментальних каналів	31
Кількість петлевих установок	2
Паливо	UO2
Збагачення 235U, %	90
Сповільнювач	вода
Теплоносій	вода
Відбивач	берилій
Середня щільність енерговиділення, МВт/л	2
Максимальна щільність енерговиділення, МВт/л	10
Параметри охолодження:
температура теплоносія на вході в активну зону, °С	до 60
температура теплоносія на виході з активної зони, °С	до 95
витрата, м3/год.	2400
тиск, МПа	4,9
Кількість робочих органів:
автоматичного регулювання	2
компенсуючих	5
аварійного захисту	4
Середнє вигоряння по 235U у ТВЗ, що вивантажуються, %	35
Характеристики робочого циклу:
тривалість кампанії, діб	10-14
зупинка між кампаніями, діб	1-6
ефективний час роботи на потужності, днів у році	240

Рис. 1.2. Високотемпературний петлевий канал

Рис. 1.3. Ампульний канал

Петлеві установки реактора СМ

У цей час на реакторі СМ діють дві петлеві установки, одна з яких модернізується, і проектується третя (ВП-4). У табл. 1.2 наведені їх основні характеристики.

Таблиця 1.2
Петлеві установки	ВП-1	ВП-3	ВП-4
Максимальна потужність зборки в каналі, кВт	500	120	50 (у відбивачі) 100 (в активній зоні)
Кількість каналів	3	3	2 (у відбивачі) 1 (в активній зоні)
Теплоносій	вода	вода	вода
Робочий тиск, МПа	4,9	18,5	20,0
Температура теплоносія на вході в канал, °C	< 60	< 300	300
Витрата теплоносія на канал, м3/година	≤ 30	5,0 - 8,0	3,0 - 10
Водяний обсяг петлі, м3	3,5	0,4	≈ 1,0
Газовий обсяг петлі, м3	0,18	0,46
Водно-хімічний режим	Нейтральний, безкорекційний	Нейтральний, безкорекційний	Реакторів ВВЕР
Припустима активність теплоносія, Кі/л
по α-часткам	1×10-6	5×10-6
по β-часткам	1×10-2	8×10-3
Компенсатор	Азотний	Азотний	Паро-газовий

Низькотемпературна водяна петлева установка ВП-1 призначена для досліджень працездатності твелів реакторів різних типів, вивчення виходу продуктів розподілу з негерметичних твелів, матеріалознавських досліджень конструкційних і поглинаючих матеріалів, одержання ізотопної продукції.

Високотемпературна водяна петлева установка ВП-3 призначена для атестаційних випробувань зразків і макетів твелів і ПЕЛ при параметрах теплоносія, характерних для енергетичних водо-водяних реакторів, вивчення виходу продуктів ділення з негерметичних твелів і способів видалення їх з першого контуру, матеріалознавських досліджень конструкційних і поглинаючих матеріалів.

Рис. 1.4. Схема петлевої установки ВП-1

Рис. 1.5. Схема петлевої установки ВП-3