Цель. Познакомиться с работой РГП «Национальный ядерный центр» Республики Казахстан. Изучить особенности и технические характеристики реактора РА.
6.1 Теоретические сведения
В 1976 г. на втором рабочем месте комплекса «Байкал-1» начались работы по монтажу первого экземпляра реактора ИРГИТ, физический пуск которого состоялся в июле 1977 года, а энергетический - 27 марта 1978 года.
Всего на реакторном комплексе «Байкал-1» в рамках программы ЯРД проведены испытания четырех вариантов активной зоны реактора ИВГ.1 и трех реакторов ИРГИТ.
По завершении работ по программе ЯРД, реактор ИРГИТ был модернизирован и трансформирован в реактор РА для проведения работ по созданию ЯЭДУ. Энергетический пуск реактора РА состоялся в марте 1987 г. Реактор РА обладает возможностью проведения материаловедческих испытаний.
Реакторная установка РА расположена на втором рабочем месте стендового комплекса «Байкал-1» и включает в себя исследовательский реактор РА и системы, обеспечивающие его нормальную эксплуатацию и безопасность.
Основные технические характеристики реактора РА представлены в таблице 1. Конструкция реактора РА содержит следующие элементы:
- корпус с нижним днищем;
- замедлитель;
- отражатель с регулирующими барабанами;
- ресурсные ампулы;
- технологическую консоль с кожухом;
- дополнительный отражатель;
- биологическую защиту.
Основной особенностью конструкции реактора является то, что ТВС размещены в герметичных каналах (ампулах) с контролируемым и регулируемым составом газовой среды. Все ампулы оснащены средствами контроля температуры конструкционных материалов и давления заполняющего газа. Для повышения температуры твэлов и газа и для защиты корпуса от контакта с горячим газом используется высокотемпературная теплоизоляция. Ампулы установлены в вертикальных каналах внутри замедлителя, расположенных по концентрическим окружностям. Ампулы охлаждаются теплоносителем (воздухом или азотом), проходящим через кольцевой зазор, между наружной поверхностью ампулы и замедлителем. Воздух подается в реактор от турбокомпрессора ВКА‑Ц, поступает сначала в кожух, далее проходит через технологическую консоль на охлаждение активной зоны. Азот подается из баллонов.
Замедлитель состоит из набора дисков из гидрида циркония (13 дисков толщиной 50 мм каждый) и трех дисков из бериллия (выполняющих функцию торцевого отражателя), собранных в единый узел. В дисках имеются отверстия для охлаждения замедлителя.
Отражатель состоит из 12 скрепленных между собой бериллиевых секций, которые имеют отверстия для прохода теплоносителя. В каждой секции отражателя размещено по одному регулирующему барабану, изготовленному из бериллия и имеющему сектор из поглощающего материала. Корпус и нижнее днище, выполненные из нержавеющей стали, обеспечивают крепление блоков замедлителя и отражателя.
Реактор РА предназначен для выполнения следующих задач:
- исследование радиационной стойкости топлива ядерной двухрежимной установки в энергетическом режиме;
- облучение образцов материалов во внутриреакторном устройстве и внереакторного облучения крупных объектов.
Максимальная непрерывная продолжительность работы реактора РА определяется нейтронно-физическими процессами в активной зоне реактора (в основном процессами отравления реактора) и может составлять ~4000 ч. (реализованная в процессе проведенных испытаний длительность непрерывной работы реактора составила 915 час).
В состав установки РА входят следующие основные системы, обеспечивающие нормальную эксплуатацию и безопасность реактора:
- система управления, регулирования и защиты реактора (СУРЗ);
- система подачи теплоносителя;
- система аварийного расхолаживания;
- система заполнения ампул газом;
- система автоматического управления;
- система автономной аварийной защиты;
- информационно-измерительная система;
- вспомогательные системы, общие с установкой 300 МВ.
На реакторе РА проводились следующие эксперименты:
- исследование радиационной стойкости топлива ЯЭДУ в различных газовых средах на режимах малой мощности;
- исследование процессов выхода из топлива продуктов деления, их распространения, осаждения и фильтрации;
- облучение геологических образцов для последующего нейтронно-активационного анализа;
- исследование газовой проницаемости конструкционных материалов в условиях реакторной техники;
- внереакторное облучение биологических и технических объектов.
Таблица 6.1 - Основные технические характеристики реактора РА
Параметры | Значение |
Максимальная мощность | 0,5 МВт |
Диаметр корпуса реактора | 0,586 м |
Высота активной зоны | 0,7 м |
Эффективный диаметр активной зоны | 0,339 м |
Количество каналов для ампул | 37 |
Минимальное количество ампул | 35 |
Внутренний диаметр канала в замедлителе | 41 мм |
Максимальный внешний диаметр ампулы | 37 мм |
Топливо | (U, Zr, Nb)C |
- обогащение по 235U | 90 % |
- загрузка 235U | 8,3 кг |
Замедлитель | ZrH |
Отражатель, основной | Be |
Отражатель дополнительный | графит |
Внутриканальная среда | He, N2 |
Давление внутриканальной среды | 0,5 МПа |
Теплоноситель | воздух, азот |
Параметры теплоносителя: | |
- максимальный расход через реактор | 3,3 кг/с |
- температура на входе в реактор | 373 К |
- температура на выходе из реактора, не более | 700 К |
- давление на входе в реактор | 0,3 МПа |
Параметры излучения на внешней поверхности корпуса реактора при мощности 0,2 МВт: | |
- плотность потока тепловых нейтронов | 6.1010 н/(см2.с) |
- плотность потока быстрых нейтронов | 6.1010 н/(см2.с) |
- мощность экспозиционной дозы γ-излучения | 500 кР/час |
В настоящее время реактор РА выведен из эксплуатации.
6.2 Контрольные вопросы
1 Прототипом какого реактора стал реактор РА?
2 Когда состоялся энергетический пуск реактора РА?
3 Из каких конструктивных элементов состоит реактор РА?
4 Что является основной особенностью конструкции реактора РА?
5 Для выполнения каких задач предназначен реактор РА?
6 Какие основные системы входят в состав установки РА?
7 Какие эксперименты проводились на реакторе РА.
Практическое занятие 7. Ознакомление с работой НЯЦ РК, его лабораториями. Реактор ИГР
Цель. Познакомиться с работой РГП «Национальный ядерный центр» Республики Казахстан. Изучить особенности и технические характеристики реактора ИГР.
7.1 Теоретические сведения
Необходимость создания реактора ИГР возникла в 50-х годах, когда была поставлена задача экспериментальных исследований нестационарных физических процессов, происходящих в импульсных реакторах. Исследовательский импульсный графитовый реактор ИГР был создан по инициативе . В 1962...1966 годах в реакторе ИГР были проведены первые испытания тепловыделяющих элементов реакторов ядерных ракетных двигателей. В результате испытаний была получена первичная информация, необходимая для выбора конструкции и материального состава твэлов.
Предполагалось проводить изучение динамики и безопасности реактора при введении больших значений реактивности, а также исследования поведения топливных и конструкционных элементов при высокой и быстропеременной температуре активной зоны.
Прототипом реактора ИГР является американский импульсный графитовый реактор TREAT, который был построен в 1958 году, однако у последнего интегральная мощность была на порядок ниже, чем у ИГР. Реактор ИГР является импульсным исследовательским ядерным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной уран-графитовой активной зоной. Графит активной зоны является хорошим замедлителем, обладает большой теплоемкостью, стоек при высокой температуре и термических ударах, хорошо отводит и поглощает тепло от урановых частиц топлива. Эти свойства графита позволили обойтись без специальной системы охлаждения активной зоны - контура теплоносителя, и достичь высокой плотности нейтронного и гамма - излучения, а также высокой рабочей температуры активной зоны и энерговыделения.
Конструктивно реактор представляет собой (рисунки 1, 2) кладку из графитовых блоков, собранных в колонны, которая размещена в стальном (сталь 20К) цилиндрическом корпусе с гелиевой средой. Корпус расположен в баке с охлаждающей водой. Графитовые блоки активной зоны реактора пропитаны водным раствором азотнокислого уранила (уранилдинитрата) с концентрацией 3,1 грамма урана на один килограмм графита. Активная зона состоит из неподвижной и подвижной частей, окруженных боковыми и торцевыми графитовыми отражателями.
Реактор имеет центральный и боковой экспериментальные каналы, которые оснащены петлевыми водоохлаждаемыми устройствами (ампулами). Рабочими органами управления и защиты реактора являются 16 графитовых стержней регулирования с поглотителем из окиси гадолиния.
Реактор включает в себя ряд технологических систем, которые обеспечивают вакуумирование и наполнение корпуса гелиевой рабочей средой, отвод тепла от корпуса реактора и ампул экспериментальных каналов, управление и аварийную защиту реактора, технологический и радиационный контроль эксплуатационных пределов и условий безопасной работы реактора.
Основными режимами работы реактора являются нерегулируемый импульсный режим - режим самогасящейся нейтронной вспышки, и регулируемый режим. Для осуществления режима самогасящейся вспышки реактору сообщается некоторая реактивность, превышающая долю запаздывающих нейтронов, которая определяет форму, амплитуду и полуширину вспышки; гашение вспышки происходит вследствие отрицательного температурного эффекта реактивности. Регулируемый режим осуществляется перемещением рабочих органов СУЗ, компенсирующих отрицательный температурный эффект реактивности по заданному закону. Форма, амплитуда (уровень мощности) и длительность регулируемого режима могут быть самыми различными и определяются задачами испытаний исходя из условия максимального энерговыделения в активной зоне реактора, который составляет 5,2 ГДж, и является эксплуатационным пределом реактора, соответствующим флюенсу тепловых нейтронов 3,7⋅1016 см-2 в центральном экспериментальном канале реактора.
1 - кожух; 2 - экран боковой (три обечайки); 3 - отражатель; 4 - активная зона (неподвижная и подвижная части); 5 - канал ионизационной камеры (19 шт.); 6 - канал органа регулирования (16 шт.); 7 - боковой экспериментальный канал; 8 - центральный экспериментальный канал; 9 - канал физических измерений; 10 - канал термоэлектрического преобразовашт.); 11 - биологическая защита; 12 - бак; 13 – канал счетчика нейтронов
(2 шт.); 14 - канал источника нейтронов.
Рисунок 7.1 - Горизонтальное сечение реактора ИГР
1- кожух; 2-экран боковой (три обечайки); 3 - отражатель; 4 - активная зона (неподвижная и подвижная части); 5-канал ионизационной камеры; 6 - канал органов регулирования; 7 - боковой экспериментальный канал; 8 - центральный экспериментальный канал; 9 - канал физических измерений; 10 - канал термоэлектрического преобразователя;
11-биологическая защита; 12-бак; 13-полость охлаждающей воды;
14-перектытие верхнее.
Рисунок 7.2 - Вертикальный разрез реактора ИГР
7.2 Контрольные вопросы
1 Каковы предпосылки создания реактора ИГР?
2 Когда был создан реактор ИГР, опишите первые испытания, проводимые на этом реакторе;
3 Какой реактор является прототипом реактора ИГР?
4 Опишите тип реактора ИГР;
5 Каковы конструктивные особенности реактора ИГР?
6 В каких режимах может работать реактор ИГР, кратко охарактеризуйте каждый из режимов.
Список использованной литературы
1 , Каухчешвили . Введение в специальность— М.: Пищевая промышленность, 1984. — 110 с.
2 Холодильные машины. Справочник/ Под ред. . – М.: Легкая и пищевая промышленность, 1992, 224с.
3Проведение работ на стендовом комплексе «Байкал-1». Инструкция по радиационной безопасности. АК. 65.000.00.551. ИД.
4 Комплекс научно-исследовательских реакторов «Байкал-1», реакторная установка ИВГ.1М. Технологический регламент. Часть 1. Организация работ. АК. 65.000.00.256.
5 Комплекс научно-исследовательских реакторов «Байкал-1», реакторная установка ИВГ.1М. Технологический регламент. Часть 3. Порядок подготовки и проведения испытаний и экспериментов. К. 9750.00.000.ИО2.
6 , Черепнин ядерный центр Республики Казахстан: структура и организация, экспериментальная и испытательная база, специалисты. Отчет. – Курчатов 1995 г.
|
Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах:
1 2 3 4 5 |
