Лекция 7. Цель. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов БР-10 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.

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.

Основные характеристики реактора следующие: - мощность 10 МВт; - максимальный поток быстрых нейтронов 5*10 15 н/см 2 с. -удельное энерговыделение 460 к Вт/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 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.

В отражателе реактора имеется 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*10 9 н/см 2 с. Один ГЭК с потоком промежуточных нейтронов 5*10 8 н/см 2 с и один ГЭК с потоком тепловыми нейтронами 5*10 7 н/ см 2 с. Тепловая колонна с потоком тепловых нейтронов 5*10 12 н/ см 2 с. 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 ВЭК Поток быстрых нейтронов Ф*10 14 н/см 2 с , ГЭК Поток нейтронов Ф*10 9 н/см 2 с 5500-тепловые 66,0-быстрые 7 80,5-промежуточные 90,05-тепловые

По совокупности экспериментальных возможностей реактор 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 высоко поточные 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.

Позиции: 1-топливная сборка, 2-бериллиевый блок отражателя, 3-графитывый блок отражателя, 4-место для петлевых каналов, 5- центральная полость, 6- вода бассейна, 7- корпус реактора

Активная зона реактора состоит из 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 эксперимен­ тальных 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.

Часть топливных сборок, загружаемых в 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.

Петлевые каналы реактора устанавливаются 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.

Для испытаний и исследований на реакторе 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 пост реакторных исследований (осмотр, гамма-сканирование, измерение размеров и массы облученных изделий).

Основные 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.