БОР-60

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск

БОР-60 — (быстрый опытный реактор) многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР, г. Димитровград. Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический[1]. Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с многоцелевым исследовательским реактором ВК-50 (электрической мощностью 50 МВт) один из двух реакторов в НИИАР , вырабатывающих электроэнергию.

Реактор БОР-60 (разработчик проекта РУ — АО «ОКБ Гидропресс») представлял собой следующую ступень в освоении технологии быстрых натриевых реакторов после реактора БР-5,и разрабатывался с более широкими возможностями по проведению различных исследований.

Опыт, полученный в процессе разработки, строительства и эксплуатации реакторов БР5/10 и БОР-60, позволил в начале 60-х годов прошлого столетия приступить к проектированию и созданию опытно-промышленного реактора БН-350.

Окончание работы реактора ожидается около 2020 года[2], с вводом в эксплуатацию МБИР.

Основные характеристики реактора[править | править код]

Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или смесь оксидов урана и плутония. АЗ имеет высоту 45 см и диаметр 40 см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.[3]

Характеристика Величина
Тепловая мощность реактора 60 МВт
Электрическая мощность 12 МВт
Максимальная плотность нейтронного потока, см^-2*с^-1 3,7*10^15
Расход натрия через реактор, м^3/ч до 1100
Скорость натрия в АЗ, м/с до 8
Средняя энергия нейтронов, МэВ до 0,4
Расход натрия в двух петлях второго контура, м^3/ч до 1400
Продолжительность микрокампании, суток до 90
Скорость набора повреждающей дозв, сна/год до 20

Активная зона[править | править код]

Характеристика Величина
Количество ячеек 265
Количество ячеек для ТВС 156
Количество ячеек для СУЗ 7
Количество ячеек инструментировнных 3
Количество штатных ТВС 85-124
Максимальное количество экспериментальных нетопливных сборок в АЗ 12

Экспериментальные возможности реактора[править | править код]

  • В различные ячейки реактора может быть загружено большое количество экспериментальных сборок, при этом величина плотности потока нейтронов (Fn) в отдельных ячейках может отличаться более чем в 3 раза при максимальном значении 3,7*10^15 см^-2*с^-1 (при тепловой мощности 60МВт и компактной загрузке реактора).
  • В АЗ возможно одновременное размещение до 12 экспериментальных облучательных устройств (ОУ) с конструкционными материалами.
  • Количество экспериментальных ТВС с перспективными топливными композициями в активной зоне и ОУ с конструкционными материалами в боковом экране практически не регламентируется.
  • В реакторе имеется специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации об условиях облучения материалов по линиям связи.
  • Реактор оснащён также двумя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами, расположенными за корпусом реактора.
  • Накоплен большой опыт по созданию и использованию различных инструментованных экспериментальных устройств, в том числе петель-ампул с принудительной и естественной циркуляцией, использующих в качестве теплоносителя натрий и тяжёлые металлы. 

Производство радионуклидной продукции[править | править код]

В реакторе БОР-60 ведется наработка Sr-89 и Gd-153, которые являются одними из основных изотопов, включенных в номенклатуру планируемого к созданию в Димитровграде Федерального Центра медицинской радиологии. В отдельные микрокампании реактора загрузка активной зоны нетопливными экспериментальными ОУ составляла максимально разрешенное количество 12 шт, максимальная загрузка бокового экрана экспериментальными ОУ достигала 8 шт. 

Основные направления исследования[править | править код]

  • Исследования деформации радиационного роста и радиационной ползучести трубчатых образцов циркониевых сплавов в областях температур С и °С;
  • Экспериментальные исследования термической стабильности радиационного роста и радиационных повреждений структуры плоских и криволинейных (сегментных) образцов циркониевых сплавов при температуре облучения 330 С;
  • Исследование материалов ВКУ для обоснования работоспособности ВВЭР со сроком эксплуатации 60 лет при температуре облучения образцов 340ºС до повреждающей дозы 70 сна;
  • Реакторные испытания образцов кремнистых сталей марок 10Х15Н9С3Б1-Ш (ЭП302-Ш) и 04Х15Н11С3МТ- ВИ при двух уровнях температуры до повреждающей дозы 34 сна и чугуна СПЧФ до повреждающей дозы 5-6 сна для сравнительных исследований деградации физико-механических свойств под воздействием реакторного облучения;
  • Исследования внутриреакторной длительной прочности материалов оболочек твэлов реактора СВБР-100 (сталь ЭП-823Ш) при температуре ºС;
  • Реакторные испытания капсул с образцами гидрида гафния в активной зоне реактора БОР-60 при температурах (500±20) С и (600±30) С;
  • Ресурсные испытания макетов твэлов РУ СВБР-100 при температуре внутренней поверхности оболочки твэла в горячем пятне на первом этапе испытаний 500±30ºС и линейных нагрузках 350 Вт/см;
  • Реакторные испытания 19-ти твэльной разборной ЭТВС в обоснование работоспособности:
    • твэла с виброуплотнённым МОКС-топливом с различными вариантами расположения в твэлах теплоизоляторов- геттеров;
    • твэла с таблеточным МОКС-топливом, изготовленным в ОАО «ГНЦ НИИАР».

Практическое экспериментальное обоснование новых технологий[править | править код]

  • Экспериментальное обоснование материалов БН-К;
  • Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора СВБР;
  • Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора БРЕСТ-ОД;
  • Эксперименты по обоснованию плотного топлива;
  • Эксперименты в обоснование новых материалов для тепловых реакторов.

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

Литература[править | править код]

  • Г. И. Гаджиев, И. Ю. Жемков, «Обзор исследований нейтронно-физических характеристик, выполненных при пуске реактора БОР-60» — НИИАР, 2011 (Глава 2 Пуски быстрых реакторов)

Ссылки[править | править код]