БОР-60: различия между версиями
[непроверенная версия] | [непроверенная версия] |
ASDFS (обсуждение | вклад) |
ExoEarth (обсуждение | вклад) Нет описания правки |
||
Строка 2: | Строка 2: | ||
Наряду с многоцелевым исследовательским реактором ВК-50 (электрической мощностью 50 МВт) один из двух реакторов в НИИАР , вырабатывающих электроэнергию. |
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 (реактор)|БР-5]],и разрабатывался с более широкими возможностями по проведению различных исследований. |
|||
⚫ | Окончание работы реактора ожидается около 2020 года<ref>{{cite news|url=http://www.rosatom.ru/journalist/atomicsphere/3541ff8044872c60afeaaffdd2ede0d2|title=Срок службы исследовательского реактора БОР-60 будет продлен на период после 2015 года|date=01.11.2010 |publisher=Nuclear.Ru|accessdate=2013-12-26}}</ref>. |
||
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<ref>{{cite news|url=http://www.rosatom.ru/journalist/atomicsphere/3541ff8044872c60afeaaffdd2ede0d2|title=Срок службы исследовательского реактора БОР-60 будет продлен на период после 2015 года|date=01.11.2010 |publisher=Nuclear.Ru|accessdate=2013-12-26}}</ref>, с вводом в эксплуатацию [[МБИР]]. |
||
== Основные характеристики реактора == |
|||
⚫ | Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или [[MOX-топливо|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.<ref>[http://www.ippe.ru/podr/ippe1/rpr/3-5rpr.php Исследовательский быстрый реактор БОР-60 (Димитровград)] // ФГУП «ГНЦ РФ — ФЭИ»</ref> |
||
{| class="wikitable" |
|||
!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 == |
|||
{| class="wikitable" |
|||
!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 == |
|||
* 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 == |
|||
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 == |
|||
* 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 == |
|||
* 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 == |
== См. также == |
||
* [[МБИР]] |
* [[МБИР]] |
||
* [[БР-5 (реактор)|БР-5]] |
|||
== Примечания == |
== Примечания == |
||
Строка 17: | Строка 108: | ||
== Ссылки == |
== Ссылки == |
||
* [http://www.niiar.ru/?q=node/101 НИИАР — БОР-60] |
* [http://www.niiar.ru/?q=node/101 НИИАР — БОР-60] |
||
* http://www.myshared.ru/slide/130280/ |
|||
{{Ядерные реакторы России}} |
{{Ядерные реакторы России}} |
Версия от 12:02, 13 июля 2017
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
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
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
- 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
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
- 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
- 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
Примечания
- ↑ "Игорь Жемков: а зоны здесь пёстрые". Atominfo.ru. 18.02.2009. Дата обращения: 26 декабря 2013.
{{cite news}}
: Проверьте значение даты:|date=
(справка) - ↑ "Срок службы исследовательского реактора БОР-60 будет продлен на период после 2015 года". Nuclear.Ru. 01.11.2010. Дата обращения: 26 декабря 2013.
{{cite news}}
: Проверьте значение даты:|date=
(справка) - ↑ Исследовательский быстрый реактор БОР-60 (Димитровград) // ФГУП «ГНЦ РФ — ФЭИ»
Литература
- 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
Это заготовка статьи о ядерной физике. Помогите Википедии, дополнив её. |