20.05.2018
The main Test base
  • Строительство Токамака
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Установка Eagle
  • Установка КТМ
  • Установка КТМ
  • Работы на Токамаке
  • Строительство Токамака
  • Оборудование
  • Боксы
  • Разгрузка оборудования
  • Электрогенераторы
  • Строительство КТМ
  • Площадка
  • КТМ
  • Электрогенератор
  • Строительство КТМ
  • Пультовая управления реактором
  • Реактор ИВГ.1М
  • Пультовая реактора ИВГ.1М
  • Кран
  • Площадка
  • Кран
  • Установка
  • Сборка изделия
The main menu
Transportation Control Center
Web-resources
Banner
Statistics of visiting
We have 70 guests online

РЕАКТОР ИГР


Импульсный исследовательский реактор ИГР является высокотемпературным, самогасящимся, уран-графитовым, гомогенным реактором на тепловых нейтронах.
Из импульсных реакторов большой интегральной мощности реактора ИГР обладает самым высоким флюенсом нейтронов в экспериментальной полости диаметром 228 мм и высотой 3825 мм.


Технические характеристики:
Плотность потока тепловых нейтронов.............................................................................7´1016н/см2×с
Флюенс тепловых нейтронов................................................................................................3,7´1016н/см2
Полуширина импульса минимальная................................................................................0,12 с
Диаметр/длина центрального экспериментального канала.......................................0,228/3,825 м

Пультовая управления реакторомРеакторный зал

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Схема реактора ИГР

Широкая возможность сочетания эксплуатационных характеристик реактора, пневмогидравлического стенда и петлевых установок, а также многолетний опыт эксплуатации показывают, что реакторный комплекс ИГР является одним из лучших инструментов для решения задач, связанных с динамическими испытаниями объектов ядерной техники.
Наиболее крупные (многолетние) программы исследований и испытаний, выполненные на реакторе ИГР, были связаны с

  • термичностью ядерного топлива по программе создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД);
  • радиационной стойкостью электронной аппаратуры и элементов автоматики космических и воздушных летательных аппаратов;
  • отработкой режимов запуска наземных прототипов ЯРД;
  • динамикой реактора при реактивностях до 5 ßэф.;
  • отработкой систем регулирования импульсных реакторов;
  • определением выхода и осаждения продуктов деления в различных экспериментальных устройствах;
  • определением пределов работоспособности твэлов и ТВС с топливом различного компонентного состава и назначения – космического, транспортного, исследовательского и энергетического.

Загрузка изделия в хранилище реакторного зала Модельные твэлы ВВЭР-1000 после испытаний

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Работа в реакторном зале

Сборка изделия

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

В настоящее время на реакторе ИГР проводятся эксперименты в обоснование концепции управляемого перемещения расплава топлива в реакторах на быстрых нейтронах для предотвращения возникновения повторной критичности при тяжелых авариях с плавлением активной зоны.

 

РЕАКТОР ИВГ.1М


Водоохлаждаемый реактор ИВГ.1М создан в результате модернизации высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ИВГ.1, введенного в эксплуатацию в 1975 году и изначально предназначенного для испытаний твэлов и ТВС ЯРД. В ходе этой модернизации газоохлаждаемая активная зона реактора была заменена на водоохлаждаемую

Технические характеристики реактора ИВГ.1М:
Тепловая мощность.................................................................................................................72 МВт
Эффективный диаметр активной зоны ..............................................................................548 мм
Высота активной зоны............................................................................................................ 800 мм
Количество урана-235 в активной зоне............................................................................. 4,6 кг
Плотность потока тепловых нейтронов............................................................................. 3,5×1014 н/см2×с
Расход воды через реактор.................................................................................................. до 380 кг/с
Максимальная температура воды на выходе из реактора......................................... 95°С

Реактор ИВГ.1МПультовая реактора ИВГ.1М

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Схема реактора ИВГ.1М

 

Основной объем испытаний (по тематике ЯРД) был выполнен в реакторе ИВГ.1, в котором были испытаны четыре опытные активные зоны, укомплектованные технологическими каналами различных конструкционных модификаций.

Полученные результаты (полное сохранение целостности и почти полное сохранение исходной прочности твэлов) свидетельствовали о высокой работоспособности штатных твэлов ЯРД.

Штатные твэлы ЯРД в исходном состоянии Штатные твэлы ЯРД после испытаний

 

 

 

 

 

Штатные твэлы ЯРД в исходном состоянии (а), после испытаний (б), отобранные из зон ЦЗ различных НС

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Фрагмент канала КЭТ в исходном состоянии (а) и после испытаний (б) в 12 пусках реактора ИВГ.1

В настоящее время на реакторе ИВГ.1М проводятся исследования материалов термоядерного реактора.

Институт атомной энергии НЯЦ РК совместно с НИИЭТФ КазНУ участвует в международном проекте ИТЭР.


Основные направления исследований:

  • изучение параметров проницаемости и накопления изотопов водорода в конструкционных материалах в процессе реакторного облучения на стенде «Лиана»;
  • изучение поведения материалов первой стенки в условиях моделирования аварийных ситуаций.

Загрузка ампульного устройства в центральный канал реактора ИВГ.1М

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Модернизация исследовательского реактора ИВГ.1М

Для расширения возможных направлений и объема экспериментальных исследований планируется выполнить модернизацию реакторной установки ИВГ.1М. В рамках модернизации будут выполнены следующие работы:

- создание новой активной зоны с использованием низкообогащенного топлива (при сохранении проектного уровня мощности реактора - 60 МВт);

- проведение реконструкции системы водяного охлаждения реактора, обеспечивающей возможность длительной работы реактора на номинальном уровне мощности;

- реконструкция системы аварийного охлаждения реактора для повышения безопасности испытаний;

- создание петлевой установки для проведения испытаний водоохлаждаемых ТВС энергетических реакторов;

- создание газовой петлевой установки для испытания газоохлаждаемых ТВС и отработки технологии получения водорода.

- оснащение реактора ИВГ.1М системой закрытого выхлопа, которая позволит обеспечить экологическую безопасность крупномасштабных испытаний газоохлаждаемых ТВС.

Для ТВС модернизированных водоохлаждаемых технологических каналов реактора ИВГ.1М предполагается использовать керметные твэлы на основе микротоплива с матричной структурой с обогащением 19 % по урану -235, разработки ФГУП НИИ НПО “Луч"

В 2006-2007 годах было разработано и утверждено технико-экономическое обоснование модернизации исследовательских реакторов НЯЦ. Модернизация реактора ИВГ.1М будет проведена в рамках государственной бюджетной программы Республики Казахстан. Планируется, что работы по модернизации реактора ИВГ.1М будут проведены в период с 2009 по 2013 год.

 

 

 

 
Polls
How do you estimate the new design of our site?