ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС Комплекс предназначен для измерения активности радионуклидов; измерения суммарной активности образцов; измерения спектров ионизирующего излучения; определения радионуклидного состава образцов, активности активационных индикаторов и активности продуктов деления в твэлах ВОТК и других топливных композициях. Гамма-спектрометрические измерения позволяют осуществлять неразрушающий контроль радиоактивных материалов непосредственно в местах их расположения. Пробоотборный метод определения относительного выхода продуктов деления. Исследования […]
Подробнее
Экспериментальный имитационный стенд с плазменно-пучковой установкой предназначен для проведения испытаний конструкционных материалов термоядерной техники в условиях воздействия плазмы и высокой тепловой нагрузки. Диагностическое оборудование стенда позволяет исследовать процессы взаимодействия плазмы с поверхностью и физику плазмы. Технические характеристики: Мощность источника электронов……………………………………………………………… 0 – 30 кВт Электронная температура…………………………………………………………………………. 0 – 15 эВ Энергия электронов…………………………………………………………………………………… 0 – 20 […]
Подробнее
Экспериментальная установка ВИКА позволяет проводить эксперименты по изучению газовыделения из материалов ЯР и ТЯР методом температурно-программируемой десорбции в интервале температур от 20 °С до 1500 °С с масс-спектрометрической регистрацией изменения состава газовой среды в объеме рабочей камеры с исследуемым образцом. Технические характеристики установки: Интервал рабочих температур……………………………….. от 30 °С до 1500 °С Давление в рабочем объеме камеры……………………. при 1500 °С […]
Подробнее
Стенд ЛИАНА позволяет проводить эксперименты по изучению процессов взаимодействия изотопов водорода с конструкционными материалами ядерных и термоядерных реакторов (ЯР и ТЯР) различными методами (водородопроницаемость (ВП), газовая абсорбция и термодесорбция (ТДС)) при температурах образца от 20 до 1023°С и входных давлениях изотопов водорода до 10 атм. Также стенд ЛИАНА используется в экспериментах по исследованию преобразования ядерной […]
Подробнее
Проводимые исследования на установке, в первую очередь, направлены на смягчение последствий тяжелой аварии ядерного энергетического реактора, на сведение к минимуму возможности разрушения защитных барьеров реактора (силовой корпус, бетонное основание реактора), препятствующих выходу кориума и продуктов деления в окружающую среду. На установке проводятся экспериментальные исследования условий начала фрагментации струи кориума, поступившего в бассейн с натриевым теплоносителем, […]
Подробнее
Установка предназначена для моделирования процессов, сопровождающих тяжелые аварии водоохлаждаемых энергетических реакторов с расплавлением активной зоны. Установка ЛАВА-Б позволяет проводить исследования процессов FCI, MCCI (Fuel Coolant Interaction – взаимодействие топлива с теплоносителем, Melt Coolant Concrete Interaction — взаимодействие топлива с бетоном и материалом корпуса реактора) с кориумом общей массой до 60кг при температуре расплава до 3000°С.
Подробнее
На токамаке КТМ проводятся исследования и отработка методик по получению рабочих параметров плазмы и проведению в дальнейшем материаловедческих исследований по взаимодействию плазмы с материалами первой стенки и дивертора будущих ТЯР. Основные проектные параметры токамака КТМ: Максимальный ток плазмы……………………………. 750 кА Аспектное отношение…………………………………….. 2 Тороидальное поле…………………………………………. 1,0 Тл Вытянутость плазмы по вертикали………………… 1,7 Время плазменного разряда […]
Подробнее
Водоохлаждаемый реактор ИВГ.1М создан в 1990 году результате модернизации высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ИВГ.1, введенного в эксплуатацию в 1975 году и изначально предназначенного для испытаний твэлов и ТВС ЯРД. В ходе модернизации газоохлаждаемая активная зона реактора была заменена на водоохлаждаемую. Технические характеристики реактора ИВГ.1М: Проектная тепловая мощность……………………………………………………………………………….. 72 МВт Эффективный диаметр активной зоны ………………………………………………………………….. 548 мм […]
Подробнее
Импульсный исследовательский реактор ИГР является самогасящимся уран-графитовым гомогенным реактором на тепловых нейтронах. Создан в 1958 году, в 1960 году проведен физический пуск и реактор введен в эксплуатацию.
Подробнее