Реактор ИГР

Один из старейших в мире исследовательских реакторов, реактор ИГР и сегодня является уникальным источником нейтронного и гамма- излучения, отличающимися высокой динамикой изменения мощности.

Бурное развитие реакторной техники в 50-х годах ХХ века предопределило создание импульсного реактора для экспериментальных исследований нестационарных физических процессов в его активной зоне, возникающих при введении большой реактивности.

История реактора ИГР начинается с постановления ЦК КПСС и СМ СССР за №518-246 от 13 мая 1958 года, согласно которому предусматривалось "... построить на объекте №905 Министерства обороны (Семипалатинский ядерный полигон) экспериментальную установку с высокотемпературным гомогенным графитовым реактором".

Создание реактора ИГР в кратчайшие сроки позволило уже в 1961 году начать экспериментальные исследования динамики импульсных реакторов, а с 1962 года приступить к исследованию поведения топливных и конструкционных материалов перспективных реакторных установок, в том числе ЯРД - ядерного реакторного двигателя.

Технические характеристики

Максимальная плотность потока нейтронов

7×1016 н/см2·c

Максимальный флюенс тепловых нейтронов

3,7×1016 н/см2

Полуширина импульса минимальная

0,12 c

Исследовательский реактор ИГР - импульсный реактор на тепловых нейтронах с гомогенной уран-графитовой активной зоной теплоемкостного типа. Высокая теплоемкость графита позволила обойтись без системы принудительного съема тепла, выделяющегося в процессе работы реактора в активной зоне. Отсутствие традиционного контура теплоносителя существенным образом снижает риск радиационной аварии на реакторе.

Центральный зал ИГР
Реактор ИГР
Объект 100 - панорама

Ядерная безопасность реактора ИГР обусловлена значительным по величине отрицательным коэффициентом реактивности, обеспечивающим гарантированное гашение любого физически возможного импульса мощности, инициируемого вводом положительной реактивности посредством извлечения стержней СУЗ.

Среди импульсных реакторов ИГР обладает самым высоким флюенсом тепловых нейтронов и интегральной дозой гамма-излучения в экспериментальной полости, имеющей диаметр 228 мм и высоту 3825 мм.

  • Токамак КТМ

  • Реактор ВВР-К

  • Критический стенд

  • Реактор ИВГ.1М

  • Реактор ИГР

  • Стенд "Лиана"

  • Экспериментальные комплексы

Токамак КТМ

05 сентября 2010 года проведен пробный запуск токамака КТМ. Работы по подготовке и проведению пробного запуска токамака КТМ выполнены в ходе реализации бюджетной программы 045 «Создание казахстанского материаловедческого токамака КТМ».

Цель пробного запуска - получение пробоя рабочего газа в вакуумной камере токамака КТМ и формирование плазменного шнура с током 10-30 кА.

Для получения плазменного шнура проведена настройка следующих систем токамака:

  • диагностик физических параметров плазмы первой очереди;
  • подсистемы сбора и регистрации данных;
  • системы предионизации рабочего газа;
  • системы электропитания магнитных обмоток КТМ;
  • системы вакуумной откачки камеры КТМ.

КТМ-токамак
Монтаж токамака КТМ
Монтаж токамака КТМ 2-е фото
Проверка герметичности вакуумной камеры КТМ

В ходе работ выполнено следующее: 

 

  1. найдены условия для устойчивой работы системы предионизации рабочего газа (аргона) - давление рабочего газа и индукция тороидального магнитного поля;
  2. найдена область в вакуумной камере с низким уровнем рассеяного магнитного поля;
  3. осуществлен пробой рабочего газа и подъем плазменного тока до заданного уровня;
  4. проведена регистрация основных физических параметров.


Для пробоя и формирования плазменного шнура использовались следующие системы:

  • система предионизации для ионизации рабочего газа;
  • источник питания электромагнитной обмотки тороидального поля;
  • конденсаторный источник питания центрального соленоида и электромагнитных обмоток полоидального поля PF1, PF4;
  • магнитные диагностики, ПЗС видеокамера и фотоэлектронный умножитель (ФЭУ) для диагностирования физических параметров.


Пробой рабочего газа и ток плазмы регистрировались при помощи поясов Роговского, датчиков напряжения на обходе и ФЭУ.

Подсистемы КТМ, участвующие в эксперименте по получению плазмы, показаны на рисунке.

Для создания предионизации электронно-циклотронным резонансом использовался магнетронный источник с частотой 2,45 ГГц, мощность СВЧ излучения - 900 Вт, излучение подавалось через волновод со стороны низкого магнитного поля, длительность импульса СВЧ излучения - 300 мс. Система предионизации показана на рисунке 2.


В окне вакуумной камеры видно свечение в результате ионизации газа.

Для создания вихревого электрического поля в обмотки полоидального поля подавался ток путем разрядки конденсаторной батареи емкостью 22 мФ и напряжением 5 кВ.

Основные параметры, при которых были получены пробой и формирование плазменного шнура: давление рабочего газа (аргона) - 10-4 торр, напряжения на обходе в области пробоя - 8,4 В, магнитное поле на оси тороидальной обмотки - 0,043 Тл, продолжительность плазменного разряда ~ 40 мс.


На рисунке 3 показан кадр видеосъемки вакуумной камеры со стороны вертикального патрубка во время получения плазменного шнура (примерно 20-я миллисекунда от начала ввода тока в центральный соленоид).

Заключение

1. Разработан сценарий пробного запуска токамака КТМ. Проведена настройка системы диагностик физических параметров плазмы первой очереди, настройка системы регистрации данных, системы предионизации рабочего газа, системы питания электромагнитных обмоток КТМ, системы вакуумной подготовки камеры КТМ.

2. Проведен пробный запуск КТМ и получен максимальный ток плазмы 25 кА в соответствии с задачами пробного запуска токамака КТМ.

Реактор ВВР-К

Реактор бассейнового типа на тепловых нейтронах. Теплоноситель, замедлитель и отражатель - обессоленная вода.Введен в эксплуатацию в 1967 году, работал на тепловой мощности 10МВт до 1988 года без отклонений от нормальных режимов.С 1988 по 1998 годы были проведены работы по усилению безопасности в условиях высокой сейсмичности (расчеты и обоснования, усиление конструкций, дублирование систем, ответственных за безопасность, оформление новой документации). За счет изменения конфигурации активной зоны тепловая мощность была уменьшена до 6 МВт без потери нейтронных потоков.

Технические характеристики

Тепловая мощность, МВт

6

Топливо

UAl4

Загрузка 235U, кг

4,46

Обогащение 235U, %

36

Высота активной зоны, мм

600

Диаметр экспериментального канала, мм

68

Плотность потока тепловых нейтронов:

 

в центральном канале

1,4×1014 н/см2·с

в двух каналах активной зоны

1,1×1014 н/см2·с

в периферийных каналах

1012 - 1013 н/см2·с

Продолжительность кампании

14 суток

Реактор оснащен гидропочтой, пневмопочтой, универсальной петлевой установкой, установкой нейтронной радиографии, установкой для анализа ураносодержащих проб методом запаздывающих нейтронов, внутриреакторными установками для испытаний конструкционных материалов на длительную прочность и ползучесть, цепочкой горячих камер для работ с высокоактивными материалами.

На базе реактора, помимо фундаментальных ядерно-физических и материаловедческих исследований и внутриреакторных испытаний, проводятся работы по производству медицинских радиоизотопов и гамма-источников, нейтронному лугированию кремния, нейтронно-активационному анализу. Изучается возможность модернизации активной зоны для использования урана низкого обогащения. Проводятся национальные и международные семинары по физической защите ядерных установок, учету и контролю ядерных материалов.

Критический стенд

Критический стенд - физический реактор малой мощности на тепловых нейтронах с легководным замедлителем и отражателем (вода либо бериллий). Предназначен для исследования нейтронно-физических характеристик активных зон водо-водяных реакторов класса ВВР и элементов активных зон других реакторов, экспериментов в обоснование безопасности реакторных установок, а также формирования условий испытаний петлевых каналов и различных внутриреакторных устройств. Диаметр центральных экспериментальных каналов - 65, 96, 140 и 380 мм, периферийных каналов - 65, 96 и 140 мм, плотность потока тепловых нейтронов: 5×108 н/см2·c

Реактор ИВГ.1М

Исследовательский реактор ИВГ.1М является модернизацией реактора ИВГ.1, использовавшегося для испытаний тепловыделяющих сборок (ТВС) и активных зон высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, в том числе реакторов ядерных ракетных двигателей (ЯРД) и ядерных энергодвигательных установок (ЯЭДУ).

Реактор ИВГ.1М позволяет проводить исследования, обеспечивающие решение следующих задач:

  • отработку различных типов ТВС на эксплуатационных режимах работы;
  • реакторные испытания конструкционных материалов ТВС;
  • отработку конструкций ТВС и их элементов;
  • исследование возможных аварийных ситуаций и отработку мер по их предотвращению.

 

Технические характеристики

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·c

Расход воды через реактор

до 380 кг/с

Максимальная температура воды

950°С

Горячая камера
Объект 300 - Реактор ИВГ.1М
Объект 300 - Пультовая ИВГ.1М
Защитный периметр
Стенд Ангара
Снятие крышки реактора ИВГ.1М


Наиболее важными работами, проводившимися на реакторе в последнее время, являются:

  • исследования взаимодействия конструкционных материалов международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР) с водородом и его изотопами в условиях реакторного облучения;
  • исследования рассеяния реакторного излучения в атмосфере в обоснование безопасности атомной энергетики.

 

Реактор ИГР

Один из старейших в мире исследовательских реакторов, реактор ИГР и сегодня является уникальным источником нейтронного и гамма- излучения, отличающимися высокой динамикой изменения мощности.

Бурное развитие реакторной техники в 50-х годах ХХ века предопределило создание импульсного реактора для экспериментальных исследований нестационарных физических процессов в его активной зоне, возникающих при введении большой реактивности.

История реактора ИГР начинается с постановления ЦК КПСС и СМ СССР за №518-246 от 13 мая 1958 года, согласно которому предусматривалось "... построить на объекте №905 Министерства обороны (Семипалатинский ядерный полигон) экспериментальную установку с высокотемпературным гомогенным графитовым реактором".

Создание реактора ИГР в кратчайшие сроки позволило уже в 1961 году начать экспериментальные исследования динамики импульсных реакторов, а с 1962 года приступить к исследованию поведения топливных и конструкционных материалов перспективных реакторных установок, в том числе ЯРД - ядерного реакторного двигателя.

Технические характеристики

Максимальная плотность потока нейтронов

7×1016 н/см2·c

Максимальный флюенс тепловых нейтронов

3,7×1016 н/см2

Полуширина импульса минимальная

0,12 c

Исследовательский реактор ИГР - импульсный реактор на тепловых нейтронах с гомогенной уран-графитовой активной зоной теплоемкостного типа. Высокая теплоемкость графита позволила обойтись без системы принудительного съема тепла, выделяющегося в процессе работы реактора в активной зоне. Отсутствие традиционного контура теплоносителя существенным образом снижает риск радиационной аварии на реакторе.

Центральный зал ИГР
Реактор ИГР
Объект 100 - панорама

Ядерная безопасность реактора ИГР обусловлена значительным по величине отрицательным коэффициентом реактивности, обеспечивающим гарантированное гашение любого физически возможного импульса мощности, инициируемого вводом положительной реактивности посредством извлечения стержней СУЗ.

Среди импульсных реакторов ИГР обладает самым высоким флюенсом тепловых нейтронов и интегральной дозой гамма-излучения в экспериментальной полости, имеющей диаметр 228 мм и высоту 3825 мм.

Стенд "Лиана"

Стенд "Лиана" предназначен для исследования высокотемпературных поцессов массопереноса изотопов водорода в конструкционных материалах в процессе облучения на реакторе ИВГ.1М.

Исследования проводятся дифференциальным методом водородопроницаемости в режиме непрерывной откачки. Регистрация парциального давления изотопов водорода, проникающего сквозь исследуемый образец, осуществляется компьютеризованным программно-техническим комплексом на базе масс-спектрометра ИПДО-1, встроенным в системы регистрации реакторного комплекса.

Исследования проницаемости водорода выполнялись на образцах нержавеющей стали Cr18Ni10Ti, никеля, сплава ванадия V-4Cr-4Ti, сплава меди CuCrZr в реакторе ИВГ.1М при потоке быстрых нейтронов 1013 н/см2c, потоке тепловых нейтронов 1014 н/см2с, в диапазоне температур 523-1023К и входном давлении водорода 10-2- 106 Па.

Технические характеристики

Температурный интервал исследования

500...1300 К

Диапазон давлений изотопов водорода на входной стороне образца

102...106Па

Диапазон давлений изотопов водорода на выходной стороне образца

10-4...10-7Па

Экспериментальные комплексы

Выполнение научно-исследовательских работ обеспечено соответствующей научно-технической и производственной инфраструктурой и высоким потенциалом научно-технических работников. Часть научных исследований поддержана проектами МАГАТЭ, МНТЦ, ЕЭС и другими контрактными работами, предусматривающими существенное переоснащение институтов центра приборами и оборудованием. Экспериментальные комплексы:

Previous
Следующая

Конференции

ХVI конференция-конкурс 
НИОКР молодых ученых
и специалистов НЯЦ РК
Первое информационное сообщение | Заявка

Сейчас на сайте

Сейчас 48 гостей онлайн

Контакты

071100, Казахстан,
г. Курчатов, ул. Красноармейская 2, зд. 54 Б.
тел. (722-51) 3-33-33,
факс (722-51) 3-38-58
E-mail: nnc@nnc.kz