19957

Исследовательские реакторы ИРТ-2000 (проект) и ИРТ-МИФИ

Лекция

Физика

Рассмотреть ядерный исследовательский реактор как источник излучений для реакторных испытаний. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов Российской Федерации. Обосновать выбор реакторов для последующего детального рассмотрения. Дать общие представления о проекте типового исследовательского реактора ИРТ-2000 и рассмотреть возможности реактора ИРТ-МИФИ.

Русский

2013-08-13

28.79 KB

25 чел.

Конспект занятия 5.

Цель.

Рассмотреть ядерный исследовательский реактор как источник излучений для реакторных испытаний. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов Российской Федерации.  Обосновать выбор реакторов для последующего детального рассмотрения. Дать общие представления о проекте типового исследовательского реактора ИРТ-2000 и рассмотреть возможности реактора ИРТ-МИФИ.

План.

1.  Исследовательский реактор как источник излучений.

2. Исследовательские ядерные реакторы Российской Федерации.

3. Исследовательские реакторы ИРТ-2000 (проект) и ИРТ-МИФИ.

    Ядерный реактор как источник излучений весьма "богат": это и по диапазону энергий излучений и по их интенсивности и по  качественным показателям, и, наконец, по характеру изменений потоков излучений во времени.

    В нашем случае вопрос монохроматичности излучений отодвигается на второй план, так как  основная задача реакторных испытании состоит в том, чтобы определить ресурс изделия или свойство материала     при   суммарном    воздействии    реакторных излучений на объект испытаний. Естественно, что в определенных случаях, когда в результате испытаний выявлены эффекты, физическая сущность которых может быть понята при использовании потоков излучений с определенными, заранее известными качественными характеристиками, такие испытания могут быть поставлены.

    Основными показателями реактора как источника излучения является его нейтронный поток и энергетический спектр нейтронов. Для реакторных испытаний достаточно провести весьма "грубое" разделение исследовательских реакторов по энергиям нейтронов на тепловые, промежуточные и быстрые. Такое разделение неточно, так как в зависимости от местоположения облучательного устройства в конкретном канале реактора, заполнении канала и даже от конструкционных материалов, из которых  выполнена установка, зависит энергетический спектр нейтронного потока, падающего  на испытуемый образец.

Табл. 2.1

Название. Предприятие. Место. Тип.

Мощность

(МВт)

Год пуска

1

ИР-8. РНЦ КИ. Москва. Бассейновый

8

1957

2

ВВР-М. ПИЯФ. Гатчина. Бассейновый

18

1959

3

БР-10. ФЭИ. Обнинск. Быстрый, жидкометаллический.

10

1960

4

СМ. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Корпусной.

100

1961

5

ВВР-Ц. Филиал НИФХИ. Обнинск. Бассейновый.

15

1964

6

ВК-50. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Корпусной, кипящий.

200

1965

7

МИР. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Канальный.

100

1966

8

ИВВ-2М. СФ НИКИЭТ. Заречный. Бассейновый.

15

1966

9

ИРТ. МИФИ. Москва. Бассейновый.

2,5

1967

10

ИРТ-Т. НИИЯФ ТПИ. Томск. Бассейновый.

6

1967

11

БОР-60 (опытный). ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Быстрый, жидкометаллический.

60

1969

12

РБТ-6. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Бассейновый.

6

1975

13

РБТ-10/1. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Бассейновый.

10

1983

14

РБТ-10/2. ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. Бассейновый.

10

1983

    В табл. 2.1. представлены действующие в настоящее время исследовательские реакторы России [6]. . Зарубежные реакторы близки к отечественным по перечисленным параметрам.

   В дальнейшем мы рассмотрим исследовательские реакторы 3-х типов: тепловые, промежуточные и быстрые. Наш интерес к ним будет сосредоточен на возможностях их использования для проведения реакторных испытаний.

     Наиболее подробно рассмотрим реакторы:

-ИРТ-2000 и ИВВ-2, как примеры реакторов на тепловых нейтронах;

- на промежуточных нейтронах СМ-2;

- на быстрых нейтронах БР-10,

- реактор МИР, специально приспособленный для испытания тепловыделяющих  сборок (ТВС).

    По-видимому, не следует считать, что какой-то из перечисленных реакторов как источник   излучения "плохой" из-за малости потока или отсутствия тепловой части нейтронного спектра. В конкретном случае постановки реакторного эксперимента каждый из них более или менее удобен.

    Реактор ИРТ-2000 (исследовательский реактор тепловой, мощностью 2000 кВт) предназначен для проведения научно-исследовательских работ в   НИИ  и   ВУЗах.   Он  является   самым   дешевым,  надежным    и безопасным в работе устройством подобного типа.

    Экспериментальные направления, которые могут развиваться на ИРТ:

1) измерение нейтронных сечений;

2) гамма-спектроскопия;

3) опыты по дифракции и поляризации нейтронов;

4) изучение замедляющих свойств смесей;

5) действие излучения на вещества;

6) радиационная химия;

7) радиационная генетика.

    Реактор ИРТ - бассейнового типа. Активная зона размещена в водяном бассейне, и циркуляция осуществляется с помощью эжектора при расходе 175 л/час. Теплоносителем и замедлителем является монодистилят воды.

   Активная зона реактора содержит 24 кассеты, критическая масса по урану 235 -3,17кг. Кампания 1,2 года при мощности 2 МВт. Рассматриваются вопросы повышения мощности до 5 МВт, что повысит максимальный поток до 10 14   н./см 2 с.   

1

2

3

5

6

7

8

9

10

12

14

16

17

18

19

11

21

20

22

4

Тип

(Плотность

потока)*109 н/см2с

Тип

(Плотность

потока)*109 н/см2с

1

ВЭК

2000

12

ГЭК- горизонтальный

1,5

2

ГЭК

1,5

13

ВЭК- вертикальный

1000

3

ВЭК

730

14

ГЭК

1,0

4

ГЭК

2,2

15

ВЭК

420

5

ВЭК

1000

16

ЦЭК- центральный

16000

6

ГЭК

1,5

17

ВЭК

370

7

ВЭК

1000

18

АЗ- активная зона

8

ГЭК

1,4

19

ВЭК

260

9

ВЭК

810

20

КЭК- касательный

0,6

10

ГЭК

10

21

ТК- тепловая колонна

2,0

11

ВЭК

2500

22

Биологическая

защита

 

  На базе проекта ИРТ-2000 разработано несколько модификаций. Изменения в основном коснулись конфигурации активной зоны, материалов замедлителя нейтронов, отражателя, системы охлаждения и используемых ТВС.

    Реактор ИРТ-МИФИ является базовой установкой АЦ МИФИ (Атомный центр МИФИ). Это единственный атомный реактор в РФ, работающий в составе многопрофильного учебного заведения.

    После проведения ряда модернизаций в соответствии с рекомендациями Института атомной энергии им. И.В.Курчатова (ИАЭ), контроля радиационной обстановки в комплексе реактора и окружающей среды тепловая мощность реактора установлена 2,5 МВт.

    Реактор находится под контролем государственных органов надзора и МАГАТЭ.

    За 40 лет в различных формах учебной работы на реакторе и в его исследовательских комплексах участвовали более 17 тысяч студентов МИФИ. Более 7 тысяч школьников, студентов, сотрудников других организаций и вузов в форме лекций-экскурсий ознакомились со спецификой эксплуатации и использования реактора. Результаты научных исследований на ИРТ отражены в 120 диссертациях, 15 из которых- докторские, опубликованы в более чем 2000 научных статей [7].

    Гетерогенный водо-водяной реактор на тепловых нейтронах ИРТ-МИФИ сооружен в соответствии с типовым проектом ТП-3304М. Активную зону составляют тепловыделяющие сборки ИРТ-2М и ИРТ-3М.

    Режим работы реактора определяется требованиями экспериментальных программ. Как правило, реактор эксплуатируется недельными циклами по 100 часов с годовым временем работы на мощности до 5000 часов.

    Запас реактивности и суммарная эффективность органов компенсации реактивности обеспечивают возможность эксплуатации реактора без перегрузки ТВС до энергровыработки 140 МВт-суток.

     Радиационная безопасность обеспечивается следующими барьерами:

- матрица твэлов обладает слабой способностью растворения в воде,

- защитная оболочка твэла из алюминиевого сплава позволяет своевременно обнаружить дефектную ТВС и удалить ее из активной зоны реактора из-за значительного интервала времени поступления продуктов деления в теплоноситель.

- вода бассейна реактора.

- железобетонный бассейн реактора, облицованный алюминием и закрытый защитной крышкой.

- замкнутая конструкция физического зала.

    На рис.2.1 представлен вид на активную зону ИРТ-МИФИ с экспериментальными каналами и распределение нейтронных потоков  по вертикальным (ВЭК), горизонтальным (ГЭК) и касательному (КЭК) каналам.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

48542. Элементы автоматических устройств электрических систем 5.83 MB
  Сравнивает ток реле и ток уставки: Iр Iуст. Элемент воздействия выходные реле. ТЕМА: РЕЛЕ Реле элемент сравнивающий входную величину с заданной уставкой. Элементарное реле имеет одну входную величину и может принимать два значения: 0 и1.
48543. МЕТАДАННЫЕ 608.79 KB
  Метаданные — это данные о данных, которые описывают характеристики объектов-носителей данных, способствуют обнаружению, идентификации, оценке и управлению этими данными, включают определения объектов, относящихся к данным, разработчикам, пользователям и средствам взаимодействия.
48544. Методи вимірювання теплоємності і тепловмісту 6.86 MB
  Вимірювання ентальпії методом змішування. Вимірювання теплоємності. Прилади які використовуються для вимірювання ентальпії або теплоємності називаються калориметрами а методика вимірювання калориметрією.
48545. ГЕОГРАФИЧЕСКИЕ ИНФОРМАЦИОННЫЕ СИСТЕМЫ И БД 2.06 MB
  Сергей Щербина Общие сведения о ГИС Большинство используемых данных с которыми работают информационные системы имеют пространственную привязку географические координаты т. Сервисы Google Mps и Google Erths фактически представляющие собой базовую инфраструктуру геоданных продемонстрировали потенциал уже завоевавших популярность географических информационных систем ГИС. Простота ввода и агрегации данных с помощью сервиса Google Erth позволяет видеть в нем прообраз ГИС будущего простых в использовании открытых сред.
48546. БАЗЫ ДАННЫХ КАК ОСНОВА ДЛЯ ПОДДЕРЖКИ РЕШЕНИЙ 524.21 KB
  Сферы Воздух Вода Земля Био Количественные сведения о состоянии природной среды Наблюдения Диагноз Прогноз Климат После явления Сведения об объекте Перечень воздействий ЛПР Качественные сведения о ситуации время года климатический район тип объекта уровень принятия решений ЭММ Перечень рекомендаций Объект Оперативные Тактические Стратегические XII. БАЗЫ ДАННЫХ КАК ОСНОВА ДЛЯ ПОДДЕРЖКИ РЕШЕНИЙ Проблемы поддержки решений в современных условиях Роль информации при принятии решений Принципы создания СППР Выявление знаний Примеры...
48547. Перспективы развития БД 3.17 MB
  Перспективы развития БД Развитие компьютерной техники Развитие ядра СУБД Развитие внешнего окружения Развитие средств работы с БД Развитие моделей данных Сенсорные сети Технологии обслуживания нового поколения Развитие компьютерной техники За последние 25 лет тактовая частота процессоров возросла с МГц до ГГц оперативная память с нескольких сотен Кбайт до Гигабайт а память на дисках со 100 Мбайт до Тбайт и более. Рабочая нагрузка типового компьютера будущего потребует обработки Тбайт данных и производительности на терафлопном уровне....
48548. Базы данных. Модели данных 1.19 MB
  В настоящее время, а тем более в будущем, в условиях широкой информатизации общества все большее распространение будут получать справочные системы, системы информационной поддержки деятельности учреждений, системы поддержки принятия решений, системы автоматизированного учета и контроля, системы автоматизированного проектирования и множество других систем на базе средств информационных и коммуникационных технологий.
48549. Старажытныя цывілізацыі 650 KB
  Крыніцы вывучэння гісторыі Беларусі. Гісторыя Беларусі вывучаецца на аснове разнастайных гістарычных крыніц. Першымі на тэрыторыю Беларусі прыйшлі фінаугорскія плямены якія раней жылі за Уралам. Больш глыбокія вынінікі для Беларусі і Еўропы мела перасяленне індаеўрапейцаў.
48550. Автоматизация подготовки документов средствами СПС 178.5 KB
  Папки в СПС КонсультантПлюс 4. История запросов СПС КонсультантПлюс Основные сведения о системе Справочная правовая система КонсультантПлюс разработчик в РБ ООО ЮрСпектр http: urspectr.info компания КонсультантПлюс г.