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

21 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.