Пресс-тур в г.Димитровград: Технический тур на реактор на быстрых нейтронах БОР-60
С 11 по 13 сентября я принимал участие в пресс-туре томских журналистов в г.Димитровград, организованным Томским Атомным Центром и Росатомом.
После знакомства с НИИАР, состоялся технический тур на исследовательскую ядерную установку БОР-60. Она является одной из первых реакторных установок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Исследовательская ядерная установка БОР-60 является одной из первых реакторных установок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.Реакторная установка БОР-60 предназначена для обоснования и экспериментальной проверки основных технических и технологических решений, определяющих параметры перспективных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
Установка является экспериментальной базой для испытаний топливных элементов различных конструкций, для испытаний топливных, поглощающих и конструкционных материалов в условиях высоких рабочих параметров натриевого теплоносителя, а также для получения опыта технологии радиоактивного натрия.
Установка используется также для наработки изотопной продукции, производства электроэнергии и для нужд теплоснабжения промплощадок ОАО «ГНЦ НИИАР».
Основные этапы создания реакторной установки:
сентябрь 1964г. - выход постановления Совета Министров СССР о сооружении комплекса РУ БОР-60;
-май 1965г. начало земляных работ;
-30 декабря 1968г. - принятие в эксплуатацию пускового комплекса первой очереди РУ;
-28 декабря 1969г. - энергетический пуск РУ с отводом тепла на воздушный теплообменник;
-28 декабря 1970г. - сдача в эксплуатацию комплекса РУ БОР-60 в полном объеме, с выдачей электроэнергии в систему -Ульяновскэнерго.
Главный инженер реакторного исследовательского комплекса.
Тепловая схема
Конструкция реактора:
И его изображение на макете.
Машинный зал на макете
Основные характеристики:
Макет тепловыделяющей сборки ректора БОР-60. Более подробно почитать,как делают ТВС для ядерных реакторов можно в « Производство тепловыделяющей сборки на Новосибирском Заводе Химических Концентратов»
Каковы же экспериментальные возможности?
- В различные ячейки реактора может быть загружено большое количество экспериментальных сборок, при этом величина плотности потока нейтронов (Fn) в отдельных ячейках может отличаться более чем в 3 раза при максимальном значении 3,7*10^15см^-2с^-1 (при тепловой мощности 60МВт и компактной загрузке реактора).
- В активной зоне возможно одновременное размещение до 12 экспериментальных облучательных устройств (ОУ) с конструкционными материалами.
- Количество экспериментальных ТВС с перспективными топливными композициями в активной зоне и ОУ с конструкционными материалами в боковом экране практически не регламентируется.
- В реакторе имеется специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации об условиях облучения материалов по 30-50 линиям связи.
- Реактор оснащён также двумя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами, расположенными за корпусом реактора.
- Накоплен большой опыт по созданию и использованию различных инструментованных экспериментальных устройств, в том числе петель-ампул с принудительной и естественной циркуляцией, использующих в качестве теплоносителя натрий и тяжёлые металлы.
Зал управления.
Самописцы. Несколько десятков параметров ежесекундно фиксируются.
Пульт управления.
Пульт управления загрузками в ректоре
Разумеется, БОР-60 "увешан" и новыми датчиками. Контроль и сбор информации автоматизирован. Проще вести архив, составят отчеты и анализировать научные данные. Весь софт- разработка самого НИИАРа разумеется
Основные направления исследований :
- исследования деформации радиационного роста и радиационной ползучести трубчатых образцов циркониевых сплавов в областях температур 315-345С и 360-390°С;
- экспериментальные исследования термической стабильности радиационного роста и радиационных повреждений структуры плоских и криволинейных (сегментных) образцов циркониевых сплавов при температуре облучения 330С;
- исследование материалов ВКУ для обоснования работоспособности ВВЭР со сроком эксплуатации 60 лет при температуре облучения образцов ≤ 340ºС до повреждающей дозы 70 сна;
- исследования внутриреакторной длительной прочности материалов оболочек твэлов реактора СВБР-100 (сталь ЭП-823Ш) при температуре 600-650ºС;
- реакторные испытания капсул с образцами гидрида гафния в активной зоне реактора БОР-60 при температурах (500±20)С и (600±30)С;
- реакторные испытания 19-ти твэльной разборной ЭТВС в обоснование работоспособности: твэла с виброуплотнённым МОКС-топливом с различными вариантами расположения в твэлах теплоизоляторов-геттеров;
В реакторе БОР-60 ведется наработка радионуклидной продукции: Sr-89 и Gd-153. Они являются одними из основных изотопов, включенных в номенклатуру планируемого к созданию в Димитровграде Федерального Центра медицинской радиологии.
В отдельные микрокампании реактора загрузка активной зоны нетопливными экспериментальными ОУ составляла максимально разрешенное количество 12 шт, максимальная загрузка бокового экрана экспериментальными ОУ достигала 8 шт.
После зала управление, нас провели в реакторный зал.
Штанги для работы в реакторе.
Важным направлением деятельности является продление срока эксплуатации РУ БОР-60. Продолжение эксплуатации реактора БОР-60 имеет исключительно важное значение для реализации Программы развития атомной отрасли Российской Федерации, поскольку разработка инновационных проектов требует выполнения больших объемов научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, в проведении которых роль реактора БОР-60, учитывая его уникальные экспериментальные возможности, является весьма значительной.
Дальнейшие перспективы реактора БОР-60, в первую очередь, обусловлены его высокой востребованностью для проведения НИОКР по заказам как предприятий Росатома, так и зарубежных заказчиковСейчас Бор-60 занимается экспериментальном обоснованием конструкционных материалов реакторов
Например проводятся эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора БРЕСТ-ОД-300 ( да, именно этот реактор у нас и будут стоить)1.Облучение макетов твэлов различного конструктивно- технологического исполнения.
2.Облучение макетов твэлов реактора БРЕСТ-ОД-300 в составе АКСТ-2М.
3.Облучение твэлов с (U-Pu)N, моделирующим составы стартовой и регулярной загрузки.
4.Сравнительные испытания различных вариантов таблеток поглотителя.
5.Испытания макетов пэлов в составе разборных материаловедческих сборок.
На выходе все прошли дозиметрический контроль, И конечно все время с нами был дозиметрист. Ничего подозрительного и близко не было.
По безопасность конечно я еще рассказу в следующих постах.
Конечно,тяжело подробно рассказать об устройстве такой хитроумной системы, как БОР-60. Сюда входят и пульт управления реактором, и контрольно-осмотровая камера с манипуляторами, позволяющими захватывать отработавшие сборки, изъятые из активной зоны реактора, и реакторный зал, и парогенераторный бокс, и турбинный зал: много полезных и нужных служб и устройств обеспечивают бесперебойную и безопасную работу реактора БОР-60. Но, в первую очередь, все эти удивительные и умные системы, машины, реакции создаются людьми, работающими здесь. И не устаешь восхищаться блестящим интеллектом, огромным энтузиазмом.
Почитать еще:
Производство тепловыделяющей сборки на Новосибирском Заводе Химических Концентратов
Пресс- тур на ФГУП «ГХК»
Пресс-тур в г.Димитровград
Пресс-тур в г.Димитровград: путевые заметки
Пресс-тур в г.Димитровград: Дорога
Пресс-тур в г.Димитровград: город Димитровград
Пресс-тур в г.Димитровград: ОАО "ГНЦ НИИАР"