Жемков И.Ю., Варивцев А.В., Ишунина О.В., Набойщиков Ю.В., Погляд Н.С., Шаронова М.Г.
Организация
Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов, Димитровград-10, Россия
Аннотация
В реакторе БОР-60 проводится огромный объем экспериментальных исследований и различных облучательных программ. Данные испытания имеют большое значение для развития ядерной энергетики с точки зрения обоснования новых перспективных материалов и конструкций отдельных реакторных элементов, возможности повышения максимального выгорания ядерного топлива (ЯТ) и достижения предельных флюенсов нейтронов (повреждающих доз). При проведении реакторных испытаний используются различные типы облучательных устройств (ОУ). Изменения физико-механических свойств испытываемых материалов зависят от условий облучения в реакторе, важнейшее из которых - температура. Без достоверной информации о температурных условиях облучения материалов невозможно интерпретировать такие процессы, как распухание, коррозия, ползучесть и т.д. Поэтому определение температурных условий облучения конструкционных материалов имеет огромное значение.
Ключевые слова
реактор БОР-60, нейтронно-физические характеристики, метод Монте-Карло, облучательное устройство, выгорания ядерного топлива, мощность твэльного подогрева, термопары, флюенс нейтронов, информационно-измерительная система
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Пат. 2524683 РФ: МПК G21C1/02 Устройство с твэльным подогревом теплоносителя для облучения материалов в ядерном реакторе / Ерёмин С.Г., Плотников А.И., Жемков И.Ю.; заявитель и патентообладатель РФ, от имени которой выступает Госкорпорация «Росатом» (RU) – № 2013100640; заявл. 09.01.2013; опубл. 10.08.2014, Бюл. № 22.
2. Старожуков Д.И., Кожанов А.А., Айникеев Р.Р., Косачевский В.С. Инструкция по эксплуатации. Автоматизированная подсистема контроля основных технологических параметров (АПК ОТП БОР 60). ГНЦ НИИАР, 2002.
3. Gomin E., Maiorov L. The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation. Proceedings of International Conference, September 27-30, 1999, vol.2. Madrid, Spain.
4. Серегин А.С., Кислицына Т.С., Цибуля А.М. Аннотация комплекса программ TRIGEX.04. - Обнинск, 2000. - 14с. - Препринт/ ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт им. А.И.Лейпунского; ФЭИ-2846.
5. Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчёта характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Сб. научных трудов./ Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996. Вып.4. С.55.
6. Грачев В.Д., Мельдер Р.Р., Никольский Р.В. Аннотация программы ГЕРАТ. В сб. ВАНТ. Серия: Физика и техн. Ядерных реакторов. Выпуск 1. Физика и методы расчёта ядерных реакторов. 1987, с. 30 31.
7. Шалумов А.С., Ваченко А.С., Фадеев О.А., Багаев Д.В., Введение в ANSYS. Прочностной и тепловой анализ: учебное пособие. Ковров: КГТА, 2008.
8.Кочетков А.Л. Программа CARE - расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке: Препринт ФЭИ-2431. Обнинск. 1995.
УДК 621.039.55
Вопросы атомной науки и техники. Cер. Ядерно-реакторные константы, 2015, вып. 1, 1:12
