ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы

Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года

English (UK)

ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Лукьянов Д.А.1, Албутова О.И.1, Зверев И.Д.2, Саляев А.В.2, Фадеев И.Д.2, Прокопцов И.С.2, Михайленко М.А.3, Гурьев С.А.3

Организация

1 Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
2 Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
3 Филиал акционерного общества «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция», Заречный, Россия

Лукьянов Д.А.1 – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-42-88; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Албутова О.И.1 – младший научный сотрудник.
Зверев И.Д.2 – инженер-конструктор первой категории.
Саляев А.В.2 – начальник бюро.
Фадеев И.Д.2 – начальник бюро.
Прокопцов И.С.2 – инженер конструктор.
Михайленко М.А.3 – инженер третьей категории.
Гурьев С.А.3 – ведущий инженер.

Аннотация

Система контроля герметичности оболочек твэлов по активности продуктов деления ядерного топлива в натрии первого контура (НСКГО) реакторов на быстрых нейтронах типа БН обеспечивает оперативный контроль появления и развития дефектов оболочек твэлов типа «контакт топлива с теплоносителем» в реакторах на быстрых нейтронах. Технологическая часть НСКГО перспективного коммерческого реактора разрабатывается в соответствии с современными концептуальными положениями безопасности реакторных установок нового поколения – теплоноситель первого контура за пределы бака реактора не выводится.
В статье обсуждаются результаты расчетно-экспериментального исследования по обоснованию работоспособности и эффективности НСКГО перспективного коммерческого реактора, полученные на основе опыта разработки и эксплуатации систем очистки натриевого теплоносителя и контроля активности нуклидов цезия сорбционным методом.

Ключевые слова
АЭС, натриевая система контроля герметичности оболочек твэлов, быстрый реактор, мониторинг оболочки твэла, тепловыделяющий элемент

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.526

Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 5, 5:11