Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных

Нажмите для полного просмотра!

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №2

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №3

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №4

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №5

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №6

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №7

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №8

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №9

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №10

Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных, слайд №11

Содержание ▲

Вы можете ознакомиться и скачать презентацию на тему Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных. Доклад-сообщение содержит 11 слайдов. Презентации для любого класса можно скачать бесплатно. Если материал и наш сайт презентаций Mypresentation Вам понравились – поделитесь им с друзьями с помощью социальных кнопок и добавьте в закладки в своем браузере.

Слайды и текст этой презентации

Слайд 1

Описание слайда:

Лекция 7. Цель. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов БР-10 и МИР, устройством их активных зон, их возможностями для проведения реакторных испытаний. Рассмотреть картограммы активных зон и распределения потоков излучений по экспериментальным каналам. План. 1. Исследовательский реактор БР-10 – база проверки работоспособности элементов активных зон быстрых реакторов. Направления научных исследований и возможности постановки реакторных испытаний. 2. Исследовательский реактор МИР и постановка экспериментов по ресурсным испытаниям ТВС. Моделирование аварийных ситуаций.

Слайд 2

Описание слайда:

Реактор на быстрых нейтронах БР-10 находится в Физико-энергетическом институте (ФЭИ г. Обнинск) и является модернизированной моделью реактора БР-5. Мощность реактора 10 МВт. Реактор предназначен для: I) испытания твэлов и экранных элементов быстрых реакторов ; 2) испытания отдельных узлов технологического оборудования быстрых реакторов и накопления опыта работы с жидкометаллическим контуром охлаждения; 3) проведения ядерно-физического и материаловедческого комплекса работ для исследования свойств веществ под воздействием интенсивных потоков быстрых нейтронов.

Слайд 3

Описание слайда:

Схема фронтального разреза исследовательского быстрого реактора БР-10 Основные характеристики реактора следующие: - мощность 10 МВт; - максимальный поток быстрых нейтронов 5*10 15 н/см 2 с. -удельное энерговыделение 460 кВт/л; -температура теплоносителя 500 °С. - топливо - диоксид плутония, - отражатель - диоксид урана. Активная зона реактора состоит из 80-ти шестигранных сборок, которые содержат по 19 цилиндрических твэлов диаметром 5 мм, длиной 280 мм при толщине оболочки 0,4 мм.

Слайд 4

Описание слайда:

Экспериментальные каналы исследовательского реактора БР-10 В отражателе реактора имеется два канала диаметром 50 мм и один канал диаметром 70 мм. В физический зал реактора выведены 5 ГЭК с диаметрами 40 мм, в том числе тепловая колонна. Два ГЭК имеют поток быстрых нейтронов 6*109 н/см 2 с. Один ГЭК с потоком промежуточных нейтронов 5*108 н/см2 с и один ГЭК с потоком тепловыми нейтронами 5*107 н/ см2с. Тепловая колонна с потоком тепловых нейтронов 5*1012 н/ см2с. В центре активной зоны реактора установлен канал для петлевых испытаний, который имеет независимое охлаждение жидким металлом. В канал возможно помещение устройств диаметром 20 мм. Сборки активной зоны могут заменяться экспериментальными каналами.

Слайд 5

Описание слайда:

Исследовательский ядерный реактор МИР По совокупности экспериментальных возможностей реактор МИР один из наиболее крупных исследовательских реакторов в мире, позволяющий проводить экспериментальную отработку новых конструкций ТВС для усовершенствования топливного цикла действующих энергетических реакторов и для обеспечения проектов новых установок. Для решения этой проблемы используются высокопоточные реакторы канального типа с твердым замедлителем, который необходимо охлаждать во время работы реактора. Наиболее простой и удобный способ охлаждения: помещение реактора в бассейн с водой.

Слайд 6

Описание слайда:

Картограмма активной зоны исследовательского реактора МИР Позиции: 1-топливная сборка, 2-бериллиевый блок отражателя, 3-графитывый блок отражателя, 4-место для петлевых каналов, 5- центральная полость, 6- вода бассейна, 7- корпус реактора.

Слайд 7

Описание слайда:

Активная зона реактора МИР Активная зона реактора состоит из бериллиевой кладки, пронизанной каналами с топливными сборками. Бериллиевая кладка выполнена из шестигранных блоков с размером «под ключ» 150 мм и высотой 1100 мм. Первые четыре ряда блоков и центральный блок имеют осевые цилиндрические отверстия диаметром 80 мм для установки каналов с топливными сборками и петлевых экспериментальных каналов. Пятый ряд бериллиевых блоков таких отверстий не имеет и является внутренним слоем отражателя. За внутренним слоем отражателя следует внешний слой, состоящий из трех рядов графитовых блоков тех же размеров, облицованных алюминием. Блоки кладки установлены с зазором 1,5 мм. По этим зазорам циркулирует вода, охлаждающая кладку реактора. Топливные сборки, рабочая длина которых 1000 мм, состоят из шести вставленных один в другой трубчатых тепловыделяющих элементов с сердечником из металлокерамики (смесь диоксида урана с алюминием) и с оболочкой из алюминиевого сплава и загружаются в прямоточные циркониевые каналы. Верхний конец каждого канала входит в систему напорных коллекторов и уплотняется специальной пробкой. Нижний конец канала входит в соответствующую отводящую воду трубку и уплотняется резиновым уплотнением.

Слайд 8

Описание слайда:

Подвижные ТВС реактора МИР Часть топливных сборок, загружаемых в периферийные ряды активной зоны, подвижные и могут перемещаться в вертикальном направлении, при этом управление происходит дистанционно с пульта. Эти сборки соединены с расположенными над ними поглотителями, состоящими из облицованного нержавеющей сталью кадмия. В крайнем нижнем положении топливная сборка находится под активной зоной реактора, а в активной зоне располагается поглотитель. При перемещении подвижной сборки в крайнее верхнее положение в активную зону входит топливная сборка, а поглотитель выводится из активной зоны. Подвижные топливные сборки могут перемещаться при работе реактора и оставаться в любом промежуточном положении. Помимо подвижных топливных сборок для регулирования процессом в реакторе предусмотрено еще 17 поглощающих стержней, размещаемых в каналах бериллиевой кладки между каналами с топливными сборками. Шесть этих стержней используются в качестве аварийной защиты, два с работающим и резервным автоматическими регуляторами, остальные в качестве компенсирующих.

Слайд 9

Описание слайда:

Петлевые каналы реактора МИР Петлевые каналы реактора устанавливаются вместо каналов с топливными сборками. Количество устанавливаемых в активную зону топливных сборок зависит от числа действующих петлевых каналов и может изменяться от 25 до 43, причем в их числе всегда имеется 12 подвижных сборок. Максимальное число петлевых каналов 18. Облучательные устройства можно установить во внутреннюю полость тепловыделяющего элемента любой топливной сборки реактора.

Слайд 10

Описание слайда:

Испытательная база реактора МИР Для испытаний и исследований на реакторе МИР имеются: - физическая модель реактора (критический стенд) с набором средств и методов определения нейтронно-физических условий облучения объектов устанавливаемых в реактор; -комплекс устройств и методик для промежуточного периодического обследования состояния испытываемых твэлов и ТВС в процессе облучения (измерение объема, геометрических размеров, толщины и состава отложений, выгорания топлива); -установка для контроля герметичности твэлов в процессе облучения по концентрации носителей запаздывающих нейтронов или гамма-активности теплоносителя; -система для непрерывного анализа состава гамма-активных продуктов в теплоносителе петлевых установок методом гамма-спектрометрии; -устройства для моделирования режимов работы твэлов с маневрированием или с «набросом» мощности; -комплекс устройств и методик химического анализа состава теплоносителя; -облучательные устройства для испытаний твэлов в различных средах и режимах; -две защитные камеры для сборки и разборки облучательных устройств и проведения первичных постреакторных исследований (осмотр, гамма-сканирование, измерение размеров и массы облученных изделий).

Слайд 11

Описание слайда:

Параметры реактора МИР, направления исследований, научные результаты Основные направления исследований и научные результаты: -испытания прототипов твэлов и ТВС для активных зон промышленных реакторов нового поколения повышенной безопасности в режимах, соответствующих проекту. -имитация аварийных режимов промышленных реакторов ВВЭР и изучение поведения твэлов и ТВС в этих условиях. -исследование поведения твэлов с глубоким выгоранием для определения их ресурса. -изучение влияния отклонений от штатных режимов работы (водная химия, кризис теплоотдачи и пр.) на состояние твэлов и ТВС. -получение радионуклидов 60Со, 192Ir и др. -испытания новых ТВС для исследовательских реакторов. Главный результат работы реактора – обеспечение испытаний экспериментальных твэлов и ТВС в заданных нейтронно-физических, тепло-гидравлических и водно-химических режимах, включая специальные, имитирующие аварийные, переходные и другие ситуации. Изменения состояния твэлов и ТВС изучают как в процессе облучения, так и при последующих материаловедческих исследованиях. Суммарные научные выводы делают по завершению всего комплекса работ и используют для обоснования новых конструкций ТВС перспективных реакторов. Имитационные аварийные эксперименты позволяют изучить поведение твэлов и ТВС в режимах проектных и за проектных аварий, а также верифицировать расчетные коды.