Исследовательский реактор ИВВ-2- пример максимально возможного использования оборудования типового проекта ИРТ-2000
- Главная
- Алгебра
- Исследовательский реактор ИВВ-2- пример максимально возможного использования оборудования типового проекта ИРТ-2000
Содержание
- 2. Водо-водяной исследовательский ядерный реактор бассейнового типа ИВВ-2 мощностью 5000 кВт был создан на базе серийного реактора
- 3. Модернизация реактора предусматривала: -замену штатных тепловыделяющих сборок на ТВС трубчатого типа, -усовершенствование системы управления путем применения
- 4. Комплекс исследований связанный с анализом вопросов физики многоловушечных систем, позволил остановиться на основной конфигурации зоны из
- 5. Активная зона набирается из стандартных по форме и размерам элементов (как ТВС, так и блоков отражателя),
- 6. Картограмма и состав активной зоны реактора ИВВ-2
- 7. Технологический и организационный циклы реактора ИВВ-2. Texнологический цикл эксплуатации предусматривает последовательный переход от зоны 36 кассет
- 8. Схема расположения экспериментальных каналов реактора ИВВ-2. ВЭК ГЭК- горизонтальный экспериментальный канал ВЭК- вертикальный экспериментальный канал. КЭК-
- 9. Стендовые возможности реакторного комплекса ИВВ-2. Стендовая база реактора обеспечивает: -исследования конструкционных материалов в режимах кипения и
- 11. Скачать презентацию
Водо-водяной исследовательский ядерный реактор бассейнового типа ИВВ-2 мощностью 5000 кВт был
Водо-водяной исследовательский ядерный реактор бассейнового типа ИВВ-2 мощностью 5000 кВт был
Физический пуск этого реактора, предназначенного для широкого круга исследовательских работ в области ядерной физики, физики твердого тела, радиохимии, производства изотопов, радиационного материаловедения и д.р. состоялся в г. Заречный Свердловской области в 1966 году.
Десятилетний опыт эксплуатации реактора ИВВ-2 показал принципиальную возможность его использования для многоцелевых инженерных исследований имеющих важное значение для решения практический задач современного реакторостроения.
Модернизация реактора предусматривала:
-замену штатных тепловыделяющих сборок на ТВС трубчатого
Модернизация реактора предусматривала:
-замену штатных тепловыделяющих сборок на ТВС трубчатого
-усовершенствование системы управления путем применения малогабаритных сервоприводов, устанавливаемых непосредственно над каналами стержней СУЗ (система управления и защиты),
-увеличение расходов теплоносителя и охлаждающей воды, развитие теплопередающей поверхности теплообменника, увеличение интенсификации теплообмена.
Проведенная реконструкция позволяет повысить мощность реакторной установки до 20 МВт и расширить её экспериментальные возможности путем набора активных зон из 36, 52 и 58 тепловыделяющих сборок с организацией нейтронных "ловушек" диаметром до 130 мм, с обеспечением в них плотности нейтронных потоков (5,5-6,5) I014 н/см2 с.
В реакторе осуществлена идея размещения в бассейне теплообменника со встроенным в него осевым насосом первого контура. Принятая схема движения теплоносителя сверху в низ позволила отказаться от ряда конструктивных усложнений бассейновых реакторов, работающих по схеме снизу-вверх, освободила комплекс технологических помещений и не внесла (как показал опыт эксплуатации) трудностей принципиального порядка.
В 1977 году реактор был пущен после модернизации
Комплекс исследований связанный с анализом вопросов физики многоловушечных систем, позволил остановиться
Комплекс исследований связанный с анализом вопросов физики многоловушечных систем, позволил остановиться
Наибольший запас реактивности и меньшая неравномерность поля энерговыделения соответствуют бериллиевой связке секций.
Активная зона набирается из стандартных по форме и размерам элементов (как ТВС, так и блоков отражателя), представляющих собой шестигранные призмы, размещаемые с минимально допустимым зазором в треугольной решетке с шагом 64 мм.
Конструктивное решение реактора и блочная структура активной зоны и отражателя позволяют создавать различные компоновки зоны, изменять количество секций, их размеры и размещение на опорной решетке, а также изменять размеры экспериментальных устройств, их нейтронно-физические и теплотехнические характеристики.
Активная зона набирается из стандартных по форме и размерам элементов (как
Активная зона набирается из стандартных по форме и размерам элементов (как
До 1977 года
После 1977 года
Активная зона набиралась в 2 ряда из шестигранных ТВС с 42-мя оребренными твэлами диаметром 7,2 мм с обогащением по урану-235 90% (на основе интер-металлида урана UAI4 ) , в алюминиевой очехловке из материала CAB-I.
Тепловыделяющая сборка с внутренней полостью диаметром 30 мм имеет среднюю мощность 80 кВт, максимальную ~ 360 кВт при расходе теплоносителя
I5м3 /ч.
ТВС типа ИВВ-2м изготовлена на основе
5 трубчатых твэлов шестигранного профиля. В центре ТВС имеется водяная полость диаметром ~ 30 мм.
Топливом является композиция дисперсионного типа из диоксида урана в алюминиевой матрице. Номинальная загрузка урана-235 ( обогащение ~ 90 % ) в ТВС равна 225 г.
Новая тeплoвыдeляющaя сбopкa по сpaвнeнию со стepжневoй имеет более высокое ( в 1,3 раза) удельное содержание топлива, более развитую ( в 1,5 раза) поверхность теплосъема, меньшую неравномерность энерговыделения.
Картограмма и состав активной зоны реактора ИВВ-2
Картограмма и состав активной зоны реактора ИВВ-2
Технологический и организационный циклы реактора ИВВ-2.
Texнологический цикл эксплуатации предусматривает
последовательный
Технологический и организационный циклы реактора ИВВ-2.
Texнологический цикл эксплуатации предусматривает
последовательный
зоны 36 кассет к зоне в 42 кас-
сеты по годовой схеме
36-42-36-42 с остановками для планово-предупредительных ремонтов, догрузки и перегрузки топлива. Остановка на догрузку или перегрузку осуществляется
при запасе реактивности ~1 % с последующим расчетом загрузки, обеспечивающей кампанию реактора в течение 80 - 90 суток.
Организационный цикл эксплуатации базируется
на круглосуточной непрерывной работе, включая и выходные дни.
По временной эффективности (с коэффициентом мощностного использования 70 %, отнесенного к общему годовому фонду времени) реактор ИВВ-2 практически не имеет аналогов среди родственных аппаратов в РФ.
Схема расположения экспериментальных каналов реактора ИВВ-2.
ВЭК
ГЭК- горизонтальный экспериментальный канал
ВЭК- вертикальный экспериментальный
Схема расположения экспериментальных каналов реактора ИВВ-2.
ВЭК
ГЭК- горизонтальный экспериментальный канал
ВЭК- вертикальный экспериментальный
КЭК- касательный экспериментальный канал.
ТК – тепловая колонна.
Стендовые возможности
реакторного комплекса ИВВ-2.
Стендовая база реактора обеспечивает:
-исследования конструкционных материалов в
Стендовые возможности
реакторного комплекса ИВВ-2.
Стендовая база реактора обеспечивает:
-исследования конструкционных материалов в
- исследования в условиях, близких к натурным, топливных композиций, деталей конструкций ТВС и конструкций твэлов в сборе, с возможностью исследования процесса газовыделения в ходе облучения, применительно к задачам ядерной энергетики, а также применительно к проблемам высокотемпературных реакторов;
-проведение канальных исследований внутриреакторной ползучести в диапазоне температур до 1400 °С при нагрузках до 300 Мпа;
-радиационные испытания конструкционных материалов в заданных парогазовых смесях в широком диапазоне температур ( до 800 °С), в том числе для исследования коррозионной стойкости циркониевых сплавов;
-испытания полномасштабных ТВС транспортабельных энергетических установок типа "Север" в диапазоне давлений до 7 МПа с возможностью применения систем жидкостного регулирования температуры;
- исследования физико-механических характеристик, в том числе и газовыделения из перспективных материалов.;
-комплексное исследование датчиков внутризонного контроля применительно к большим активным зонам высоконапряженных энергетических реакторов;
-исследование ядерных характеристик конструкционных материалов, в том числе измерения полных сечений взаимодействия, дифференциальных сечений рассеяния быстрых нейтронов.