Классификаций реакторных испытаний

рассматривая вопросы стандартизации. Примером классификации является рубрикатор каталога методик.

Любую классификацию, по-видимому, следует рассматривать как, достаточно, подвижную форму упорядочения наших представлений.
Именно поэтому ее не следует считать законченной и устоявшейся. К представленной ниже классификации необходимо относиться как к одному из многих возможных вариантов, который может дополняться и уточняться.

пассивные (2) и активные (3) (рис.1.2).
Классификационным, дополнительным признаком облучательного устройства примем способы достижения, измерения, поддержания (стабилизации в частном случае) температурного режима облучения объекта испытаний (образца).
Облучательные устройства (4) в соответствии с выбранным признаком можно разделить весьма условно на шесть групп.

Как правило, облучательные устройства без контроля температуры облучения рассчитаны на массовое облучение образцов в хорошо контролируемых условиях облучения. Последнее предполагает расчетное определение температуры облучения, иногда со значительной погрешностью по отношению к возможной измеряемой величине. Активные реакторные испытания без контроля температуры, как правило, не проводятся.
Облучательные устройства с контролем температуры (6) в большинстве случаев оснащаются термоэлектрическими преобразователями различного типа, наибольшее применение для реакторных испытании нашли термопары.
Под устройствами с регулированием температуры (7) следует понимать все те, которые не оговариваются пунктами (8,9,10) предлагаемой схемы. Существует большой класс устройств, в кото­рых весьма простыми методами удается регулировать и изменять в ограниченных пределах температуру облучения испытуемых объектов. Можно рассмотреть два способа регулирования температуры в про­цессе реакторных испытаний: изменением термического сопротивления на пути теплового потока от объекта испытаний к внешней среде и изменением внутренних тепловыделений в устройстве при варьировании потока излучений. Возможна и комбинация указанных способов.

так как с помощью них возможно проведение сравнительных испытаний на одном образце вне и в поле излучения при заданной температуре.
Это позволяет непосредственно выявить эффекты динамического воздействия излучения на исследуемую характеристику.

реакторов, в которых возможно моделировать условия теплообмена и облучения в создаваемых и модернизируемых реакторах.
Проведение исследований в криостатах (10) или в низкотемпературных петлевых каналах представляют значительный интерес для фундаментального изучения влияния излучения на радиационные дефекты в твердом теле, так как при низких температурах затруднен температурный отжиг дефектов, возникающих за счет радиационного облучения.
Низкотемпературное облучение необходимо также при исследовании поведения сверхпроводников в радиационных полях.

получении информации в реакторном эксперименте.
Необходимо обратить внимание на следующее:
I. Итоговая информация при пассивных реакторных испытаниях получается только при прохождении облучательных устройств с образцами всего технологического цикла и при этом испытательное оборудование должно располагаться в защитных камерах.
2. Полезная информация при активных реакторных испытаниях получается в процессе воздействии излучения на образец. При наличии защитных камер и необходимого испытательного оборудования в них, можно получить дополнительную информацию, используя схему пассивных испытаний.
Таким образом, активные методы реакторных испытаний могут быть использованы на исследовательских реакторах, которые не имеют комплекса защитных камер или эти комплексы в недостаточной степени оснащены необходимым оборудованием.
Нужно отметить также, что большая информативность активных реакторных испытаний требует значительной предварительной проработки на стадии НИР и ОКР, кроме того их эксплуатация обходится дороже.

Окриджской национальной лаборатории (США) по определению радиационной совместимости графита с расплавленными солями NaF- ZrF4 - U F4 или LiF-BeF2-UF4 , которые намечались в качестве топлива и теплоносителя реактора MSRЕ.

Проект реактора MSRЕ -заманчивая альтернатива твердотельным твэлам.
Жидкий теплоноситель-топливо решает ряд серьезных трудностей, связанных с использованием твердотельных твэлов:
- механические напряжения в топливе и оболочке.
- размерная нестабильность топлива.
- перегрузка реактора и другие.
Имеются значительные трудности и в проекте MSRЕ. Одна из таких задач решалась постановкой реакторных экспериментов.
Сначала, проведением пассивных испытаний и затем, вынужденным использованием активной методики.

при активных и пассивных реакторных испытаниях.

В реакторе MSRE содержится в соответствии с проектом 6420 т графита. Возможно, что в результате взаимодействия графита с солью, может быть проникновение топлива в графит и недопустимое постепенное, плохо контролируемое, увеличение концентрации урана в активной зоне реактора.
В лабораторных условиях была проверена возможность химической реакции:
4 UF4 + C = CF4 + 4 UF3
Равновесие реакции наблюдалось при давлении CF4 ~ 10-2 Па.
Концентрация четырехфтористого углерода над системой графит- cоль составила ~ 0,0001 %, что меньше предела чувствительности масспектрометра.
Испытания в лабораторных условиях, таким образом, не выявили никаких препятствий в применении графита с солью.

с солью в радиационных условиях на ампулах типа 1 (рис.1.З.) в канале реактора МТR при энерговыделении в соли qv = 200 Вт/см3, что в 5 раз больше, чем в проекте реактора MSRE .
Выяснено:
1.Графит не смачивается солью.
2.Не наблюдается радиационных повреждений графита.
Получен также совершенно неожиданный результат:
1.В гелии, который заполнял ампулы, содержалось значительное количество ­CF4 , а в необлученных (контрольных) ампулах он отсутствовал.
2.В гелии содержался криптон, но отсутствовал ксенон.
3.Соль имела интенсивно черную окраску.
Объяснить полученные результаты не представлялось возможным.
Вторая серия экспериментов была предпринята в 1962 году на двух типах ампул (рис.1.3,1.4).
На облучение были поставлены 2 ампулы I типа (рис.1.3.) и
4 ампулы II (рис.1.4.) типа, которые облучались в реакторе МТR в течение 3-х кампа­ний (удельное энерговыделение колебалось от 43 до 260 Вт/см3).