Поиск

Полнотекстовый поиск:
Где искать:
везде
только в названии
только в тексте
Выводить:
описание
слова в тексте
только заголовок

Рекомендуем ознакомиться

'Закон'
Наказ Мінекономіки від 14.09.2007 р.№302 «Про затвердження нормативно-правових актів щодо ліцензування імпорту товарів», Постанова КМУ від 22.12.2010 ...полностью>>
'Документ'
Методичні вказівки до самостійної роботи з курсу „Методика викладання культурології у вищому навчальному закладі” для студентів спеціальності „Культур...полностью>>
'Конспект'
В континентальній сім’ї права існує поділ права на галузі. Ще відомий римський юрист Ульпіан стверджував, що право поділяється на публічне і приватне...полностью>>
'Документ'
Об утверждении Методики проведения ежегодной оценки (мониторинга) потребности в предоставлении муниципальных услуг в сфере физической культуры и спор...полностью>>

Опыт эксплуатации реактора рбт-6

Главная > Документ
Сохрани ссылку в одной из сетей:

Опыт эксплуатации реактора РБТ-6

С.А.Сазонтов, А.Л.Петелин, А.И.Звир

ОАО «ГНЦ НИИАР», г.Димитровград, Россия

Исследовательская ядерная установка (ИЯУ) РБТ-6 является реактором-спутником высокопоточного реактора СМ, использует его отработавшее топливо и представляет собой бассейновый водо-водяной реактор на тепловых нейтронах, предназначенный для проведения экспериментов по изучению свойств материалов в процессе длительного облучения при постоянных параметрах и режимах облучения, а так же для наработки радиоизотопной продукции, легирования кремния и радиационного окрашивания минералов.

Основные технические и нейтронно-физические характеристики

Максимальная проектная тепловая мощность, МВт

6

Форма и размеры активной зоны

Прямоугольный параллелепипед с квадратным основанием 620´620 мм, высотой 350 мм

Объем активной зоны, л

132

Количество ячеек для ТВС, шт.

56

Ядерное топливо

Диоксид урана, диспергированный в матрице из меди и бериллиевой бронзы; обогащение по 235U - до 90% (используются «свежие» и отработавшие ТВС реактора СМ-3)

Теплоноситель, замедлитель, отражатель

дистиллят

Количество органов СУЗ, шт.:

    • АЗ-КО

6

    • АР

1

Поглощающий материал органов СУЗ

кадмий

Расход по первому контуру, м3

550 ÷ 600

Скорость теплоносителя в активной зоне, м/с

0,9

Температура на входе в реактор, оС

£ 60

Температура на выходе из реактора, оС

£ 70

Мощностной коэффициент реактивности при номинальной мощности реактора, эфф /МВт

 3,77·10-2

Температурный коэффициент реактивности при номинальной мощности реактора, эфф /оС.

 5,54·10-3

Стационарное отравление ксеноном, %

1,4

Глубина "йодной" ямы, %

0,2

Средняя глубина выгорания в выгружаемых ТВС, %

< 47

Средний тепловой поток с поверхности твэла, кВт/м2

96

Средняя плотность энерговыделения по объему активной части зоны, кВт/л

64,5

Коэффициенты неравномерности энерговыделения, не более:

  • по высоте активной зоны,

1,17

  • по сечению активной зоны,

1,94

  • по сечению ТВС

1,75

  • объемный

4,00

Средняя продолжительность кампании, сутки

40

Бассейн реактора состоит из двух одинаковых баков № 1 и № 2, соединенных между собой перемычкой Æ 1000 мм.

1 – трубопровод выхода теплоносителя из реактора; 2 – трубопровод входа теплоносителя в реактор; 3 – опорная конструкция активной зоны; 4 – тепловыделяющая сборка (ТВС); 5 – рабочий орган АЗ-КО; 6 – основная боковая защита; 7 – бак реактора (бак № 1); 8 – внутренняя поверхность баков; 9 – бак реактора (бак № 2); 10 – переливная труба; 11 – двутавр; 12 – перемычка; 13 – дополнительная боковая защита; 14 – нижняя тепловая защита.

Баки реактора РБТ-6

Как правило, режим работы и мощность реактора выбираются исходя из задач экспериментов, проводимых на нем. На остановках между кампаниями производится расхолаживание ТВС, облучательных устройств, подготовка их к перегрузке, перегрузка, ремонт оборудования, подготовка к работе на мощности. Длительность остановок регламентируется продолжительностью этих работ и составляет в среднем 2-3 суток. Один раз в год производится планово-предупредительный ремонт продолжительностью в один месяц.

Схема охлаждения реактора – двухконтурная. В качестве теплоносителя первого контура используется дистиллированная вода, теплоноситель второго контура – техническая (речная) вода.

Циркуляция теплоносителя в первом контуре происходит следующим образом: охлаждающая вода от контура охлаждения поступает в нижнюю часть бака № 1 через сливной трубопровод и далее проходит через активную зону нисходящим потоком, снимая тепло с ТВС. Небольшая часть теплоносителя протекает по зазорам между вытеснителями и корпусами вертикальных экспериментальных каналов и между кожухом и поглотителем АР. После охлаждения ТВС теплоноситель поступает в корпус (опорную конструкцию активной зоны) реактора и через всасывающую трубу  3755 мм направляется через гаситель кислородной активности (ГКА) на всас основного насоса (ГЦН) и далее в теплообменник, где отдает тепло реактора технической воде второго контура. После теплообменника охлажденный теплоноситель возвращается в нижнюю часть реакторного бака.

1 – бассейн реактора; 2 – гаситель кислородной активности; 3 – основной насос;
4 – теплообменник; 5 – насос спецочистки; 6 – колонки спецочистки; 7 – аварийный насос;
8 – подпиточный бак; 9 – бачок сигнализатор.

Принципиальная схема первого контура

Циркуляция технической воды по второму контуру обеспечивается двумя насосами, объединенными по всасу и напору общими коллекторами (второй контур реактора РБТ-6 общий с реакторной установкой СМ). Насосное оборудование второго контура размещается в периферийной части здания, а градирня удалена от здания реакторных установок (зд.106) на расстояние ~ 400 м. Подача технической воды на градирню и ее возврат на зд.106 осуществляется по подземным трубопроводам.

Несущей конструкцией активной зоны реактора РБТ-6 является корпус аппарата (черт.1Б 241.300.00) и плита съемная (черт.1Б 241.200.00). Активная зона собирается путем установки ТВС в опорной решетке, представляющей собой сварную конструкцию на основе двух горизонтальных плит, в которых выполнены 64 отверстия, формирующих в плане квадратную решетку ячеек (88) с шагом 78 мм. Зазоры между ТВС использованы для размещения в них рабочих органов (РО) АЗ-КО, выполняющих функции аварийной защиты и компенсации реактивности, и РО автоматического регулирования (АР) мощности реактора. Поглощающие пластины АЗ-КО имеют форму полудиска, объединены по две в шесть отдельных блоков АЗ-КО, установленных с двух противоположных сторон на корпусе (опорной конструкции) активной зоны. С каждой стороны установлено по три блока. Стержень АР в поперечном сечении имеет Т-образный профиль, перемещается по высоте активной зоны в направляющей Т-образного сечения из нержавеющей стали толщиной 0,5 мм.

1 – плита нижняя; 2 – фланец; 3 – плита корпуса; 4 – плита съемная; 5 – рабочая ТВС;
6 – стержень АР; 7 – вытеснитель; 8 – тяга АЗ-КО; 9 – стойка АЗ-КО; 10 – секции АЗ-КО; 11 – ребра жесткости; 12 – стенка корпуса.

Опорная конструкция активной зоной

Активная зона состоит из 56 тепловыделяющих сборок, 6 компенсирующих органов (КО) и совмещенных с ними органов аварийной защиты (АЗ), одного стержня автоматического регулирования мощности и 8 экспериментальных каналов с вытеснителями.

Картограмма активной зоны

Основные облучательные каналы реактора (восемь вертикальных каналов) размещены в активной зоне в нейтронных ловушках. Изменение состава среды в каналах (газ, вода) или в зазорах между ними и тепловыделяющими сборками (установка вытеснителей) позволяет менять жесткость спектра нейтронов в зависимости от задач эксперимента. Вытеснители могут быть выполнены из различных материалов (алюминий, свинец, бериллий) и разного размера. В частности, канал может устанавливаться в активную зону без вытеснителя.

В отражателе реактора со стороны граней активной зоны свободных от органов СУЗ размещаются экспериментальные каналы для легирования кремния и радиационного окрашивания минералов у одной грани и устройство "Корпус" для облучения образцов корпусных материалов реакторов типа ВВЭР и PWR – у противоположной грани.

Плотность потока нейтронов

в облучательных каналах активной зоны реактора РБТ-6

Номер канала

Среда заполнения канала

Ф, 1013 см-2с-1

< 0,67эВ

> 0,1МэВ

1

Газ

6,1

5,6

Вода

22

4,2

2

Газ

5,2

5,0

Вода

19

3,6

3

Газ

5,8

5,5

Вода

20

4,1

4

Газ

5,5

5,7

Вода

21

4,2

5

Газ

4,7

4,2

Вода

17,5

3,0

6

Газ

3,2

2,8

Вода

11,0

2,0

7

Газ

4,6

3,7

Вода

16,2

2,4

8

Газ

4,1

3,3

Вода

15,0

2,2

Плотность потока нейтронов

в облучательных каналах отражателя реактора РБТ-6

Ф, 1012 см-2с-1

0 Е 0,5 эВ

0,5 эВ Е 0,5 МэВ

Е 0,5 МэВ

1-й ряд

ОУ «Корпус»

0,53

13,0

0,51

2-й ряд

ОУ «Корпус»

0,14

3,0

0,046

Канал для легирования кремния

22,0

5,2

0,75

Основные направления исследований на реакторе – изучение механизмов радиационных повреждений существующих и перспективных конструкционных и поглощающих материалов.

В последние годы проведены следующие основные работы:

  • исследования ползучести циркониевых сплавов Э-110 и Э-365 в условиях облучения при различных температурах;

  • радиационное окрашивание минералов;

  • испытания конструкционных материалов для международного термоядерного реактора ИТЭР;

  • тепловые и терморадиационные испытания электротехнических материалов и макетов (сталь электротехническая, слюдопласт, композиция ограносиликатная и др.);

  • исследование длительной прочности материалов для БН-1200;

  • исследование релаксационной стойкости материала пружин ТВС-КВАДРАТ, циркониевых сплавов;

  • экспериментальные работы в обоснование технологии получения радионуклида Мо-99 активационным методом с использованием нанопорошка Мо2С, содержащего молибден природного изотопного состава.

Востребованность реактора РБТ-6 на современном этапе развития ядерной энергетики привела к реанимации ранее существовавших и разработке новых реакторных методик:

  • существенно модернизированы и введены в эксплуатацию методики испытаний на длительную прочность и ползучесть сталей и сплавов в условиях продольного растяжения (установки «Нейтрон-8») и нагружения внутренним давлением газа (установки типа УИТО) при температурах 550÷800 оС. На этой основе выполнены испытания по договору с ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей» и в стадии оформления находятся два других договора на 2011-2012 г.г. Результаты работ по перечисленным договорам должны создать базу данных для обоснования работоспособности материалов проекта БН-1200;

  • разработана уникальная методика исследований в реакторе РБТ-6 релаксационной стойкости конструкционных материалов на базе патентов ОАО «ГНЦ НИИАР». Методика использована для исследований релаксации напряжения высоконикелевого материала пружин головки ТВС-КВАДРАТ. Исследования проведены в 2011 г. при температуре облучения 335 оС в рамках договора с ОАО «ТВЭЛ» и явились отправной точкой для подготовки контрактов с зарубежными центрами;

  • разработана и внедрена новая методика исследований в реакторе РБТ-6 радиационной ползучести перспективного ядерного топлива для существующих и разрабатываемых проектов ВВЭР. Исследования проводятся при температурах 700÷1100 оС в течение 2011-2012 гг. в рамках договора с ОАО «ВНИИНМ». После 2012 г. исследования будут продолжены на предварительно облученных топливных образцах для изучения влияния выгорания на характеристики ползучести.

В 2010 году в ОАО «ГНЦ НИИАР» выполнен большой объем работ по созданию комплекса по производству Мо-99 на базе действующих реакторных установок РБТ-6 и РБТ-10/2 для организации централизованного обеспечения российских и зарубежных клиник радиофармпрепаратами на основе радионуклида Tc-99m. Данные установки (из всех эксплуатируемых в институте реакторов) являются наиболее подходящими по нейтронно-физическим характеристикам (плотность потока тепловых нейтронов ~1014 см-2с-1), доступности каналов облучения (возможность оперативной перегрузки мишеней), длительности работы без перегрузок активной зоны (для обеспечения ритмичного графика поставки продукции). Один из этих реакторов может рассматриваться как базовый, а другой – как замещающий в случае планово-предупредительного ремонта (или технических проблем) базового реактора.

Работа проводилась в соответствии со специально разработанным и утвержденным заместителем Генерального директора Госкорпорации "Росатом" Е.В.Евстратовым «Сетевым графиком работ по проекту создания комплекса производства Мо-99. Первый этап» на основании распоряжения Правительства Российской Федерации о создании производства Мо-99 на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР».

В процессе разработки конструкции мишени для наработки Мо-99 были рассмотрены различные варианты: кольцевые, пластинчатые, стержневые, а также мишени с фигурным профилем. В результате сравнительного анализа различных конструкций по теплогидравлическим параметрам и с учетом освоенности технологии изготовления в ОАО «ГНЦ НИИАР» мишеней для наработки радионуклидной продукции и экспериментальных твэлов, на первом этапе организации производства Мо-99 оптимальной была признана конструкция мишени стержневого типа. Предварительные нейтронно-физические расчеты показали, что для стержневых мишеней оптимальной является конструкция облучательного устройства (ОУ), в которой они расположены в один ряд в виде «беличьего колеса».

1 – стойка; 2 – фиксатор; 3 – решетка; 4 – мишень

ОУ для наработки Мо-99

При проектировании конструкции канала для ОУ были рассмотрены девять вариантов его исполнения и проведен детальный анализ. Результаты расчетного анализа позволили выбрать оптимальный вариант – канал проточного типа, конструкция которого обеспечивает охлаждение ОУ с мишенями для наработки Мо-99 теплоносителем первого контура реактора и не требующий наличия дополнительного насоса для организации принудительной циркуляции. В принятой конструкции ОУ в условиях активных зон реакторов РБТ при использовании проточного канала может быть обеспечен теплосъем 50 кВт мощности. В активной зоне реактора РБТ-6 одновременно может быть размещено до 8 каналов.

1 – рассекатель; 2 – ОУ с мишенями для наработки Мо-99; 3 – хвостовик; 4 – отверстия для прохода воды; 5 – нижний фланец; 6 – верхний фланец.

Экспериментальный проточный канал для ОУ с мишенями для наработки Мо-99

В связи с разработкой нового для реакторов РБТ экспериментального устройства проведен уточняющий анализ безопасности для внештатных ситуаций, связанных с планируемым вводом его в эксплуатацию. На основании выполненного анализа были разработаны и внесены соответствующие дополнения и изменения в отчет по обоснованию безопасности ИЯУ РБТ-6, проектную и эксплуатационную документацию.

Для выполнения транспортно-технологических операций по загрузке/выгрузке ОУ и каналов в реактор, отправке облученных мишеней на переработку была разработана конструкторская документация и затем изготовлены специальные инструменты, позволившие освоить транспортную технологию.

В декабре 2010 г. в реакторе РБТ-6 проведены опытные облучения мишеней с природным ураном, а затем и первое опытное облучение полномасштабных макетов мишеней (90 %-го обогащения по 235U).

Работы по освоению реакторной технологии наработки Мо-99 полностью завершены, выпущен итоговый отчет «Освоение реакторной технологии наработки Мо-99».

Реактор РБТ-6 эксплуатируется с 1975 года в комплексе с реактором СМ, обслуживается одним персоналом, многие системы реакторных установок (РУ) являются общими. Срок эксплуатации ИЯУ РБТ-6 проектом не определен.

В 2007 году, по истечении 30-летнего срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6, в соответствии с "Требованиями к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии" (НП-024-2000) и с целью проведения работ по оценке фактического технического состояния оборудования ИЯУ РБТ-6, определению остаточного ресурса ее элементов и систем, важных для безопасности, была разработана и утверждена 12 июля 2007 г. начальником Управления атомной энергетики и ядерного топливного цикла Федерального агентства по атомной энергии «Общая программа комплексного обследования технического состояния ИЯУ РБТ-6». В течение 20072009 г.г. программа была выполнена в полном объеме, проанализированы результаты обследований и сделаны оценки возможности продолжения эксплуатации установки РБТ-6 до 2020 года. Для определения остаточного ресурса работы оборудования были проведены работы по проверке условий эксплуатации требованиям проекта и нормативных документов, и исследования технического состояния основного оборудования, влияющего на ядерную и радиационную безопасность. Вся работа по продлению сроков эксплуатации проводилась в соответствии с требованиями НП-024-2000 и НП-033-01, с использованием правил, ГОСТов, стандартов и методик обследования.

Особенностью работ по определению остаточного ресурса оборудования являлось то, что на фоне основного оборудования систем, ресурс которого рассчитан до 2020 г. и далее, для ряда оборудования по существующим методикам, согласованным с Ростехнадзором, продление срока эксплуатации ограничивается сроком до 510 лет. Однако, установленные сроки эксплуатации этого оборудования не являются определяющими для срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6, т.к. срок эксплуатации такого оборудования продлевается по результатам периодического технического обслуживания, обследования и ремонта или осуществляется замена при капитальном ремонте.

Для получения сравнительных характеристик свойств металла трубопровода первого контура (ПК) проведены материаловедческие исследования (заключение № 55-20/298 от 07.05.09) образцов-свидетелей, изготовленных из вырезанного (с последующим восстановлением вырезанного фрагмента) участка трубы. Результаты исследований (протокол «Испытания образцов …» № 070/304 от 17.03.09, заключение № 55-20/298 от 07.05.09) материала трубопровода позволили сделать следующие выводы:

  • после длительной эксплуатации механические свойства трубы ПК соответствуют требованиям ГОСТ 7350-77 для основного металла и ПНАЭ Г-7-010-89 для сварного соединения;

  • материал трубы не склонен к межкристаллитной коррозии.

В ходе комплексного обследования ИЯУ РБТ-6 не выявлены системы и элементы, важные для безопасности, которые исчерпали свой проектный и физический ресурс. Анализ радиационной обстановки в помещениях ИЯУ РБТ-6, на ее площадке и в санитарно-защитной зоне, показал возможность безопасной эксплуатации ИЯУ РБТ-6 в течение дополнительного срока. При этом радиационное воздействие на работников, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации не превысит установленных доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, по содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде. Возможность хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов в течение этого срока обеспечивается.

Результаты комплексного обследования технического состояния и оценка остаточного ресурса оборудования и систем, важных для безопасности, приведенные в итоговом отчете «Результаты комплексного обследования систем и оборудования ИЯУ РБТ-6» показывают, что критерии, установленные НП-024-2000 и позволяющие принять решение о возможности продления срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6, выполняются до 2020 года включительно.

Выпущенное по результатам комплексного обследования Решение о продлении срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6 до 31.12.2020 года согласовано в соответствии с требованиями п.2.11 НП-024-2000 с федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим управление использованием атомной энергии (Департаментом атомного энергопромышленного комплекса Госкорпорации «Росатом»).

Разработанная и утвержденная Департаментом атомного энергопромышленного комплекса Госкорпорации "Росатом" «Программа работ по подготовке к продлению срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6» реализована в объеме, позволяющем осуществлять дальнейшую эксплуатацию ИЯУ РБТ-6 до 2013 года. Условием продолжения эксплуатации установки после 2013 г. является выполнение разработанных и учтенных «Программой работ ….» мероприятий по реализации рекомендаций Главного конструктора по установке дополнительных опор на трубопроводах первого контура и системы заполнения и подпитки реактор.

После завершения комплексного обследования приказом по институту была создана комиссия по приёмке ИЯУ РБТ-6 в эксплуатацию в течение дополнительного срока. Учитывая тот факт, что «Программа работ по подготовке к продлению срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6» реализована в объеме, позволяющем осуществлять дальнейшую эксплуатацию ИЯУ РБТ-6 до 2013 года, комиссия рассмотрела комплект документов по результатам комплексного обследования и подготовке ИЯУ РБТ-6 к дополнительному сроку эксплуатации и выпустила (в соответствии с требованиями п.5.10 НП-024-2000) акт приемки исследовательской ядерной установки РБТ-6 в эксплуатацию в течение дополнительного срока до 31.12.2013 года. По завершению запланированных по программе работ, но не позднее декабря 2013 года, вновь будет создана комиссия по приемке ИЯУ РБТ-6 в эксплуатацию в течение дополнительного срока до 31.12.2020 года.

В 2009 г. мероприятия по реализации рекомендаций Главного конструктора по установке дополнительных опор на трубопроводе системы заполнения и подпитки были полностью выполнены, выпущена проектная документация на установку дополнительных опор на трубопроводе первого контура реактора.

В процессе эксплуатации реактор РБТ-6 существенной модернизации не подвергался, но работы по повышению надежности и улучшению его отдельных узлов и элементов проводятся постоянно, повышая тем самым безопасность эксплуатации реактора:

    • август 1980 г. – реализована логическая схема аварийной защиты по скорости нарастания уровня мощности по структуре типа «2 из 3»;

    • июль 1982 г. – для исключения превышения номинального значения мощности, после достижения автоматного уровня, дальнейшее её увеличение производится с помощью задатчика мощности;

    • июль 1987 г. – в цепи АЗ заведены три прибора защиты по уровню мощности УЗМ-11-4 по схеме срабатывания «2 из 3», вместо технически устаревших приборов защиты по мощности АЗМ;

    • июль 1987 г. – на площадке реактора смонтирована световая и звуковая сигнализация, предупреждающая персонал, ведущий перегрузку, о вводе в активную зону более двух органов АЗ-КО;

    • август 1989 г. – в соответствие с требованиями Правил ПНАЭ Г-7-008-89 по арматуре второго контура чугунные задвижки заменены стальными;

    • 1991÷1992 г.г. (работы по повышению безопасности реактора РБТ-6 в период реконструкции реактора СМ):

        • произведена замена контрольно-измерительных приборов на более современные, обеспечено дублирование линий контроля наиболее важных технологических параметров;

        • изменена схема электроснабжения оборудования САОР, обеспечена его запитка от системы бесперебойного питания;

        • сооружены две дизельные электростанции, автоматически включающиеся при потере внешнего электроснабжения;

        • на линии первого контура между теплообменником и бассейном реактора установлена задвижка, обеспечивающая отсечение бассейна от напорного трубопровода в случае разрыва последнего;

        • дренажная труба перелива бассейна оснащена электрифицированным вентилем, позволяющим, в случае ее разрыва в пределах бассейна отсечь дефектный участок и исключить несанкционированное опорожнение бассейна;

        • усовершенствована система СУЗ;

    • апрель 2009 г. – доработана схема управления приводами РО АЗ-КО, позволяющая обеспечить возможность индивидуального разрыва цепи питания двигателей РО с пульта управления реактором;

    • сентябрь 2010 г. – для рабочих органов АЗ-КО изменены положения концевых выключателей «низ КО», «верх АЗ» с целью обеспечения подкритичности реактора не менее 2 % (Кэфф ≤ 0,98) в режиме временного останова;

    • ноябрь 2010 г. – смонтирована двухсторонняя громкоговорящая связь между пунктом управления РУ РБТ-6 и реакторным помещением (ЦЗ).

В ближайшие годы на ИЯУ РБТ-6 запланировано проведение работ по следующим основным направлениям:

  • реакторные испытания материалов в ампульных устройствах при различных температурах и средах с внутриреакторным исследованием ползучести и радиационного роста;

  • нейтронно-активационный анализ и нейтронная радиография;

  • испытания конструкционных материалов для международного термоядерного реактора ИТЭР;

  • реакторные релаксационные испытания образцов материала пружин из сплава с высоким содержанием никеля;

  • исследования влияния облучения на длительную прочность сталей;

  • испытания конструкционных материалов в ОУ «Корпус»;

  • увеличение номенклатуры и объемов производства радионуклидной продукции (Cs-131, Ba-131, C-14, Co-60 и т.д.);

  • реализация производства 99Мо в промышленных масштабах;

  • создания каналов для ядерного легирования слитков кремния диаметром до 200 мм;

  • создания радиационных технологий по трансмутации и изменению физико-химических свойств материалов для промышленного использования;

  • стажировки и обучения студентов и аспирантов профильных специальностей (ядерная физика, атомные электрические станции и установки);

  • реакторные испытания топлива (микротвэлов, кернов и топливных компактов) разрабатываемого газотурбинного модульного гелиевого реактора (ГТ-МГР);

  • завершение экспериментального обоснования безопасности использования ОТВС РУ СМ-3 с исходным содержанием в твэле 6 г 235U.

В настоящее время реактор эксплуатируется на основании выданной Ростехнадзором Лицензии № ГН-03-108-1950. В сентябре 2010 г., в связи с истечением 31.10.2011 г. срока действия действующей лицензии, подготовлены и направлены в Ростехнадзор комплект обосновывающих документов и заявление для получения очередной лицензии.



Скачать документ

Похожие документы:

  1. О влиянии экспериментальных устройств на физику и безопасность исследовательских реакторов а. П. Малков ОАО «гнц нииар», г. Димитровград

    Документ
    Экспериментальные устройства оказывают существенное влияние на физические и эксплуатационные характеристики исследовательских реакторов, а также параметры, важные для безопасности.
  2. Автореферат диссертации на соискание учёной степени доктора

    Автореферат диссертации
    В связи с разработанной в настоящее время Федеральной программой по развитию ядерно-энергетического комплекса России до 2015 г. исследовательским реакторам предстоит стать основным инструментом по выбору и обоснованию новых научно-технических
  3. Национальный инвестиционный совет

    Доклад
    Сборник содержит доклады участников международной научной конференции «Российская политика соседства», которая была организована Отделением международных экономических и политических исследований Института экономики Российской академии
  4. Российские сми о мчс мониторинг за 19 августа 2011 г

    Руководство
    Участники форума "Арктика - территория диалога" обсудят транспортную систему региона (Информационное агентство «РИА "Новости"», 18.

Другие похожие документы..