Ученые ВНИИНМ исследовали поведение трития в реакторных установках новых типов

Выполненная работа позволит решить проблему накопления, детектирования и контроля этого радиоактивного изотопа водорода для обоснования безопасности реакторов новых поколений.

Исследование законостей удержания и переноса трития в топливной соли, промежуточном теплоносителе и конструкционных материалах ИЖСР позволило разработать комплекс мер, направленных на предотвращение выделения трития за пределы защитных барьеров и преждевременного выхода из строя элементов реакторной установки из-за их взаимодействия с тритием.

Также выполнены исследования диффузионных хатеристик трития в конструкционных материалах парогенератора при условиях эксплуатации . Полученные результаты используются для составления расчетных моделей скорости проникновения трития во вторичный водяной теплоноситель и для обоснования безопасных условий эксплуатации реакторной установки.

Кроме того, было проведено экспериментальное обоснование нескольких составных систем технологического тритиевого цикла для обеспечения топливной смесью (дейтерий-тритиевой плазмой) экспериментальной установки управляемого термоядерного синтеза модифицированного токамака с сильным полем. Исследования были проведены для валидации принятых технических решений разработанной схемы тритиевого цикла, а также для определения основных параметров работы систем, необходимых для ведения дальнейших разработок в этом направлении.

  МОЭСК запустила ПС 110 кВ МГУ

Для справки:

Исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР) – проектируемый Госкорпорацией «Росатом» на площадке (Красноярский край) реакторная установка для отработки дожигания долгоживущих отходов ядерной энергетики — ​минорных актинидов и целей замыкания ядерного топливного цикла. В ИЖСР активную зону формирует гомогенная расплавленная смесь из фторидов солей и фторида делящегося материала (а, плутония или тория).

Топливная композиция одновременно служит теплоносителем первого контура. ИЖСР обладает свойством естественной безопасности: температурный и пустотный коэффициенты в нем отрицательные, что исключает тяжелые аварии типа чернобыльской. Температура в активной зоне очень высокая, порядка 700 °C, но давление в контуре отсутствует, что повышает безопасность реактора.

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 – строящийся на базе АО «СХК» (ая область) реакторная установка на быстрых нейтронах с нитридным уран-плутониевым топливом равновесного состава, свинцовым теплоносителем и двухконтурной схемой преобразования тепла, работающая в замкнутом ядерном топливном цикле, предназначена для практического подтверждения основных технических решений, применяемых в РУ со свинцовым теплоносителем в соответствии с концепцией естественной безопасности, и поэтапного обоснования ресурсных характеристик элементов РУ для создания коммерческих АЭС с реакторными установками такого типа.

  «ЭЛЕКТРОЗАВОД» отгрузил оборудование для подстанции ГМК «Норильский никель»

Экспериментальная установка управляемого термоядерного синтеза (Токамак с реакторными технологиями, ТРТ ) – реакторная установка, предназначенная для исследований квазистационарных физических процессов в обоснование опытного термоядерного реактора, исследования поведения плазмы в режимах, близких к зажиганию, исследования и отработки различных методов дополнительного нагрева плазмы, разработки новых диагностик, работающих в больших нейтронных потоках, освоение тритиевой технологии.

Читайте наш Телеграм-канал https://t.me/ieport_new

Читайте также: Носледние новости России и мира сегодня.

Pin It

Добавить комментарий