Синявский В.В. Ракетно-космическая корпорация «Энергия» им. С.П.Королева Вклад Института Ядерной Физики (ИЯФ) Казахстана в создание научно-технического задела по термоэмиссионному реактору-преобразователю на быстрых нейтронах космической ЯЭУ большой мощности
Вклад Института ядерной физики Казахстана в создание научно-технического задела по термоэмиссионному реактору-преобразователю на быстрых нейтронах космической ЯЭУ большой мощности Создание и эксплуатация уникальной реакторной экспериментально- испытательной базы ИЯФ Модернизация реактора ВВР-К с созданием в центре активной зоны ячейки большого диаметра для петлевых испытаний ЭГК и групп ЭГК Создание УПУ (универсальной петлевой установки) с высоковакуумной безмасляной системой откачки, автоматической системой измерений и диагностики Создание внутриреакторного устройства для регулирования мощности, высотного распределения тепловыделения и спектра нейтронов (для испытаний термоэмиссионных сборок в требуемом спектре быстрых нейтронов) Эффективное использование высокотемпературных калориметрических устройств для высокоточного определения тепловыделения и его распределения по высоте испытываемой термоэмиссионной сборки Высокоэффективное использование критстенда реактора для: – Обоснования программы испытаний термоэмиссионных сборок – Отработки внутриреакторных устройств для обеспечения требуемых условий испытаний Ввод и эффективное использование нейтронной радиографии для неразрушающего контроля испытываемых сборок в составе петлевого канала
Вклад Института ядерной физики Казахстана в создание научно-технического задела по термоэмиссионному реактору-преобразователю на быстрых нейтронах космической ЯЭУ большой мощности Основные результаты реакторных испытаний термоэмиссионных сборок и исследований процессов тепломассопереноса, определяющих энергоресурсные характеристики электрогенерирующих элементов Реакторные петлевые исследовательские испытания серий термоэмиссионных сборок различного схемно-конструкционного исполнения при плотности электрической мощности 5-7 Вт/см2 Сравнительные реакторные испытания в одном петлевом канале 4-х термоэмиссионных сборок с 32 электрогенерирующими элементами, различающимися длиной, заполнением топливом, конструкцией газоотводного устройства и др. Реакторные испытания с подтверждением технологических возможностей изготовления штатных термоэмиссионных сборок (с жесткими габаритными ограничениями) Реакторные и лабораторные исследования эмиссионных свойств электродов при наличии топлива в модельных элементах Подтверждение работоспособности газоотводных устройств в виде трубки с жиклером и тем самым снятие с повестки для проблемы распухания топливного сердечника с оксидным топливом Обоснование температурного диапазона работоспособности топливно-эмиттерного узла с оксидным топливом
Вклад Института ядерной физики Казахстана в создание научно-технического задела по термоэмиссионному реактору-преобразователю на быстрых нейтронах космической ЯЭУ большой мощности Комплекс проектных и экспериментальных работ по обоснованию возможности использования реакторной базы для испытаний электрогенерирующего пакета термоэмиссионного реактора- преобразователя и обоснования ядерной безопасности его эксплуатации Проектные работы по возможности дальнейшей модернизация реактора ВВР-К с созданием в центре активной зоны ячейки большого диаметра для петлевых испытаний электрогенерирующего пакета в быстром спектреМодернизация УПУ (универсальной петлевой установки) для обеспечения одновременных испытаний термоэмиссионных сборок в 4-х ячейках реактора Модернизация критстенда (увеличение высоты в 2 раза) и выполненный комплекс экспериментальных исследований для обоснования возможности увеличения мощности, высоты активной зоны и диаметра центральной исследовательской ячейки для обоснования возможности испытаний в быстром спектре нейтронов электрогенерирующего пакета с термоэмиссионными сборками Исследования на модернизированном критстенде нейтронофизических характеристик электрогенерирующего пакета Экспериментальные исследования эффективности введения в состав материалов пакета резонансных поглотителей тепловых нейтронов из различных материалов для обеспечения ядерной безопасности реактора при попадании в воду при аварийных ситуациях (выводе в космос)