МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ВЫХОДА ГПД ИЗ ТВЭЛОВ

Высокопоточный исследовательский реактор СМ создан в 1961 году. Он относится к классу корпусных высокопоточных реакторов ловушечного типа с промежуточным спектром нейтронов, с охлаждением активной зоны водой под давлением, что позволяет получать высокие плотности потока тепловых нейтронов в замедляющей ловушке в центре активной зоны с жестким спектром нейтронов при максимальном сокращении объема активной зоны. Приоритетным направлением деятельности реактора СМ являются энергоэффективность, энергосбережение, ядерная энергетика. Развивающими данные направления критическими технологиями, являются физика и техника высокопоточных исследовательских реакторов, технологии эксплуатации и ядерного топливного цикла исследовательских реакторов, безопасного обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом. В экспериментальных ячейках и каналах реактора СМ проводятся работы по облучению образцов реакторных материалов в заданных условиях, изучению свойств различных материалов под облучением, получения широкого спектра радиоактивных нуклидов, исследований в области ядерной физики. Иногда, в обоснование надежности эксплуатации новых топливных компонентов, требуется определить долю выхода газовых продуктов деления, выходящих за пределы их защитных оболочек во время облучения. В работе представлен методический подход, используемый в АО «ГНЦ НИИАР» для получения данных об активности и нуклидном составе газовых продуктов деления при отборах проб газа непосредственно из герметичной полости с твэлами во время испытаний.

1. Панов Е.А. Практическая гамма-спектрометрия на атомных станциях. М.: Энергоатомиздат, 1990. 75 с.

2. Фертман Д.Е., Ризин А.И., Стась К.Н. Повышение достоверности измерений в радиометрии аэрозолей // Измерительная техника, 1996. № 12. С. 23-30.

3. Гаврилов П.М., Кохомский А.Г., Изместьев К.М., Сеелев И.Н., Силаев М.Е. Гамма-спектрометрический метод контроля активности и нуклидного состава газообразных радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации ядерно-энергетических установок // Известия Томского политехнического университета, 2007. Т.311, №2. С.66-69.

4. Гиллярович Э.Л., Грязнов А.Н., Инихов А.Г., Костылева Ю.Г, Мысев И.П., Николаев А.М. Современная практика обеспечения качества измерений ионизирующих излучений. Ядерные измерительно-информационные технологии. М.: НИЦ «СНИИП», 1997. 35 с.

5. Р.З. Ханбиков, И.В. Митрофанов, А.П. Малков, А.В. Пайдулов. Характеристики активной зоны и обеспечение требований ядерной безопасности при эксплуатации реактора СМ после модернизации // Научный годовой отчет АО «ГНЦ НИИАР» (отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2021 г.) / под общей ред. д-ра техн. наук, проф. В.В. Калыгина. Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2022. 86 с.

6. Марихин Н.Ю. Комплекс программных средств на базе прецизионного кода для расчетов нейтронно-физических параметров эксплуатации реактора СМ: диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук. Димитровград, 2011. 135 с.

7. Гомин, Е.А. Статус MCU -4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов», 2006. Вып.1. С. 6 -32.

8. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М: АТОМИЗДАТ, 1968. 484 с.

9. Каплина М.С., Калинина Н.К., Ильиных Г.А., и др. Теплофизический расчет облучательного устройства для облучения топливных компонентов в реакторе СМ—3 // Сборник докладов XXII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам 13-14 апреля 2022 г., Россия, Московская обл., Подольск, Сборник докладов. Подольск, АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 2022. С.256-263.

10. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: публикация 38 МКРЗ: В 2 ч. В 2 кн. Пер. с англ. / под ред. А. А. Моисеева. М.: Энергоатомиздат, 1987.