Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Опыт использования активной зоны реактора БН-600 для целей экспериментального облучения

10.09.2025 2025 - №03 Материалы и ядерная энергетика

С.Б. Белов Б.А. Васильев А.А. Радионычева М.Р. Фаракшин А.М. Тучков

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.10

УДК: 621.039.534.23:621.039.526

Статья посвящена накопленному опыту использования активной зоны действующего реактора на быстрых нейтронах БН-600 для целей экспериментального облучения, которое проводилось по многим направлениям. Представлена информация по различным типам экспериментальных сборок. С целью повышения выгорания уранового топлива постоянно велась работа по освоению новых типов конструкционных материалов для оболочек твэлов и чехлов ТВС. Это позволило провести три модернизации активной зоны и планировать дальнейшее увеличение топливной кампании. В составе материаловедческих сборок обеспечивалось облучение испытательных образцов 12% хромистых, ФМ- и ДУО-сталей. Проведены реакторные испытания и материаловедческие исследования в рамках работ по продлению срока эксплуатации реактора до 60-ти лет. Большой объем реакторных испытаний проводился с целью обоснования работоспособности разного типа смешанного оксидного уран-плутониевого топлива – таблеточного и виброуплотненного. К настоящему времени также получены результаты экспериментального облучения в составе ЭТВС нового вида топлива – смешанного нитридного уран-плутониевого. Имеется значительный опыт облучения в реакторе экспериментальных облучательных устройств для наработки изотопов промышленного (60Co) и научного (37Ar) назначения, а также экспериментальных поглощающих стержней СУЗ с новыми конструкторскими решениями и материалами. При организации реакторных испытаний экспериментальных сборок использовались основные подходы при размещении их в активной зоне. Особое внимание уделялось анализу их влияния на безопасность реактора и параметры эксплуатации штатных сборок.

Ссылки

  1. Решетников Ф.Г., Митенков Ф.М., Троянов М.Ф. Состояние и перспективы разработки в СССР радиационно-стойких конструкционных материалов. Атомная энергия. 1991;70(2):104–107. ISSN: 0004-7163. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t70-2_1991/p104/ (дата обращения 20.06.2025). EDN: YQJRJJ.
  2. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Романеев В.В. и др. Основные направления разработок аустенитных нержавеющих сталей с низким распуханием. Исследования конструкционных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов. Сб. науч. трудов. Екатеринбург: УрО РАН, 1994, с. 189–199.
  3. Вахтин А.Г., Поролло С.И., Дмитриев В.Д. и др. Распухание шестигранных чехлов ТВС реактораБН-600. Радиационное материаловедение. Тр. Междунар. конф. по радиац. материаловедению, Алушта, 22–25 мая 1990 г. Харьков: ХФТИ, 1991, т. 7, с. 189–195, INIS-mf—13546. URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/24/052/24052907.pdf (дата обращения 20.06.2025).
  4. Никитина А.А., Агеев В.С., Леонтьева-Смирнова М.В. и др. Развитие работ по конструкционным материалам активных зон быстрых реакторов. Атомная энергия. 2015;119(5):292–300. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/793/772 (дата обращения 20.06.2025). EDN: VHTDRR .
  5. Belov S.B., Vasilyev B.A., Farakshin M.P., Talanov P.A., Kazantsev A.Z., Klimashina T.A., Radionycheva A.A. Operability validation of fuel rods with claddings made of EK164-ID steel in the BN-600 reactor. Proc. of the Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg, Russia, 26–29 June 2017. International atomic energy agency, Vienna, 2018. URL: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/STIPUB1836web.pdf (дата обращения 20.06.2025). EDN: YLNDOA.
  6. Васильев Б.А., Кузавков Н.Г., Мишин О.В. и др. Опыт и перспективы модернизации активной зоны реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2011;1:158–168. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2011/01.pdf. (дата обращения 20.06.2025). EDN: OGKDUL
  7. Будылкин Н.И., Иолтуховский А.Г., Леонтьева-Смирнова М.В., Миронова Е.Г., Потапенко М.М., Чернов В.М., Мишин О.В., Казанцев А.З., Воронов С.А., Фаракшин М.Р., Бычков С.А. Материаловедческие сборки для высокодозного и высокотемпературного облучения конструкционных материалов в реакторе БН-600. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2006; 67(2):371–389. EDN: TPHHYR.
  8. Кирилова Е.С., Радионычева А.А., Фаракшин М.Р. Обеспечение условий облучений образцов металла в составе материаловедческой сборки для обоснования продления срока эксплуатации реактора БН-600. Вестник Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ». 2022;11(5):379–386. DOI: https://doi.org/10.26583/vestnik.2022.10
  9. Баканов М.В., Бабенко Г.В., Мальцев В.В. и др. Облучение экспериментальных ТВС с уран-плутониевым топливом в реакторе БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2005;1;82–86. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2005/01.pdf (дата обращения 20.06.2025). EDN: OWQNMR.
  10. Васильев Б.А., Воронов С.А., Мишин О.В., Климашина Т.А., Фаракшин М.Р. и др. Опыт разработки и облучения в реакторе БН-600 экспериментальных ТВС со смешанным уран-плутониевым топливом. Сб. докл. 1-й Международной конференции «Атомная энергетика и топливные циклы». Москва – Димитровград, 1–5 декабря 2003 г. М.: ФГУП НИКИЭТ, 2003, 102 с. ISBN 5-86324-116-0.
  11. Троянов В.М., Грачев А.Ф., Забудько Л.М. и др. Программа и некоторые результаты реакторных испытаний смешанного нитридного топлива быстрых реакторов. Атомная энергия. 2015;118(2):75–79. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/809/788 (дата обращения 20.06.2025). EDN: TLMDUJ.
  12. Васильев Б.А., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Радионычева А.А. Обеспечение условий облучения нитридного топлива в составе ЭТВС реактора БН-600. Сб. докл. IV Международной научно-технической конф. «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (IV МНТК НИКИЭТ-2016), Москва, 27–30 сентября 2016 г. М.: НИКИЭТ, 2016, т. 1, с. 274–280. ISBN 978-5-98706-107-7.
  13. Кирилова Е.С., Радионычева А.А., Фаракшин М.Р. Влияние ЭТВС с нитридным топливом на нейтронно-физические характеристики реактора БН-600. Сб. материалов научно-практической конф. «Ядерные технологии: от исследований к внедрению – 2022». Нижний Новгород, 15 апреля 2022 г. Нижний Новгород, 2022, с. 33–34. EDN: QWYKMR.
  14. Кирилова Е.C., Радионычева А.А., Фаракшин М.Р., Казанцев А.З. Обеспечение испытаний смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в составе облучательных сборок реактора БН-600 для подтверждения возможности глубокого выгорания. Сб. тез. докл. XII Всероссийской молодежной конф. «Научные исследования и технологические разработки для обеспечения развития ядерных технологий нового поколения», г. Димитровград, 14–18 апреля 2025 г. Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2025 г., с. 34–35. ISBN 978-5-94831-222-4. URL: https://niiar.ru/sites/default/files/safety20/sbornik_tezisov_dokladov.pdf (дата обращения 20.06.2025).
  15. Мальцев В.В., Карпенко А.И., Чернов И.А., Головин В.В. Опыт наработки 60Co в БН‑600. Атомная энергия. 1999; 86(3):216–219. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/4043/3906 (дата обращения 20.06.2025). ISSN 0004-7163.
  16. Варивцев А.В., Жемков И.Ю., Романов Е.Г. и др. Физическая оптимизация облучательного устройства для накопления кобальта-60 высокой удельной активности в реакторе БН-600. Известия Самарского научного центра Российской академии наук. 2014;16(6):112–118. URL: https://www.ssc.smr.ru/media/journals/izvestia/2014/2014_6_112_118.pdf (дата обращения 20.06.2025). EDN: TIJZUX.
  17. Васильев Б.А., Барсанов В.И., Гаврин В.Н. и др. Солнечные эксперименты. Создание источника нейтрино на основе аргона-37, полученного в реакторе БН-600, для калибровки галлий-германиевого нейтринного телескопа. Атом-пресса. 2007;5(740):3.
  18. Головин В.В., Карпенко А.И., Тучков А.М., Чернов И.А. Расчетное сопровождение реакторных испытаний экспериментальных сборок для наработки аргона-37. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009;2:68–72. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2009/02.pdf (дата обращения 20.06.2025).
  19. Рисованый В.Д., Захаров А.В., Клочков Е.П. и др. Создание стержней АЗ реактора БН‑600 на основе рефабрицированного карбида бора с ресурсом 745 эфф. суток. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2011;1:249–259. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2011/01.pdf (дата обращения 20.06.2025).
  20. Кирилова Е.С., Радионычева А.А., Фаракшин М.Р. Обеспечение номинальных параметров эксплуатации активной зоны реактора БН-600 при размещении в ней экспериментальных сборок. Тез. докл. XI Всероссийской молодежной конф. «Научные исследования и технологические разработки для обеспечения развития ядерных технологий нового поколения», Димитровград, 17–21 апреля 2023 г. Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», с. 20–22. ISBN 978-5-94831-208-8. URL: https://niiar.ru/sites/default/files/safety20/sb_tez_molodezhnaya2023_mv_nch_8_dlya_zapisi_4.pdf (дата обращения 20.06.2025).

БН-600 активная зона реакторные испытания конструкционные материалы экспериментальная сборка материаловедческая сборка смешанное оксидное уран-плутониевое (МОКС) топливо смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо БН-800 БН-1200 БРЕСТ облучательная сборка параметры облучения наработка изотопов стержни СУЗ

Ссылка для цитирования статьи: Белов С.Б., Васильев Б.А., Радионычева А.А., Фаракшин М.Р., Тучков А.М. Опыт использования активной зоны реактора БН-600 для целей экспериментального облучения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 3. – С. 133-152. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.10 .

Открыть PDF файл