Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Опыт материаловедческой оценки работоспособности конструкционных, поглощающих и топливных материалов реакторов с натриевым теплоносителем

10.09.2025 2025 - №03 Материалы и ядерная энергетика

Е.А. Кинёв М.В. Евсеев С.А. Аверин И.А. Портных А.В. Барыбин Н.В. Глушкова

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.11

УДК: 621.039.531

Материаловедческие исследования конструкционных, поглощающих и топливных материалов являются практической основой для оценки текущего состояния, прогнозирования работоспособности и верификации расчетных кодов поведения ответственных элементов ядерных реакторов. В течение 42-х лет АО «Институт реакторных материалов» является активным участником отраслевых программ по развитию перспективного направления отечественной энергетики на основе натриевых реакторов на быстрых нейтронах. За истекший период приобретен и находится в постоянном развитии бесценный опыт практических и аналитических исследований высокоактивных материалов реакторов, в частности, твэлов БН-350, ИБР-2 и БН-600, чехлов, поглощающих элементов, фотонейтронных источников, пакета-имитатора БН-600, высокодозовых материаловедческих сборок с перспективными конструкционными материалами. Проведены макетные исследования топлива в направлении «Прорыв», облученного до 3,5% т.а. в собственном исследовательском реакторе ИВВ-2М. В настоящее время идет заблаговременная подготовка защитных камер к материаловедческим исследованиям заменяемых элементов активной зоны реакторов нового поколения БН-800, БН-1200

Ссылки

  1. Барсанов В.И., Головачев М.Г., Дьяков А.А., Зеленов В.И., Злоказов С.Б., Карпечко С.Г., Козлов А.В., Менькин Л.И., Перехожев В.И., Пивоваров В.Е., Синельников Л.П. Атомный материаловедческий центр СФ НИКИЭТ и его экспериментально-методические возможности. ВАНТ. Серия: Ядерная техника и технология. 1992;4:3–19.
  2. Кинёв Е.А. Структура таблеточного оксидного топлива и его коррозионное воздействие на оболочку твэла реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2011;1:169–176. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2011/01.pdf (дата обращения 20.03.2025).
  3. Аверин Е.Б., Костоусов И.М., Серовикова Е.В., Щербаков Е.Н. Методы и устройства для исследования физико-механических свойств материалов. ВАНТ. Серия: Ядерная техника и технология. 1992;3:43–51.
  4. Асипцов О.И., Козлов А.В., Щербаков Е.Н., Ершова О.В. Радиационно-термические изменения термического расширения конструкционной стали БН-600. Сб. трудов VII российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2003, т. 2, ч. 3, c. 96–103.
  5. Синельников Л.П., Аверин С.А., Козлов А.В., Шихалев В.С., Барсанова С.В., Евсеев М.В., Кинёв Е.А., Лютикова М.С., Цыгвинцев В.А., Глушкова Н.В., Панченко В.Л., Пастухов В.И., Барыбин А.В. Оборудование и методики послереакторных исследований в комплексе защитных камер АО «ИРМ». Атомная энергия. 2016;121(4):187–194. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/451 (дата обращения 20.03.2025).
  6. Научный годовой отчет АО «Институт реакторных материалов» (отчет об основных научно-исследовательских работах, выполненных в 2021 г.). Заречный, АО «ИРМ», 2022, 91 с. URL: http://www.irm-atom.ru/documents/nauchnyj-godovoj-otchet-2021 (дата обращения 20.03.2025).
  7. Научный годовой отчет АО «Институт реакторных материалов» (отчет об основных научно-исследовательских работах, выполненных в 2023 г.). Заречный, АО «ИРМ», 2024, 102 с. URL: http://www.irm-atom.ru/documents/nauchnyj-godovoj-otchet-2023 (дата обращения 20.03.2025).
  8. Кинёв Е.А., Цыгвинцев В.А. Анализ структуры, газовыделения и параметра кристаллической решетки ядерного топлива. ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2018;3:138–146. URL: https://vant.ippe.ru/images/pdf/2018/3-13.pdf (дата обращения 20.03.2025).
  9. Научный годовой отчет АО «Институт реакторных материалов» (отчет об основных научно-исследовательских работах, выполненных в 2022 г.). Заречный, АО «ИРМ», 2023, 80 с. URL: http://www.irm-atom.ru/documents/nauchnyj-godovoj-otchet-2022 (дата обращения 20.03.2025).
  10. Кинёв Е.А., Барыбин А.В., Панченко В.Л., Цыгвинцев В.А. Методики материаловедческих исследований нитридного ядерного топлива. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2021;3(109):83–93.
  11. Кинёв Е.А., Ярков В.Ю., Исинбаев А.Р., Бельтюков И.Л., Тарасов Б.А., Иванов А.Ю. Распухание нитридного топлива при разных температурах экспериментального облучения на разных стадиях выгорания. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2024;1:87–95. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.1.07 (дата обращения 20.03.2025)
  12. Kinev E.A. The working capacity analysis of boron carbide after two-year operation as an emergency protection material of the fast reactor. IAEA. Proc. of International Conf. FR-23. CN-291-66.
  13. Кинёв Е.А., Пастухов В.И., Ярков В.Ю., Плаксин О.А., Чесноков Е.А. Исследование взаимодействия сплава ВН-2АЭ с сурьмой до и после реакторного облучения. ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2024;2:205–211. URL: https://vant.ippe.ru/images/pdf/2024/issue2024-2-205-211.pdf (дата обращения 20.03.2025).
  14. Кинёв Е.А., Щербаков Е.Н., Евсеев М.В. Состояние стали ЭИ-847 после многолетнего нейтронного облучения в натрии. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2018;5(96):42–47.
  15. Крюков А.Н., Васильев Б.А., Фаракшин М.Р. Состояние и перспективы развития топлива для реакторов БН. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2023;5(121):173–181. URL: https://vniinm.tvel.ru/press-center/jurnal-vant/ (дата обращения 20.03.2025).

материаловедческие исследования твэл пэл источник нейтронов оболочка топливо карбид бора сурьмяный сердечник

Ссылка для цитирования статьи: Кинёв Е.А., Евсеев М.В., Аверин С.А., Портных И.А., Барыбин А.В., Глушкова Н.В. Опыт материаловедческой оценки работоспособности конструкционных, поглощающих и топливных материалов реакторов с натриевым теплоносителем. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 3. – С. 153-168. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.11 .

Открыть PDF файл