www.wikidata.uk-ua.nina.az

ВВР М водно водяний модернізований реактор басейного типу У 1954 році з ініціативи І В Курчатова Уряд СРСР прийняв поста

ВВР-М

ВВР-М — водно-водяний модернізований реактор басейного типу. У 1954 році з ініціативи І. В. Курчатова Уряд СРСР прийняв постанову про створення ядерних центрів у ряді міст СРСР і будівництву в них дослідницьких ядерних реакторів (типу ВВР). Проєктувався ВВР-М на базі реактора ВВР-С. ВВР-М реактор потужністю 10 мегават призначається для виробництва ізотопів високої активності, проведення експериментів у галузі фізики нейтронів і досліджень процесів опромінення матеріалів. Реактори ВВР-М були побудовані у Санкт-Петербурзі (1959 року) та Києві (1960 року), проєктом не було встановлено строку їх експлуатації. Ці реактори пройшли модернізацію й працюють і сьогодні[коли?]. Хоча після численних модернізацій і удосконалень їхні технічні характеристики вже різні.

ВВР-М
Дослідницький ядерний реактор ВВР-М в Київському інституті ядерних досліджень
Технічні характеристики
Теплоносій вода
Паливо Уран (UO2)
Теплова потужність 10 МВт
Розробка
Конструктор (керівник) Курчатов Ігор Васильович
Будівництво та експлуатація
Місцезнаходження Інститут ядерних досліджень НАН України
Перший пуск 12 лютого 1960 року
Експлуатація до: по цей час
Побудовано реакторів 2
Блоки АЕС. Країни Україна — (1), Росія — (1)

Конструкція Редагувати

Реактори ВВР-М мають активну зону, яка містить ядерне паливо в спеціальних ТВЗ (Уран-235 різного рівня збагачення). ВВР-М є реактором на теплових нейтронах, тому має уповільнювач нейтронів. Ним та теплоносієм у реакторі є дистильована вода об'ємом 22 м3, що заповнює алюмінієвий бак діаметром 2300 мм та висотою 5705 мм, робочий рівень води в баці 5000 мм. В активній зоні забезпечується тепловідвід. Навколо активної зони є відбивач нейтронів (берилій (Be)). Реактор оточений біологічним захистом, який пронизаний трубами для виведення нейтронних пучків. Для отримання потужного потоку теплових нейтронів без домішки швидких нейтронів використовують пристрій, який називається тепловою колоною. Ця колона складається з потужного сповільнювача. Одним кінцем вона розташована безпосередньо біля активної зони, а інший виведений в приміщення і доступний для проведення експериментів. Реактор гетерогенного типу.

Активна зона (АКЗ), що розташована в нижній частині бака, формується з тепловиділяючих збірок (ТВЗ) типу ВВР-М2, кожна з яких складається з трьох концентрично розташованих трубчатих тепловидільних елементів (ТВЕ): двох круглих та одного (зовнішнього) шестигранного. Ядерним паливом в ТВЕ є UO2 зі збагаченням по 235U до 36 %. Максимальна кількість в АКЗ становить 260, мінімальна — 156 ТВЗ. Сформована АКЗ має вигляд шестигранної призми з діагоналлю основи 680 мм та висотою 560 мм. Ве-відбивач, що оточує АКЗ по периметру, має зовнішній діаметр 930 мм та висоту 560 мм. Для завантаження випробуваних матеріалів всередину активної зони передбачаються спеціальні пристосування та канали.

Технологічні пристрої в реакторі, що використовуються для наукових досліджень та прикладних робіт із нейтронами, включають вертикальні експериментальні канали (ВЕК) для формування опромінювальних об'ємів усередині реактора та горизонтальні експериментальні канали (ГЕК) для виводу нейтронних пучків із реактора в експериментальний зал. Основну частину ВЕК змонтовано в технологічних отворах Ве-відбивача: дев'ять каналів мають внутрішній діаметр 41 мм, один — 59 мм, два канали — 70 мм та один канал — 116 мм. Крім того, чотири ВЕК розміщено в графітовому уповільнювачі теплової колони (ТК) реактора. Деякі ВЕК змонтовано також у водному басейні поза Ве-відбивачем на різних відстанях від активної зони реактора. Крім того, у реакторі існує технічна можливість формування додаткових опромінювальних об'ємів безпосередньо в активній зоні на місці вийнятих ТВЗ. Нині[коли?] в АКЗ київського реактора змонтовано дві нейтронні пастки: водяні порожнини на 7 і 19 ТВЗ.

Київський реактор Редагувати

Київський реактор ВВР-М, дітище видатного вченого Курчатова, мав стати однією з базових установок для реалізації «плану Курчатова» в ядерній фізиці. ВВР-М було споруджено в Інституті ядерних досліджень НАН України. Фізичний пуск реактора відбувся 12 лютого 1960 року. Реактор потужністю 10 МВт з максимальним потоком нейтронів в активній зоні до 1,2Ч10н/см²Чс.

Конструктивно реактор має 27 вертикальних та 10 горизонтальних технологічних каналів для проведення наукових та прикладних досліджень.

У травні 2002 року була видана ліцензія ЕО № 000051 на право провадження діяльності «експлуатація ядерної установки» в складі дослідницького реактору ВВР-М та сховища відпрацьованого ядерного палива.

У грудні 2005 року відповідно до чинного законодавства на підставі заяви ІЯД та всебічної оцінки безпеки дослідницького реактору ВВР-М Держатомрегулюванням був продовжений термін його експлуатації до 31 грудня 2008 року.

В період 2005—2008 роки з метою приведення обладнання і систем реактора у відповідність до чинних вимог з безпеки експлуатуючою організацією була здійснена модернізація окремих систем та заміна обладнання новим. Держатомрегулювання за результатами всебічної оцінки стану систем та елементів Дослідницького ядерного реактора ВВР-М ІЯД НАН України, рівня безпеки і технічного стану елементів (систем), важливих для безпеки цього реактору, ухвалив рішення щодо можливості продовження терміну експлуатації дослідницького ядерного реактору до 31 грудня 2013 року.

У кінці 2014 року Держінспекція ядерного регулювання продовжила термін експлуатації реактора до 31 грудня 2023 року.

Використовується уранове паливо, збагачене до 36 %, а з недавнього часу[коли?] — до 19,7 %.

ВВР-М може використовуватись в таких напрямках:

  • опромінення;
  • нейтронно-активаційний аналіз;
  • напрацювання радіоізотопів різної активності;
  • трансмутація (опромінення матеріалів, легування кремнію, дорогоцінне каміння);
  • геохронологія;
  • нейтронна радіографія;
  • дослідження структури матеріалів;
  • миттєвий нейтронно-активаційний аналіз;
  • позитронні джерела;
  • нейтрон-захватна терапія;
  • тестування ядерного палива.

Характерною особливістю київського реактора є фіксоване розташування стержнів регулювання системи управління та захисту (СУЗ), що займають центр АКЗ, утворюючи «СУЗівський хрест». Цим самим виключається найбільш оптимальне центральне розташування нейтронної пастки. Спектри нейтронів у реакторі охоплюють інтервал енергій нейтронів від 10-10 до 20 МеВ.

Сучасний стан Редагувати

Після розпаду Радянського Союзу реактор фактично простоює. На його роботу не виділяють гроші. Щоб запустити реактор, потрібно близько 12 млн гривень (станом на 2017 рік) — цього вистачить на тиждень роботи. Тому у 2016 році реактор взагалі не запускали, а в 2017 році реактор працював лише 50 годин, у порівнянні із 4000 годин на рік в СРСР. У 2014 році держінспекція ядерного регулювання продовжила термін експлуатації реактора до 31 грудня 2023 року. Із 1960-х років мало що змінилося — замінили хіба що акумулятори і поставили новий пульт управління.

Див. також Редагувати

Примітки Редагувати

  1. ↑ Розрахункові дослідження та аналіз характеристик дослідницького реактора ВВР-М
  2. . Архів оригіналу за 1 квітня 2010. Процитовано 3 лютого 2011. 
  3. . Архів оригіналу за 5 серпня 2018. Процитовано 3 лютого 2011. 
  4. Чому київський ядерний реактор можуть закрити і при чому тут Росія [ 5 серпня 2018 у Wayback Machine.], Апостроф, 2 квітня 2017

Посилання Редагувати

Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри
Дата публікації:
VVR M vodno vodyanij modernizovanij reaktor basejnogo tipu U 1954 roci z iniciativi I V Kurchatova Uryad SRSR prijnyav postanovu pro stvorennya yadernih centriv u ryadi mist SRSR i budivnictvu v nih doslidnickih yadernih reaktoriv tipu VVR Proyektuvavsya VVR M na bazi reaktora VVR S VVR M reaktor potuzhnistyu 10 megavat priznachayetsya dlya virobnictva izotopiv visokoyi aktivnosti provedennya eksperimentiv u galuzi fiziki nejtroniv i doslidzhen procesiv oprominennya materialiv Reaktori VVR M buli pobudovani u Sankt Peterburzi 1959 roku ta Kiyevi 1960 roku proyektom ne bulo vstanovleno stroku yih ekspluataciyi Ci reaktori projshli modernizaciyu j pracyuyut i sogodni koli Hocha pislya chislennih modernizacij i udoskonalen yihni tehnichni harakteristiki vzhe rizni VVR MDoslidnickij yadernij reaktor VVR M v Kiyivskomu instituti yadernih doslidzhenTehnichni harakteristikiTeplonosij vodaPalivo Uran UO2 Teplova potuzhnist 10 MVtRozrobkaKonstruktor kerivnik Kurchatov Igor VasilovichBudivnictvo ta ekspluataciyaMisceznahodzhennya Institut yadernih doslidzhen NAN UkrayiniPershij pusk 12 lyutogo 1960 rokuEkspluataciya do po cej chasPobudovano reaktoriv 2Bloki AES Krayini Ukrayina 1 Rosiya 1 Zmist 1 Konstrukciya 2 Kiyivskij reaktor 2 1 Suchasnij stan 3 Div takozh 4 Primitki 5 PosilannyaKonstrukciya RedaguvatiReaktori VVR M mayut aktivnu zonu yaka mistit yaderne palivo v specialnih TVZ Uran 235 riznogo rivnya zbagachennya VVR M ye reaktorom na teplovih nejtronah tomu maye upovilnyuvach nejtroniv Nim ta teplonosiyem u reaktori ye distilovana voda ob yemom 22 m3 sho zapovnyuye alyuminiyevij bak diametrom 2300 mm ta visotoyu 5705 mm robochij riven vodi v baci 5000 mm V aktivnij zoni zabezpechuyetsya teplovidvid Navkolo aktivnoyi zoni ye vidbivach nejtroniv berilij Be Reaktor otochenij biologichnim zahistom yakij pronizanij trubami dlya vivedennya nejtronnih puchkiv Dlya otrimannya potuzhnogo potoku teplovih nejtroniv bez domishki shvidkih nejtroniv vikoristovuyut pristrij yakij nazivayetsya teplovoyu kolonoyu Cya kolona skladayetsya z potuzhnogo spovilnyuvacha Odnim kincem vona roztashovana bezposeredno bilya aktivnoyi zoni a inshij vivedenij v primishennya i dostupnij dlya provedennya eksperimentiv Reaktor geterogennogo tipu Aktivna zona AKZ sho roztashovana v nizhnij chastini baka formuyetsya z teplovidilyayuchih zbirok TVZ tipu VVR M2 kozhna z yakih skladayetsya z troh koncentrichno roztashovanih trubchatih teplovidilnih elementiv TVE dvoh kruglih ta odnogo zovnishnogo shestigrannogo Yadernim palivom v TVE ye UO2 zi zbagachennyam po 235U do 36 Maksimalna kilkist v AKZ stanovit 260 minimalna 156 TVZ Sformovana AKZ maye viglyad shestigrannoyi prizmi z diagonallyu osnovi 680 mm ta visotoyu 560 mm Ve vidbivach sho otochuye AKZ po perimetru maye zovnishnij diametr 930 mm ta visotu 560 mm 1 Dlya zavantazhennya viprobuvanih materialiv vseredinu aktivnoyi zoni peredbachayutsya specialni pristosuvannya ta kanali Tehnologichni pristroyi v reaktori sho vikoristovuyutsya dlya naukovih doslidzhen ta prikladnih robit iz nejtronami vklyuchayut vertikalni eksperimentalni kanali VEK dlya formuvannya oprominyuvalnih ob yemiv useredini reaktora ta gorizontalni eksperimentalni kanali GEK dlya vivodu nejtronnih puchkiv iz reaktora v eksperimentalnij zal Osnovnu chastinu VEK zmontovano v tehnologichnih otvorah Ve vidbivacha dev yat kanaliv mayut vnutrishnij diametr 41 mm odin 59 mm dva kanali 70 mm ta odin kanal 116 mm Krim togo chotiri VEK rozmisheno v grafitovomu upovilnyuvachi teplovoyi koloni TK reaktora Deyaki VEK zmontovano takozh u vodnomu basejni poza Ve vidbivachem na riznih vidstanyah vid aktivnoyi zoni reaktora Krim togo u reaktori isnuye tehnichna mozhlivist formuvannya dodatkovih oprominyuvalnih ob yemiv bezposeredno v aktivnij zoni na misci vijnyatih TVZ Nini koli v AKZ kiyivskogo reaktora zmontovano dvi nejtronni pastki vodyani porozhnini na 7 i 19 TVZ Kiyivskij reaktor RedaguvatiKiyivskij reaktor VVR M ditishe vidatnogo vchenogo Kurchatova mav stati odniyeyu z bazovih ustanovok dlya realizaciyi planu Kurchatova v yadernij fizici VVR M bulo sporudzheno v Instituti yadernih doslidzhen NAN Ukrayini Fizichnij pusk reaktora vidbuvsya 12 lyutogo 1960 roku Reaktor potuzhnistyu 10 MVt z maksimalnim potokom nejtroniv v aktivnij zoni do 1 2Ch10n sm Chs Konstruktivno reaktor maye 27 vertikalnih ta 10 gorizontalnih tehnologichnih kanaliv dlya provedennya naukovih ta prikladnih doslidzhen 2 U travni 2002 roku bula vidana licenziya EO 000051 na pravo provadzhennya diyalnosti ekspluataciya yadernoyi ustanovki v skladi doslidnickogo reaktoru VVR M ta shovisha vidpracovanogo yadernogo paliva U grudni 2005 roku vidpovidno do chinnogo zakonodavstva na pidstavi zayavi IYaD ta vsebichnoyi ocinki bezpeki doslidnickogo reaktoru VVR M Derzhatomregulyuvannyam buv prodovzhenij termin jogo ekspluataciyi do 31 grudnya 2008 roku V period 2005 2008 roki z metoyu privedennya obladnannya i sistem reaktora u vidpovidnist do chinnih vimog z bezpeki ekspluatuyuchoyu organizaciyeyu bula zdijsnena modernizaciya okremih sistem ta zamina obladnannya novim Derzhatomregulyuvannya za rezultatami vsebichnoyi ocinki stanu sistem ta elementiv Doslidnickogo yadernogo reaktora VVR M IYaD NAN Ukrayini rivnya bezpeki i tehnichnogo stanu elementiv sistem vazhlivih dlya bezpeki cogo reaktoru uhvaliv rishennya shodo mozhlivosti prodovzhennya terminu ekspluataciyi doslidnickogo yadernogo reaktoru do 31 grudnya 2013 roku 3 U kinci 2014 roku Derzhinspekciya yadernogo regulyuvannya prodovzhila termin ekspluataciyi reaktora do 31 grudnya 2023 roku Vikoristovuyetsya uranove palivo zbagachene do 36 a z nedavnogo chasu koli do 19 7 VVR M mozhe vikoristovuvatis v takih napryamkah oprominennya nejtronno aktivacijnij analiz napracyuvannya radioizotopiv riznoyi aktivnosti transmutaciya oprominennya materialiv leguvannya kremniyu dorogocinne kaminnya geohronologiya nejtronna radiografiya doslidzhennya strukturi materialiv mittyevij nejtronno aktivacijnij analiz pozitronni dzherela nejtron zahvatna terapiya testuvannya yadernogo paliva Harakternoyu osoblivistyu kiyivskogo reaktora ye fiksovane roztashuvannya sterzhniv regulyuvannya sistemi upravlinnya ta zahistu SUZ sho zajmayut centr AKZ utvoryuyuchi SUZivskij hrest Cim samim viklyuchayetsya najbilsh optimalne centralne roztashuvannya nejtronnoyi pastki Spektri nejtroniv u reaktori ohoplyuyut interval energij nejtroniv vid 10 10 do 20 MeV 1 Suchasnij stan Redaguvati Pislya rozpadu Radyanskogo Soyuzu reaktor faktichno prostoyuye Na jogo robotu ne vidilyayut groshi Shob zapustiti reaktor potribno blizko 12 mln griven stanom na 2017 rik cogo vistachit na tizhden roboti Tomu u 2016 roci reaktor vzagali ne zapuskali a v 2017 roci reaktor pracyuvav lishe 50 godin u porivnyanni iz 4000 godin na rik v SRSR U 2014 roci derzhinspekciya yadernogo regulyuvannya prodovzhila termin ekspluataciyi reaktora do 31 grudnya 2023 roku Iz 1960 h rokiv malo sho zminilosya zaminili hiba sho akumulyatori i postavili novij pult upravlinnya 4 Div takozh RedaguvatiIR 100 VVER 1000 VVER 440 RBMKPrimitki Redaguvati a b Rozrahunkovi doslidzhennya ta analiz harakteristik doslidnickogo reaktora VVR M NAN Ukrayini Institut yadernih doslidzhen Shorichnik 2008 Arhiv originalu za 1 kvitnya 2010 Procitovano 3 lyutogo 2011 Derzhavnij komitet yadernogo regulyuvannya Ukrayini Postanova kolegiyi vid 4 lyutogo 2010 r 1 m Kiyiv Arhiv originalu za 5 serpnya 2018 Procitovano 3 lyutogo 2011 Chomu kiyivskij yadernij reaktor mozhut zakriti i pri chomu tut Rosiya Arhivovano 5 serpnya 2018 u Wayback Machine Apostrof 2 kvitnya 2017Posilannya RedaguvatiTehnichni vimogi pri vibori tipu novogo doslidnickogo yadernogo reaktora Bagatokanalnij analizator dlya nejtronnogo spektrometra za chasom prolotu Nabir tehnologichnih pristroyiv dlya zamini kolimatoriv u gorizontalnih kanalah reaktora Derzhavnij komitet yadernogo regulyuvannya Ukrayini DKYaRU Chomu kiyivskij yadernij reaktor mozhut zakriti i pri chomu tut Rosiya https apostrophe ua Apostrof 2 kvitnya 2017 Arhiv originalu za 5 serpnya 2018 Procitovano 5 serpnya 2018 Otrimano z https uk wikipedia org w index php title VVR M amp oldid 39720505