ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Уникальные разработки и экспериметальная база
Курчатовского института

Предисловие
"Всему свое время,
и время всякой вещи под небом..."
Книга Екклесиаста
В мире идет процесс глобализации. В развивающиеся
страны хлынул поток ценностей цивилизованного мира. Важная
компонента потока - промышленные технологии. Для развитых стран
трансфер технологий - это выгодное размещение капитала. Выгода
развивающихся стран - это приобщение к индустриальному пути
развития, наращивание промышленного производства, эффективное
использование трудового ресурса, повышение уровня жизни. Новая
технологическая среда, в которую погружается развивающийся мир,
требует все больше энергии.
Анализ статистики потребления энергии в мире показывает, что в
последние десятилетия в силу роста объемов энергетики развивающихся
стран наблюдается выравнивание душевого потребления энергии
в развитых и развивающихся странах. Динамика выравнивания
неминуемо ведет к необходимости увеличить в ближайшие десятилетия
глобальное производство энергии, как минимум, в два-три раза.
Процесс необратим. Решение проблемы требует поиска и освоения
новых энергетических ресурсов. Если мы не хотим потерять мир,
необходимо включать все возможные источники энергии в обеспечение
этого растущего спроса.
В поиске решения на первое место выходит вопрос о
располагаемом ресурсе того или иного источника энергии. Есть,
казалось бы, очевидное решение, которое заявлено рядом стран как
спасение - это возобновляемые источники: солнце, ветер, гидро,
приливы, биомасса... . Но, к сожалению, значительная материальная
емкость этих технологий и ряд других аспектов затрудняют достижение
требуемых темпов их освоения.
Атомная энергия не относится к категории возобновляемого
ресурса, но способность ядерных реакторов воспроизводить топливо из
сырья (уран и торий), объемы которого многократно превышают ресурс

исходного топлива, переводит ее в разряд практически неисчерпаемых
источников энергии.
На ближайшем этапе имеется достаточное количество ядерных
материалов для обеспечения потребностей ядерной энергетики в
топливе даже при работе в открытом топливном цикле. Однако в
дальнейшем она неизбежно столкнется с ограниченностью ресурсов
дешевого урана. Внедрением таких инновационных ядерных
технологий, как расширенное воспроизводства топлива в ядерном
реакторе на быстрых нейтронах и замыкание топливного цикла,
проблемы ресурсов ядерного топлива будут сняты.
Первичные энергетические ресурсы расходуются примерно в
равных долях для производства электроэнергии, для энергоснабжения
промышленности и коммунального сектора и на транспорте.
Атомная энергетика в настоящее время вырабатывает около 20%
мирового производства электроэнергии и предполагается дальнейшее
наращивание ее доли. Но в этой сфере она конкурирует с углем, для
которого ресурсные ограничения не столь существенны. Наибольшую
напряженность демонстрирует рынок топлива для транспорта и
коммунальных нужд, где, в основном, используются нефть и газ. Эту
напряженность не удается скомпенсировать адекватным развитием
сырьевой базы.
Завоевание атомной энергетикой области электроэнергетики
является только первым, наиболее простым шагом. Выработка
промышленного и отопительного тепла, участие атомной энергетики в
производстве моторного топлива и восстановителей является задачей
такого же масштаба, как электроэнергетика. В перспективе, возможно,
значительная часть транспорта будет использовать в виде топлива
не загрязняющий атмосферу, централизовано получаемый водород.
Развертывание крупномасштабной атомной энергетики для этих
целей позволит экономить нефть и газ для тех потребителей, где их
сложнее всего заменить. И хотя атомная энергетика до настоящего
времени не освоила эту сферу, принципиальная возможность
производить в реакторах высокотемпературное тепло открывает ей
этот инновационный путь. Это определение усиливается возможностью
производства водорода из воды с помощью высокотемпературных
ядерных реакторов. А водород - это энергетический ключ к
промышленным технологиям, транспорту, коммунальному сектору.

Таким образом, практическая неограниченность ядерных
топливных ресурсов и возможность наряду с электричеством
производить водород или другие удобные для потребителя энергоносители
нацеливают мир на новую волну крупномасштабного использования
атомной энергии. Решение этой проблемы стимулирует активное
развитие инновационных ядерных технологий.
Одним из важнейших инновационных направлений развития
атомной энергетики будущего станут высокотемпературные реакторы
и технологии использования их энергии. Освоение высоких температур
позволяет получить не только высокий КПД при производстве
электроэнергии, но и эффективно использовать реакторы для
получения водорода и моторного топлива, опреснения воды, для
других технологических процессов, в том числе, в коммунальном
секторе.
С развитием высокотемпературных реакторных технологий
появляется также возможность создавать для специального применения
ядерные реакторы с прямым преобразованием энергии, ядерные
ракетные двигатели с уникальной удельной тягой. Необходим как
можно более быстрый старт разработок этой техники.
Как говорится в обиходе, новое - это хорошо забытое старое.
Многие из разработок с использованием высокотемпературных
реакторов были опробованы на начальных этапах становления атомной
техники для военных, а затем и мирных приложений. В нашей стране
направление высокотемпературной ядерной энергетики развивалось
Курчатовским институтом в содружестве с исследовательскими
и технологическими институтами, конструкторскими бюро,
промышленными комбинатами Средмаша, многих других
Министерств и Академии наук. У истоков разработки объектов с
высокотемпературными реакторами стояли выдающиеся ученые
И.В. Курчатов, А.П. Александров, A.M. Люлька, С.А. Лавочкин,
А.Н. Туполев, СМ. Королев, В.П. Глушко, В.М. Мясищев,
М.В. Келдыш, Н.А. Доллежаль, А.А. Бочвар, А.И. Лейпунский,
Н.Д. Кузнецов и многие другие.
Сделано много. Проработаны пилотируемые и беспилотные
атомные самолеты; прямоточные и турбореактивные ядерные
двигатели; реакторы с нагревом воздуха или с промежуточным
контуром с жидким металлом или инертным газом; реакторы на
тепловых и быстрых нейтронах; керамические тепловыделяющие

элементы и тепловыделяющие элементы в металлических оболочках.
Созданы опытные реакторы и ядерные ракетные двигатели,
космические реакторы с термоэмиссионными и термоэлектрическими
преобразователями. Опыт авиационных и ракетных реакторов был
использован в проектах высокотемпературных гелиевых реакторов
для электроэнергетики и промышленных технологий. Проектно-
конструкторские работы сопровождались экспериментально- стендовой
отработкой технических решений и основного оборудования. С этой
целью в институтах и конструкторских бюро создана лабораторная
и стендовая база.
Особое внимание уделялось исследованиям, разработке и
испытаниям керамических тепловыделяющих элементов, которые
использовались для нагрева до сверх высоких температур воздуха,
водорода, гелия. Малогабаритность, высокая энергетическая
напряженность и быстрая динамика этих реакторов требовали повышенной
точности предсказания нейтронно-физических, термогидравлических
и термопрочностных параметров и процессов. Пригодность этих
установок для использования в летательных аппаратах определялась
возможностью создать компактную гамма-нейтронную защиту и
обеспечить радиационную безопасность.
Колоссальный объем результатов исследований и разработок
имеет неоценимое значение в предстоящей работе по созданию
новых ядерных технологий, востребованных ныне и необходимых
для ближней и отдаленной перспективы. К сожалению, на раннем
этапе активное использование этой информации затруднялось
секретными ограничениями, а в дальнейшем к этим ограничениям
прибавлялись естественные причины. Все это подтолкнуло нас к работе
по обобщению и опубликованию наиболее интересной и полезной для
использования в нынешних разработках информации в виде серии
изданий. Серия посвящена физико-техническим проблемам ядерной
энергетики, в разрешении которых активно трудился Сектор №6 и
далее Отделение высокотемпературной энергетики Курчатовского
института. В эту серию включаются работы по высокотемпературной
ядерной энергетике, системному анализу энергетики, физике и технике
высокотемпературных реакторов различного назначения, атомно-
водородной энергетике, высокотемпературным ядерным материалам
и топливу, физике процессов в термоэмиссионном преобразователе,
моделированию поведения ядерных материалов и др., а также

работы по реабилитации территорий, загрязненных радиоактивными
веществами, даны результаты работ по нераспространению и
физической защите ядерных материалов. В каждой книге на основе
и со ссылкой на опубликованные материалы суммируются имеющиеся
по этому направлению результаты. Естественно, предлагаемые в серии
публикации не исчерпывают накопленного объема информации и
следует надеяться, что полезность издания стимулирует продолжение
серии и будут опубликованы результаты работ по ядерной и
радиационной безопасности, поведению материалов под облучением,
физике радиационной защиты, поведению продуктов деления в
высокотемпературном топливе, диспозиции ядерных материалов и
многие другие, информация по которым пылится в хранилищах.
Представленная здесь книга содержит результаты разработок,
выполненных с участием Курчатовского института, уникальных
высокотемпературных ядерных энергетических установок
различного назначения: для летательных аппаратов (атомный самолет,
ядерная ракета), для космических аппаратов (ядерно-энергетические
установки с термоэлектрическим и термоэмиссионным реакторами-
преобразователями), для высокотемпературной атомной и водородной
энергетики (высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы). Дано
описание установок и экспериментальной базы: ядерно-энергетические
стенды, критические сборки, моделирующие устройства, тренажеры
и лабораторные приборы.
Книга составлена специалистами Курчатовского института
на основе обобщения результатов исследований.
Н.Н. Пономарев-Степной
Академик РАН
Почетный вице президент РНЦ «Курчатовский институт»

1. Ядерные установки для энергетики
и промышленности и атомные летательные
аппараты
Сост.: Н.Н. Пономарев-Степной, Н.Е. Кухаркин, В.А. Усов
Введение
После длительной стагнации в последние годы в мире явно
проявляется подъем интереса к развитию атомной энергетики. На
Саммите тысячелетия в 2000 г. Президент Российской Федерации
В.В. Путин выступил с инициативой развивать ядерную энергетику для
обеспечения устойчивого развития человечества. В США в 2005 году,
принята новая энергетическая политика, в которой атомная энергетика
признана одной из основных линий развития энергетики. К 2008
году намерения о строительстве новых АЭС обнародованы почти
в 40 странах мира, в том числе в Западной Европе, Азии, Африке,
Северной Америке.
В мире растёт понимание необходимости создания новых
инновационных ядерных технологий для широкомасштабного развития
энергетики XXI века. Среди таких технологий рассматриваются
высокотемпературные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.
Высокотемпературные реакторы, наряду с такими уникальными
показателями ядерной энергетики как высокая энергоемкость топлива и
возможность его воспроизводства, могут производить энергию с высоким
температурным потенциалом. Освоение высоких температур позволяет
получить не только высокий КПД АЭС, но и эффективно использовать
тепло, вырабатываемое реакторами, в технологических процессах,
таких как получение водорода, металлургия, нефтепереработка,
газификация и сжижение угля, опреснение морской воды и др. Освоение
высокотемпературных ядерных реакторов позволит также создавать
ракетные двигатели с уникальной удельной тягой и бортовые ядерно-
энергетические установки с прямым преобразованием энергии для
питания электрореактивных двигателей и аппаратуры космических
кораблей. К тому же, повышение КПД на электростанциях способствует

более эффективному использованию энергоресурсов и снижает вредное
воздействие электроэнергетики на природную среду.
Но, как говорится, новое - это хорошо забытое старое.
Действительно, буквально с самого начала работ по освоению
ядерной энергии (конец 40-гг. XX века) в СССР была осознана
перспективность высокотемпературных реакторов и начаты разработки
этого направления для военных и мирных целей. Ниже сделана
попытка систематизировать все то, что было сделано в нашей
стране по разработке высокотемпературных реакторов, по оценке их
потенциальных преимуществ и того, что они могут дать обществу.
1.1. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Шестьдесят лет назад в разрушенной войной стране, отдавшей
все силы борьбе с фашизмом, приступили к решению сложнейшей
научно-технической проблемы - овладению ядерной энергией.
В декабре 1946 года в Москве в институте ЛИП АН, ныне РНЦ
«Курчатовский институт», был пушен первый на Евроазиатском
континенте ядерный реактор Ф-1. Спустя полтора года на Урале
вошел в строй промышленный реактор для производства оружейного
плутония, а в августе 1949 года испытана атомная бомба.
Уже в 1947 году начинается поиск путей использования реакторов
не только для оборонных, но и мирных целей. Их применение
рассматривалось в трёх средах: земля, воздух, вода, а позднее в
четвертой - в космосе. В каждой из сред интересно было исследовать
потенциал применения, взвесить все «за» и «против». В 1947-1948 годах
возникли первые предложения по использованию высокотемпературных
реакторов с гелиевым теплоносителем (ВТГР) для АЭС, судовых
двигателей, для авиации. В 1948-1949 годах началось проектирование
исследовательского реактора и атомной электростанции. В 1949
году под научным руководством А.П. Александрова разработано
расширенное техническое задание на установку Г(А-65) «Шарик»
- гелиевый реактор (рис. 1.1).
С начала 60-х годов научный руководитель атомного комплекса
страны А.П. Александров стимулирует и организует системный анализ
развития атомной энергетики. На основе анализа потребностей в
энергии, структуры энергопотребления, топливных балансов и ресурсов
топлива формулируется стратегия долгосрочного развития атомной

энергетики, определяется ее место в энергетике страны и мира, а также
структура крупномасштабной атомной энергетики будущего.
Рис. 1.1. Расширенное техническое задание на установку Г(А-65)
«Шарик»
Из анализа ресурсов ископаемого топлива и региональной
неравномерности его распределения сделан вывод [1]: «... открытие
наукой ядерной и термоядерной энергии, освоение которой в
военных целях создало угрозу самому существованию человечества,
в настоящее время может явиться фактором, резко ослабляющим
борьбу за ресурсы, фактором длительного ослабления международной
напряженности. ... Особенности атомной энергетики позволяют
построить такой путь использования ресурсов ядерного горючего,
при котором масштаб энергетики не ограничивается и любой дефицит
топливного баланса может быть покрыт природными и искусственными
запасами ядерного горючего.» и «... чтобы открыть перспективу
развития действительно крупномасштабной ядерной энергетики

будущего века, необходимо, чтобы бридеры путем наработки
плутония не только обеспечивали строительство новых бридеров
в темпе, необходимом для страны в соответствии со скоростью
ее промышленного развития, делящимся веществом, но и чтобы
они обеспечивали производство добавочного количества плутония
для загрузки реакторов на тепловых нейтронах, потребляющих
отвальный уран и торий». Предлагалась многокомпонентная структура
атомной энергетики: «...завоевание атомной энергетикой области
электроэнергетики является только первым, наиболее простым
шагом. Выработка промышленного и отопительного тепла, участие
атомной энергетики в производстве восстановителей ... является
задачей такого же масштаба, как электроэнергетика. ... Развертывание
крупномасштабной атомной энергетики для разных целей: производство
электроэнергии, производство тепла для промышленных целей и
отопления городов, тепло- и энергоснабжение металлургической
промышленности и получение восстановителей для нее,
энерготеплоснабжение многих видов химической промышленности, а также
различных видов радиационной стимуляции химических производств
позволит экономить нефть и газ для тех целей, где их сложнее всего
заменить. ... Впоследствии, возможно, значительная часть автономного
транспорта будет использовать в виде топлива не загрязняющий
атмосферу, централизовано получаемый водород...». И, наконец,
осознавая опасность образования колоссального количества
радиоактивных отходов, ставился вопрос о «выжигании» некоторых
опасных радиоактивных изотопов в высокопоточных реакторах и
связывание радиоактивных газов криптона и ксенона в твердые
соединения. «Ядерная энергетика крупных масштабов, покрывающая
подавляющую часть энергопотребления всех видов, явится величайшим
благом для человечества и решит целый ряд острых проблем». Таким
образом, была предложена многокомпонентная структура атомной
энергетики, включающая замкнутый топливный цикл с расширенным
воспроизводством топлива в реакторах-бридерах, использование
избыточного топлива, нарабатываемого бридерами, в тепловых
реакторах, расширение областей использования ядерной энергии
помимо электричества и, наконец, выжигание опасных радиоактивных
изотопов в специальных высокопоточных реакторах.
Активно ратуя за развитие атомной энергетики, специалисты
Курчатовского института неоднократно возвращались к идее

высокотемпературных реакторов для расширения областей
использования ядерной энергии [2]. В работе [3] (1978 год) показано:
«Развертывание крупномасштабной атомной энергетики (для
производства электроэнергии и тепла для промышленности и отопления
городов, тепло- и энергоснабжения металлургического производства
и получения восстановителей для него, тепло и энергоснабжение
многих видов химической промышленности, а также различных видов
радиационной стимуляции химических процессов) позволит вытеснить
более дорогой уголь, экономить нефть и газ в тех производствах,
где их сложнее заменить. Возможно, значительная часть автономных
средств транспорта будет потреблять в виде топлива централизованно
получаемый водород, не загрязняющий атмосферу. Получение
водорода - одна из важнейших перспектив ядерной энергетики.
Естественно, что для успешного внедрения в новые области
экономики ядерная энергетика должна технически измениться.
Если задачи теплофикации городов могут быть выгодно решены
применением легководных реакторов существующих типов, то
черная металлургия, химическая промышленность, производство
водорода требует особого подхода, поскольку для них необходима
температура около 1000 °С. Уже много лет в СССР и других странах
ведутся работы по созданию высокотемпературных реакторов с
гелиевым теплоносителем, реально осуществлены активные зоны в
экспериментальных реакторах с рабочей температурой выходящих
газов около 900 °С. Возможность использования этих реакторов для
получения одновременно электроэнергии и высокопотенциального
тепла обеспечит их высокую рентабельность.
Конечно, в этом направлении еще много нерешенных сложных
проблем... Но сделано много, принципиально неразрешимых проблем
нет».
К концу 70-х годов в СССР были разработаны технические
проекты ряда реакторов ВТГР, в том числе [4]:
- опытно-промышленный ВГР-50
(электрическая мощность 50 МВт);
- опытно-промышленный ВГ-400
(электрическая мощность 400 МВт);
- установки модульного типа ВГМ 200
(тепловая мощность 200 МВт);

- проектные разработки МВГР-ГТ
(тепловая мощность 200 МВт);
- концептуальный проект ВТГР-10 для энергетической
установки малой мощности (2x10 МВт (тепл.)).
Эти установки предназначались для производства электроэнергии
и тепла для технологических процессов. В первых проектах для
производства электроэнергии предполагалось использование паровой
турбины с высокими параметрами пара. В более позднем проекте
МВГР-ГТ рассматривалось использование газотурбинной установки
замкнутого цикла.
Среди проектов энерготехнологических комплексов наиболее
глубоко проработан процесс получения водорода паровой
конверсией метана. Один из проектов (ВГР-50) предусматривал
наряду с производством электроэнергии использовать радиационную
энергию продуктов деления для стимуляции химических процессов
получения полимерных материалов. С этой целью был спроектирован
специальный контур для циркуляции шаровых твэлов.
Разработанные проекты реакторов имели широкий диапазон
мощностей, модульные и блочные конструкции, металлические и
бетонные корпуса. Проектно-конструкторские работы сопровождались
экспериментально-стендовой отработкой технических решений и
основного оборудования. С этой целью в ряде научно исследовательских
институтов (НИИ) и конструкторских бюро (КБ) была создана
лабораторная и стендовая базы. Особое внимание уделялось
исследованиям, разработке и испытаниям шаровых тепловыделяющих
элементов (твэлов) на основе микротоплива (керны из диоксида
урана с многослойными покрытиями из пиролитического углерода и
карбида кремния), размещаемого в графитовой матрице. На опытно-
промышленных установках было изготовлено около ста тысяч шаровых
твэлов.
В 70-е годы прогнозировались высокие темпы развития ядерной
энергетики, что требовало решения проблемы расширенного
воспроизводства топлива с использованием реакторов-бридеров с
минимальным временем удвоения топлива, в частности, гелиевых
бридеров. В быстрых гелиевых реакторах-размножителях возможно
получение более высокого коэффициента воспроизводства по сравнению
с натриевыми реакторами, что создает благоприятные условия для
достижения малого времени удвоения топлива (5 лет) и решает проблему

топливной базы для длительного развития ядерной энергетики [2].
Выполнены проекты реакторов модульной и блочной концепции. В
модульной концепции использовался высоконапряженный реактор
малой электрической мощностью 100 МВт, при этом АЭС должна
состоять из 12 модулей. В блочной концепции использовался реактор
большой электрической мощности 1200 МВт. Была разработана
конструкции опытного реактора-бридера с гелиевым охлаждением
БГР-300 электрической мощностью 300 МВт.
Исследования подтвердили вывод о том, что
«высокотемпературные тепловые гелиевые реакторы и гелиевые реакторы-
бридеры смогут лучше удовлетворить потребности в энергии в
будущем» [2].
Авария на ЧАЭС в 1986 г. и политические перемены последнего
десятилетия XX века в стране изменили планы развития ядерной
энергетики. На долгие годы приостановились работы по инновационным
проектам. Однако необходимость продолжения разработок в последние
годы признаётся во многих странах мира. Исследования по ВТГР и
БГР возобновлены во многих странах мира, в том числе во Франции,
Японии, США.
1.2. Атомные летательные аппараты
Пожалуй, наиболее ярко особенности ядерной энергии, ее «за»
и «против», проявились при решении проблемы использования
реакторов в атомных летательных аппаратах - самолетах, ракетах и
космических аппаратах [5]. Высокая энергоемкость ядерного топлива
создает предпосылки практически неограниченной дальности полета
самолета и длительности работы энергетической установки в космосе.
Высокие температуры позволяют получить недостижимые для обычных
топливных смесей импульсы тяги ракетных и авиационных двигателей,
а в случае космического применения реакторов обеспечивают
приемлемые размеры холодильника-излучателя. Однако жесткие
весовые ограничения, предъявляемые к энергетическим установкам
самолетов, ракет и спутников, трудно сочетаются с тяжелой
радиационной защитой ядерной установки. Значительную проблему
представляет обеспечение радиационной безопасности экипажа и
окружающей среды, особенно, при аварийных ситуациях.

Атомные самолеты [5, 6]. В начале июня 1952 года
А.П. Александров, базируясь на первых оценках, выполненных в
секторе № б1 ЛИПАНа, формулирует основные проблемы создания
атомного самолета: «Наши знания в области атомных реакторов
позволяют поставить вопрос о создании в ближайшие годы двигателей
на атомной энергии, применимых для ... тяжелых самолетов.
...Основной задачей здесь является создание собственно реактора с
воздушным охлаждением с возможно более высокой температурой
выходящих газов (температура стенки порядка до 1300 °С, температура
газа порядка до 1000 °С). ... Атомный реактор для тяжелого самолета
имеет конечной целью разработку турбореактивного агрегата с
воздушным охлаждением и защитой от излучения, обеспечивающей
возможность работы персонала атомного самолета».
В работу включились многие НИИ, знаменитые КБ, испытательные
полигоны, созвездие крупнейших ученых, конструкторов, технологов:
И.В. Курчатов, А.П. Александров, А.Н. Туполев, М.В. Келдыш,
СП. Королев, Н.Д. Кузнецов, С.А. Лавочкин, A.M. Люлька,
А.А. Бочвар, А.И. Лейпунский, В.М. Мясищев и др. Прорабатывались
пилотируемые (ПАС) и беспилотные (КАР) самолеты; прямоточные и
турбореактивные двигатели; реакторы с прямым нагревом воздуха или
с промежуточным контуром с жидким металлом или инертным газом
(гелий, ксенон, аргон), которые в теплообменнике передают тепло
воздуху; реакторы на тепловых и быстрых нейтронах; керамические
твэлы и твэлы в металлических оболочках.
Одной из первых разработок стал проект сверхзвукового
беспилотного самолета - крылатой атомной ракеты (КАР) с
прямоточным двигателем, нагрев воздуха в котором осуществляется
в высокотемпературном керамическом реакторе, земенившем камеру
сгорания (рис. 1.2).
Прообразом КАР явились разработки крылатых ракет
С.А. Лавочкина. Он же взялся и за проектирование КАР,
а конструктором двигателя стал A.M. Люлька. В его КБ под научным
руководством ЛИПАНа был разработан проект реактора МТ-35,
наземные испытания которого намечалось провести на стенде Ц-14
экспериментальной базы ЦИАМ в Тураево. На основе исследований
и технологических разработок, проведенных в секторе № 6, было
' В настоящее время Отделение высокотемпературной энергетики (ОтВЭ)
ИЯР (Институт ядерных реакторов) РНЦ «Курчатовский институт».

налажено производство керамических тепловыделяющих элементов в
Усть-Каменогорске. В ЛИПАНе (сектор № 6) был сооружен горячий
нейтронно-физический стенд ФР-100, на котором могли исследоваться
характеристики реакторов КАР и, впоследствии, ПАС.
Использование атомного двигателя обеспечивало неограниченную
дальность полета КАР. Для управления полетом создавалась система
астронавигации. Отсутствие экипажа давало возможность ограничиться
защитой от излучений только приборного отсека. Радиационная
стойкость материалов и оборудования ракеты широко исследовалась
и обосновывалась в различных секторах и лабораториях ЛИПАН
(секторы №№ 1, 8, Горячая лаборатория). За этими исследованиями
пристально следил И.В. Курчатов.
Работы были близки к завершению, но как и обычные крылатые
ракеты С.А. Лавочкина, они конкурировали с разработками
баллистических ракет. После успешных запусков «Королёвских»
ракет предпочтение было отдано баллистическим ракетам.
Проектирование пилотируемого атомного самолета (ПАС)
было поручено КБ В.М. Мясищева, создавшему к тому времени
оригинальную конструкцию сверохзвукового бамбардировщика.
Основой конструкции реактора ПАС стали те же керамические
тепловыделяющие элементы, которые создавались для КАРов.
Важнейшей задачей, безусловно, оставалась защита экипажа от
излучений. Даже при условии получения за полет дозы 50 бэр, вес
защиты становился значительным.
От решения проблем радиационной защиты зависело быть или
не быть атомному самолету. Теоретические и экспериментальные
исследования на наземных стендах позволили подобрать материалы
защиты от нейтронного и гамма излучений, определить их оптимальное
размещение на самолете. Из-за весовых ограничений создание полной
круговой защиты реактора было невозможно. Поэтому была выбрана
профилированная защита реактора и кабины экипажа. Возникала
необходимость детального изучения рассеяния излучения в воздухе
и конструкциями самолета.
И.В. Курчатов, А.П. Александров и А.Н. Туполев пришли к
соглашению о создании летающей атомной лаборатории на основе
самолета Ту-95. В декабре 1955 года для создания реактора к
работам присоединился коллектив КБ двигателей, возглавляемый
Н.Д. Кузнецовым. Работа закипела. Быстро решались сложные и

новые для специалистов КБ вопросы. Одновременно им приходилось
познавать азы радиационной физики, а свойственная им техническая и
технологическая культура позволяла безошибочно решать сложнейшие
атомные задачи. В результате был создан наземный стенд и Летающая
атомная лаборатория (в обиходе «Ласточка») (Рис. 1.2).
Рис. 1.2. Атомные летательные аппараты
Вверху - летающая атомная лаборатория на базе самолёта ТУ-95.
Внизу - крылатая атомная ракета
Исследования и разработки показали возможность создания
атомного самолета с практически неограниченной дальностью и
временем полета. Разработчики шутили, что Земля для него мала.
Однако эти работы в СССР (как и в США) были прекращены. В
последующие годы несколько раз пытались продолжить эти разработки,
но атомный самолёт так и не был создан. Не удалось найти путей
решения проблемы безопасности при падении и тяжелых авариях;
проблемы, которая в начале пути, когда гремели испытательные
атомные взрывы, казалась не столь существенной и уж, во всяком
случае, преодолимой.
Ядерная ракета [5-7]. Принципиальным преимуществом ядерного
ракетного двигателя (ЯРД) по сравнению с жидкотопливным (ЖРД)
является возможность обеспечить высокую удельную тягу двигателя,
т.к. используется однокомпонентное рабочее тело с минимальным

молекулярным весом. Так, при использовании в качестве рабочего
тела водорода и нагреве его в реакторе до 3000 °К удельный импульс
ЯРД будет вдвое выше удельного импульса обычного химического
ЖРД.
Широко известна фотография «Три К» (рис. 1.3), которая была
сделана в ЛИПАНе на одном из первых обсуждений работ по созданию
ЯРД. Игорь Васильевич пригласил весь цвет атомной, авиационной и
космической науки и техники, отвесил земной поклон СП. Королеву в
благодарность за запущенный первый в мире искусственный спутник
Земли, после чего был заслушан доклад В.М. Иевлева, сотрудника
института, руководимого М.В. Келдышем, о ядерных ракетах. На
последующих встречах обсуждались схемы двигателей с твердофазным
(схема А) и газофазным (схема В) реакторами.
Рис. 1.3. «Три К»: СП. Королев, И.В. Курчатов, М.В. Келдыш
на встрече в ЛИПАНе
В пятидесятые годы в Советском Союзе поисковые работы
привели к обоснованию идеи создания ЯРД. Объединение усилий
коллективов и придание работам официального статуса произошло
летом 1958 года после выхода соответствующего постановления
правительства. Научными руководителями разработки ЯРД были
назначены научные организации ИАЭ (Александров А.П.), НИИ-1
(Иевлев В.М.) и ФЭИ (Лейпунский А.И.), а конструкторами - КБ,
руководимые Глушко В.П. и Бондарюком М.М.

В СССР была выбрана гетерогенная схема активной зоны
в отличие от принятой в американской программе концепции
гомогенного реактора. Гетерогенная концепция активной зоны имеет
ряд существенных преимуществ перед гомогенной:
• основным элементом конструкции является
тепловыделяющая сборка-модуль, что позволяет создать
реакторы разной размерности; тем самым упрощается
и удешевляется технологическая и экспериментальная
отработка;
• гетерогенная структура позволяет снизить температуру
замедлителя, следовательно, допускает возможность
использовать высокоэффективные замедляющие материалы,
в том числе водородосодержащие, что позволяет создать
реактор малого размера;
• испытания одной или нескольких тепловыделяющих сборок
(ТВС) могут быть проведены в составе высоконадежных
исследовательских реакторов, что несравненно безопаснее и
дешевле, чем испытания полноразмерного реактора;
• решаются проблемы физического (например, за счет
изменения концентрации топлива) и гидравлического
профилирования активной зоны.
Принятая конструкция позволила проводить экспериментальную
отработку реактора поэлементно (ТВС, замедлитель, отражатель,
корпус и т.д.) с подтверждением требуемого уровня надежности.
При этом для реактора в сборе необходимы были лишь контрольные
испытания или испытания по укороченной программе с целью
определения взаимного влияния отдельно отработанных узлов.
Реакторы ЯРД существенно отличаются от реакторов других
типов. Основное требование к ним - минимально возможные
габариты и масса. Из него вытекает необходимость большой
энергонапряженности в единице объема активной зоны (на порядки
выше, чем в других реакторах). Реакторы ЯРД работают при
высоких (до нескольких миллионов киловатт) уровнях мощности и
потоков тепловых нейтронов (~1015 н/см2с). Это осложняет выбор
конструкционных материалов. Переход с одного уровня мощности на
другой, в том числе с физического уровня на номинальный, должен
происходить быстро (за доли минут). Было создано несколько моделей
ЯРД (рис. 1.4).

Рис. 1.4. Реакторы, созданные по программе ЯРД
Слева - продольное сечение реактора ЯРД
В центре - модель ЯРД
Справа - реактивная струя (~40 м) при пуске прототипного
реактора ЯРД
Для испытания ТВС таких реакторов необходимы были
температуры и удельные нагрузки, в десятки раз превосходившие
освоенные для наземных систем. Поэтому были сооружены специальные
стенды, и главные среди них - три реакторо-стендовых комплекса
для отработки элементов в условиях, соответствующих штатным
параметрам эксплуатации ЯРД.
В 1957 году возникает идея, которой загорелся И.В. Курчатов,
- создать импульсный графитовый реактор (ИГР). Игорь Васильевич,
перенесший к этому времени два инфаркта, называл этот реактор
ДОУД-32. «Представляется важным изучение физических процессов
в атомных реакторах при очень больших скоростях наращивания
мощности. ...Большая плотность нейтронов позволит проводить
важные физические исследования, в том числе пробные опыты с
тепловыделяющими элементами для ракет с атомными двигателями»
- писали в правительственные органы Е.П. Славский и И.В. Курчатов
в конце 1957 года. В 1960 году на стендовой базе Семипалатинского
полигона такой реактор был пущен и на нем выполнены уникальные
испытания ТВС ЯРД до температуры водорода 3100 °К (рис. 1.5).
- Намёк па возможность третьего удара.

Активная зона реактора состояла из графитовых блоков, пропитанных
ураном, а отражатель - из чистых графитовых блоков. Металлические
детали в зоне и в отражателе отсутствовали. Благодаря большой
массе графита, возможности нагрева до -1000 °К за время импульса и
малому сечению захвата тепловых нейтронов графита обеспечивался
высокий интегральный поток нейтронов (4-1016 н/см2). До сих пор
реактор ИГР остается самым высокопоточным импульсным реактором
в мире. Длительность импульса варьируется от долей до сотни секунд.
Центральный экспериментальный канал имеет диаметр 290 мм, что
позволило проводить петлевые испытания полноразмерных ТВС ЯРД
и других крупномасштабных образцов.
Технические характеристики реактора ИГР:
Плотность потока тепловых нейтронов, н/см2-с
Флюенс тепловых нейтронов, н/см2
Полуширина импульса минимальная, с
Внутренний диаметр/длина центрального
экспериментального канала, м
7x1016
3,7x1016
0,12
0,228/3,825
Реактор ИГР «трудится» и по настоящее время. Его уникальные
свойства позволяют испытывать ТВС реакторов ВВЭР в условиях
тяжелых реактивностных аварий.
Успехи работ на реакторе ИГР подтолкнули к следующим
этапам отработки реакторов ЯРД. Было предложено соорудить
реактор и стенд для испытаний твэлов и ТВС. 5 февраля 1965 года
А.П.Александров утвердил техническое задание на реактор ИВП.
Активная зона реактора, разработанного специалистами ИАЭ,
НИКИЭТа и ПНИТИ, формировалась из ТВС реакторов ЯРД, а
параметры работы соответствовали параметрам работы реактора ЯРД.
В центре активной зоны располагался петлевой канал диаметром 164
мм, позволявший размещать фрагменты реактора ЯРД, включавшие от
1 до 7 ТВС. Использование бериллиевого элемента вокруг петлевого
канала позволило создать в нем всплеск потока нейтронов, в два раза
превышающий средний поток по активной зоне. Такая конфигурация
давала возможность осуществлять групповые (30 шт.) и петлевые
испытания ТВС при различных температурах и энергетических
параметрах.

Рис. 1.5. Разрез реактора ИГР
КБ Химавтоматики (КБХА), НИИ тепловых процессов
(НИИТП), ФЭИ и ПНИТИ создали стендовый вариант реактора
ЯРД минимальных размеров - реактор ИРГИТ (рис. 1.6). В отличие
от летного стендовый вариант был снабжён системой расхолаживания
реактора газообразным водородом и азотом, укороченным соплом,
дополнительной радиационной и аварийной защитой. Основу ТВС
всех разрабатываемых реакторов ЯРД составляли нагревные секции
из стержневых спиральновитых пластинчатых твэлов с поперечным
сечением по окружности 2 мм. Такая конструкция нагревного
блока обеспечивает самодистанционирование твэлов и позволяет
осуществлять требуемое из условий профилирования распределение
урана по объему активной зоны. Керамические материалы (карбидные
и карбонитридные композиции урана, ниобия, циркония) стали
главными материалами всех узлов ТВС, твэлов, теплоизоляции, силовых
элементов конструкции, сопел. Варьирование состава, структуры

и физического состояния керамических материалов позволило
обеспечить потребности практически всех высокотемпературных
элементов ЯРД.
Рис. 1. б. Реактор ИРГИТ на стапеле испытательного стенда
Центра Келдыша
При испытаниях на ИРГ, ИВГ1 и ИРГИТе были получены
важные результаты. При динамических испытаниях на реакторе ИРГ
плотность тепловьщеления в твэлах достигала 30 кВт/см3, температура
и скорость нагрева водорода - до 3100 °К и 1000 °К/с соответственно.
Многие образцы испытывались многократно, время одного цикла
варьировалось от 5 до 100 с. Ресурсные испытания на реакторе
ИВГ1 были проведены почти на 300 ТВС более 10 модификаций.
Плотность тепловыделения в твэлах достигала 20 кВт/см3, температура
и скорость нагрева водорода - до 3100 °К и 1500 °К/с, соответственно,
время одиночного испытания - 500 с, а суммарное время испытаний
многих ТВС - 4000 с. Реактор ИРГИТ достиг мощности 90 МВт, а
температура водорода составила 3000 °К. В США было разработано
и испытано более десяти полноразмерных реакторов, однако на этих
объектах были получены более скромные параметры.
Таким образом, ТВС реактора ЯРД прошли полный цикл
экспериментальной наземной отработки. На стендах и в
исследовательских реакторах в полном объеме была проведена отработка
и других систем реактора.
Для комплексных исследований агрегатов (кроме реактора) и
процессов ЯРД на натурном рабочем теле при натурном массовом

расходе, давлении и температуре был создан «холодный» двигатель
и проведено более 250 испытаний на жидководородном стенде.
Достигнутая наработка турбонасосных агрегатов втрое превысила
требуемый ресурс ЯРД (3600 с). Подогрев водорода, идущего на
турбины агрегатов, осуществлялся за счёт энергии, выделяемой в
газогенераторах при сгорании водорода в кислороде.
Путь к созданию ЯРД был практически открыт. Выполненные
НИОКР позволили успешно провести проектирование ЯРД тягой 40 т
(КБХА, НИИТП, ИАЭ) и ЯРД других параметров, а также предложить
и обосновать ряд концепций мощных ядерных энергодвигательных
установок на основе технологии ЯРД, которые наряду с двигательными
импульсами могут вырабатывать электроэнергию мегаваттного уровня
мощности.
1.3. Космические ядерные установки и электрические
двигатели
После успешного запуска первого спутника Земли и полёта
первого космонавта в Советском Союзе были намечены более
сложные задачи по исследованию космоса. Начали думать о больших
долговременных орбитальных станциях, о производстве уникальных
материалов в космосе, о непосредственном телевещании, о больших
информационных и навигационных спутниках, об экспедициях к
планетам Солнечной системы и пр. Требования к источникам энергии
в этих задачах возрастали, и становилось ясно, что их решение
(большие мощности и энергозатраты) могут обеспечить только
ядерные установки, вырабатывающие электроэнергию или тягу, или
и то и другое.
Особенности работы энергоустановки в космических условиях,
такие как необслуживаемость, высокая стоимость запуска, сброс тепла
излучением, требовали от ядерной установки высокой надежности,
большой энергонапряженности, компактности, высокого уровня
температур.
В начале 60-х годов в Советском Союзе на предприятиях
Министерства среднего машиностроения были развернуты работы
по прямому преобразованию тепловой энергии ядерного реактора в
электрическую для космических применений. Прямое преобразование
тепловой энергии в электрическую принципиально упрощает

схему энергетической установки, исключает промежуточные этапы
превращения энергии и позволяет создать более компактные и легкие
энергетические установки в диапазоне электрических мощностей от
единиц до нескольких сотен киловатт [5-8].
Статичность процесса прямого преобразования удачно
сочетается со статичным характером выделения энергии в ядерном
реакторе. «Ружье», которое зарядил А.Ф. Иоффе (термоэлектрические
генераторы) еще задолго до второй мировой войны, должно было
выстрелить. И это произошло. В августе 1961 года А.П. Александров
утвердил отчет: «Основные характеристики реакторных установок
с термоэлектрическими генераторами и термоэмиссионными
преобразователями электрической мощностью 0,5-5,0 кВт».
Термоэлектрические преобразователи. На основе предложений
ИАЭ правительством было принято решение о создании и проведении
ядерных энергетических испытаний малогабаритной космической
электростанции с прямым преобразованием тепловой энергии в
электрическую, получившей название реактор-преобразователь
«Ромашка» [9]. Реактор был спроектирован и сооружен в ИАЭ, в
кооперации с Сухумским физико-техническим институтом (СФТИ),
Подольским научно-исследовательским технологическим институтом
(ПНИТИ) и Харьковским физико-техническим институтом (ХФТИ).
В «Ромашке» в одном агрегате объединены высокотемпературный
реактор и термоэлектрические полупроводниковые преобразователи.
В нем отсутствуют какие-либо движущиеся элементы, как для
преобразования энергии, так и для переноса тепла. Реактор-
преобразователь был введён в действие 14 августа 1964 года и
проработал непрерывно ~15тыс. часов, (рис. 1.7). «Ромашкой» заин-
тереовались. В январе 1964 года Анатолий Петрович пригласил
ознакомиться с этой разработкой СП. Королева, М.В. Келдыша,
A.M. Люльку и др. СП. Королев загорелся идеей поставить «Ромашку»
на спутник. Главный теоретик космических работ М.В. Келдыш
проявлял скептицизм. Сергей Павлович настойчиво требовал, но ставил
условие - работать быстро: «Буду топтать!» - предупреждал он.
К сожалению, болезнь, и скорая кончина не позволили Сергею
Павловичу реализовать эту его мечту.

Рис. 1.7. Реактор-преобразователь «Ромашка»
Примерно в это же время в ФЭИ, КБ, возглавляемом
М.М. Бондарюком, СФТИ и НИИТе были развернуты работы
по созданию космической ядерной термоэлектрической установки
«БУК» на основе реактора на быстрых нейтронах и вынесенного
термоэлектрического преобразователя. Эти работы были продолжены
затем в НПО «Красная Звезда». Установки «БУК» с начала 70-х
годов работали в составе космических аппаратов серии «Космос»
на низких околоземных орбитах (около 300 км) для спутников
морской радиолокационной разведки (рис. 1.8). В 1970-1988 годах
был произведен 31 запуск этих аппаратов.
Спутники "Космос-1176,1932
Рис. 1.8. Общий вид установки «БУК»
Термоэмиссионные преобразователи. Успешное испытание
реактора-преобразователя «Ромашка» вдохновили специалистов
ИАЭ на проработку ряда модификаций, в том числе реактора-

преобразователя с термоэмиссионными элементами. Термоэмиссионные
реакторы-преобразователи обладают более высоким КПД, более
компактны и позволяют форсирование мощности в более широких
пределах, чем термоэлектрические, из-за более высоких рабочих
температур. Эти аспекты делали их подходящими кандидатами для
энергообеспечения перспективных космических задач.
Основой конструкции ядерной термоэмиссионной установки
является реактор-преобразователь, в активной зоне которого
размещены термоэмиссионные электрогенерирующие каналы (ЭГК).
Таким образом в едином агрегате теплота генерируется и преобразуется
в электроэнергию. Для реакторов-преобразователей разрабатывались
ЭГК цилиндрического типа в двух вариантах - одноэлементные
и многоэлементные. В НПО «Красная Звезда» и ФЭИ работали
над установкой с многоэлементными ЭГК («Топаз»), а в ЦКБМ,
ИАЭ, ПНИТИ и СФТИ - над установкой с одноэлементными ЭГК
(«Енисей»).
В 1970-1973 годах были созданы и впервые в мире прошли
энергетические испытания три прототипа термоэмиссионного
реактора-преобразователя с многоэлементными ЭГК (рис. 1.9).
Два опытных образца в 1987 году были испытаны в космосе в
составе экспериментального космического аппарата «Плазма-А»,
(«Космос-1818» и «Космос-1867»). В ходе первого испытания аппарат
проработал 142 суток, а второго - 342 суток. Ресурс был подтверждён
уже в процессе первого испытания.
Системы Защита Излучатель
Спутники "Космос-1816,1876
Рис. 1.9. Общий вид ЯЭУ «Топаз»
В 1969 году для спутника непосредственного телевещания
по техническому заданию КБ Прикладной механики, ЦКБМ,
ИАЭ, ПНИТИ была начата разработка космической ядерной
термоэмиссионной энергетической установки «Енисей» (рис. 1.10) с
термоэмиссионным преобразователем одноэлементной конструкции

(рис. 1.11). Свободный доступ в катодную полость одноэлементного
ЭГК, где размещается ядерное топливо, позволял на стадии отработки
проводить полномасштабные тепловые испытания канала, реактора,
а также всей установки, размещая в полости катода специальные
электронагреватели (рис. 1.12). Замедлитель выполнен из гидрида
циркония. Для удержания водорода были нанесены защитные покрытия
на блоки замедлителя и металлические элементы конструкции,
внутри которых они размещаются, и поддерживалась окислительная
атмосфера. Эмиттер был выполнен из упрочненного ниобием
монокристалла молибдена с покрытием из вольфрама-184, а коллектор
- из сплава молибдена. Межэлектродное пространство заполнялось
парами цезия определённого давления. Пары цезия поступали из
генератора фитильного типа, обогреваемого от контура теплоносителя
и не требующего электропитания. Использовалось таблетированное
ядерное топливо на основе диоксида урана с концентрацией 96%
235U. Таблетки имели центральные отверстия диаметром 8 мм в
центральной группе из семи ЭГК и 4,5 мм в остальных ЭГК, что
обеспечивало дополнительное профилирование тепловыделения.
Основное профилирование осуществлялось расстановкой ЭГК по
радиусу активной зоны. Наличие центральных отверстий и открытая
катодная полость позволяли свободный выход газообразных продуктов
деления в космическое пространство. ЭГК коммутировались в две
секции: рабочую - из 34-х последовательно соединенных каналов
и насосную - из 3-х параллельно соединенных каналов. Снаружи
корпуса реактора размещался радиальный отражатель, состоявший
из двенадцати подвижных цилиндрических бериллиевых стержней
(барабанов) с ТВС в тонкостенных стальных оболочках и двенадцати
неподвижных бериллиевых вкладышей между барабанами. Стержни
регулирования и вкладыши прижимались к корпусу реактора двумя
ленточными бандажами с электрическими замками. При подаче
электропитания замки открывались и радиальный отражатель быстро
«разваливался», что служило одной из мер защиты в аварийных
ситуациях. В состав системы охлаждения входили холодильник-
излучатель (ХИ), циркуляционный насос, компенсатор объема,
ловушка оксидов, электронагреватели предварительного нагрева,
трубопроводы и датчики температуры, установленные в различных
местах на коллекторах ХИ и трубопроводах. В качестве теплоносителя
использовался эвтектический сплав натрий-калий. Контур

теплоносителя был выполнен из нержавеющей стали. Для прокачки
теплоносителя применялся электромагнитный насос постоянного
тока. Блок радиационной защиты обеспечивал снижение потоков
нейтронного и гамма излучений до необходимого уровня.
Установка «Енисей» прошла полный цикл наземной отработки,
включая шесть ядерных энергетических испытаний. Прямыми
испытаниями подтвержден ресурс ~1,5 года, а по результатам разделки и
изучения критических элементов прогнозировался ресурс до 3-х и более
лет. Для проведения летных испытаний были изготовлены штатные
изделия и опытные образцы для отработки стыковки с космическим
аппаратом (КА). Однако в связи с сокращением финансирования в
1986 году работы по программе были приостановлены.
В начале 90-х годов решением правительства была одобрена
программа международных исследований по испытанию опытных
образцов установки «Топаз-2» и разработке опытного космического
аппарата с этой установкой для летных испытаний совместно с
шестью вариантами электрических плазменных и ионных двигателей.
В 1992-1993 годах на стендах в Университете шт. Нью Мехико в
г. Альбукерке специалисты России, США, Великобритании и Франции
успешно провели энергетические испытания с электронагревом
двух опытных образцов КЯЭУ и испытания одноэлементных ЭГК.
Несомненно, можно констатировать, что в этой области российские
разработки опережают зарубежный уровень разработок. Хотя
эта программа не была выполнена в полном объеме, она явилась
примером сотрудничества между Россией и США, а реализация ее
способствовала достижению новых передовых технических знаний,
преодолению барьеров напряженности между нашими странами,
решению организационных проблем.

?>!>
Рис. 1.10. Общий вид установки «Енисей»

Параметры установки «Енисей»
Максимальная электрическая мощность на клеммах, кВт
Ток
Напряжение, В
Тепловая мощность реактора, кВт
Максимальная температура теплоносителя на выходе из
реактора, °С
Максимальная температура эмиттера, °С
Ресурс, подтвержденный при ядерных испытаниях, годы
Масса реакторного блока, кг
Габариты реакторного блока:
• длина, мм
• максимальный диаметр, мм
5,5
Постоянный
27
Не более
135
550
1650
1,5
1000
3900
1400
Радиационная обстановка в плоскости диаметром 1,5 м на расстоянии
6,5 м от центра активной зоны:
• флюенс нейтронов с энергией >0,1 МэВ 5-Ю12 н/см2
• экспозиционная доза гамма-излучения Р 5-105
Параметры активной зоны
Диаметр, мм
Высота, мм
Количество ЭГК
Количество поворотных органов регулирования в
боковом отражателе
Загрузка урана-235, кг
Эффективный коэффициент размножения нейтронов
(органы регулирования выведены, холодное состояние),
Суммарный температурный эффект реактивности, ДК/К
Эффективность 12 органов регулирования, ДК/К
Коэффициент неравномерности тепловыделения:
• по радиусу активной зоны, Кг
• по высоте активной зоны, Kz
Ресурс, обеспеченный запасом реактивности, лет
260
375
37
12
25
1,005
0,012
0,055
1,1
1,26
3

Рис. 1.11. Схема реактора
1 - корпус; 2 - коллектор теплоносителя; 3 - блоки замедлителя;
4 - торцевой отражатель; 5 - ЭГК; 6 - радиальный отражатель
(вкладыш); 7 - стержни регулирования; 8 - поглощающие накладки;
9 - ленточные бандажи; 10 - механизм поворота; 11 - верхняя
гелиевая камера; 12 - ушжняя гелиевая камера.
Рис. 1.12. Схема термоэмиссионного элемента
1 - эмиттер; 2 - коллектор; 3 - металлокерамические узлы;
4 - сильфонпые узлы; 5 - дистанционаторы; 6 - наружная изоляция;
7 - капал подачи цезия в межэлектродную зону; 8 - топливо;
9 - торцевой отражатель; 10 - фиксирующее устройство;
11 - токовыводы.

Электрические двигатели. Использование термоэмиссионных
ЯЭУ для космических исследований особенно перспективно в
энергодвигательных комплексах с электрореактивными двигателями
(ЭРД). Такое сочетание позволяет создавать космические аппараты с
большим ресурсом и плавным маневрированием. В перспективе по мере
роста мощности двигателя станут возможны транспортировка грузов
на геостационарную орбиту и межпланетные полеты. Исследования в
этой области были начаты в ИАЭ в 60-е годы и, как представляется,
это было постоянным увлечением А.П. Александрова. Разработанные
первые ЭРД - плазменные двигатели - были испытаны в космосе в 1964
году на спутнике «Зонд-2». Далее были испытаны ионный (с объемной
ионизацией) и стационарный плазменный двигатели на спутнике
«Метеор». И в этой области получены параметры, превосходящие
зарубежные разработки.
Таким образом, завершился первый этап создания российских
космических ядерных установок. В связи с сокращением финансирования
космических программ дальнейшие работы по ЯЭУ были переведены в
стадию научно-исследовательских работ, предусматривающих создание
технологического задела и отработку отдельных элементов КЯЭУ для
решения космических задач XXI века.
Перспективы развития космических задач и ядерная энергия.
Задачи по исследованию космического пространства разнообразны
и требуют повышенных энергетических затрат (рис. 1.13) [8]. Это и
научные задачи познания окружающего мира, и далекие глобальные
задачи, и задачи сегодняшнего дня:
• связь и телевидение, включая спутниковые системы связи
с высокой пропускной способностью, глобальные системы
связи с подвижными объектами, высокопроизводительные
глобальные информационные системы, непосредственное
телевещание, многоканальное телевидение высокой четкости;
• охрана природной среды, включая глобальный
экологический мониторинг, окончательное удаление особо
опасных отходов, очистка околоземного пространства от
антропогенного космического мусора;
• энергетика и производство в космосе, включая производство
уникальных материалов, дистанционное энергоснабжение
космических аппаратов и космических производственных
комплексов;

научные задачи, включая фундаментальные исследования,
в том числе с помощью радиотелескопа, исследование
Земли из космоса, исследование астероидов, комет и планет
солнечной системы, транспортно-техническое обеспечение
Лунной базы, экспедиция на Марс;
глобальные космические задачи, включая энергоснабжение
Земли из космоса, локальное освещение Земли, добыча
сырья, разрушение зародышей тайфунов, предотвращение
столкновений с астероидами и кометами, восстановление
озонового слоя Земли, борьба с парниковым эффектом.
СВЯЗЬ И ТЕЛЕВЕЩАНИЕ
ЗАДАЧИ ЭКОЛОГИИ
ЭНЕРГЕТИКА И
ПРОИЗВОДСТВО В КОСМОСЕ
НАУЧНЫЕ ЗАДАЧИ
ГЛОБАЛЬНЫЕ КОСМИЧЕСКИЕ
ЗАДАЧИ
Щщк9
.: • : . М!II I I I I II
• спутниковые системы связи с высокой пропускной способностью
• глобальные системы связи с подвижными объектами
• высокопроизводительные глобальные информационные системы
• непосредственное телевещание, многоканальное твпевидение
высокой четкости
4L
Ш^ййЩШ
I I Mil! MM IIMI I i 1
> захоронение радиоактивных отходов
■ глобальный экологический мониторинг
» очистка околоземного пространства от
антропогенного космического мусора
» защита КА от космического мусора
,„-,,.-..,.-..-.,.,„ ^~ космическое производство
З&^ШуЙМ! • дистанционное энергоснабжение КА и
космических производственных комплексов
1111Ml ; I мши I I пи
't> «ъ^-vv ~*л*!$Щ'* Фундаментальные исследования, в т.ч. с
M^H4%'^^l%d, помощью космического радиотелескопа
'"*'*"*■""» исследование Земли из космоса
• исследования астероидов, комат и планет
Солнечной системы
• транспортно-техническое обеспечение
Лунной базы
• Марсианская экспедиция
'1)1 11.11 I i II 11
• энергоснабжение Земли из космоса
• освещение локальных участков Земли
• добыча сырьй из астеровдов
• разрушение ядер зарождающихся тайфунов
• предотвращение столкновений с астероидами и кометами
• восстановление озонового слоя Земли
» вывод в космос опасных производств
• борьба с'парниковым эффектом*
10 102 103 104 105
Требуемые уровни мощности, кВт
Рис. 1.13. Перспективные космические задачи,
связанные с повышенный энергопотреблением
Воплощение этих задач потребует создания космических
аппаратов, обеспеченных энергией в широком диапазоне мощностей
для их жизнеобеспечения и создания тяги. Перспективы использования
ядерных (реакторных) энергетических установок (ЯЭУ) в космосе
обусловлены такими их преимуществами перед традиционными

солнечными фотоэлектрическими и другими источниками энергии,
как:
• независимость от расстояния и ориентации к Солнцу;
• компактность;
• приемлемые массогабаритные характеристики при
использовании в составе беспилотных космических
аппаратов, начиная с уровня электрической мощности в
несколько десятков киловатт;
• стойкость к воздействию радиационных поясов Земли;
• возможность совмещения (для получения тяги) с наиболее
эффективными по удельному импульсу ЭРД и создания на
этой основе энергодвигательных установок;
• возможность создания бимодальных ядерных установок,
в которых в одном агрегате может быть получена
электроэнергия и тяга.
Использование ядерной энергии коренным образом изменит
возможности исследования космического пространства. Ядерные
электроракетные двигательные установки (ЯЭРДУ), представляющие
собой комбинацию ЯЭУ с ЭРД, обеспечат значительно более высокий
прирост скорости и/или доставку более тяжелой полезной нагрузки
или использование более дешевой ракеты-носителя. В ряде случаев,
особенно при пилотируемых экспедициях по траектории прямого
движения с простыми программами полета при сокращенном времени
полета и расширенных «окнах запуска» потребуется сочетание
ЯЭРДУ и ЯРД. В этом случае ЯЭРДУ обеспечит КА энергией
для функционирования и движения с малой тягой, а ЯРД даст
необходимые импульсы большой тяги для ускорения и торможения в
сильных гравитационных полях. Например, может быть спланирована
экспедиция на Марс длительностью менее одного года.
С помощью ЯЭРДУ могут быть осуществлены принципиально
новые научные проекты. При исследовании внешних планет Солнечной
системы (на расстояниях более 5 а.е.) ядерная энергия является
безальтернативной, так как мощность солнечных батарей в этой
области падает до неприемлемо низкого уровня. При этом для решения
целого ряда научных задач ближайшей перспективы достаточен
уровень электрической мощности порядка 30-100 кВт, как на этапе
перелета, так и на этапе исследований. Энергодвигательное обеспечение
таких задач может быть реализовано с помощью транспортного

энергетического модуля (ТЭМ) на основе однорежимных ЯЭУ или
бимодальных ЯЭДУ умеренной мощности.
Благодаря использованию ядерных энергоустановок
продолжительность большинства экспедиций, даже в отдаленные области
Солнечной системы, не превысит 10 лет, а длительность полетов до
Юпитера - 5 лет.
Многие специалисты считают, что для такой задачи по
совокупности факторов наиболее продвинута к практической
реализации на сегодняшний день концепция ЯЭУ с термоэмиссионным
реактором-преобразователем энергии. Ближайшим конкурентом
такой ЯЭУ по степени готовности является ЯЭУ с турбомашинным
(ГТ - цикл Брайтона) преобразованием энергии. Совершенствование
технологии ЯЭУ ГТ позволит создать КА с более высоким
энергетическим потенциалом, который может потребоваться для
создания производственных комплексов в космосе и решения других
глобальных задач.
Разработка ядерных технологий для исследования космического
пространства требует широкого международного сотрудничества.
В настоящее время складываются благоприятные предпосылки для
такого взаимодействия. Как известно, в США в 2003 года принята
программа NASA «Новые рубежи», предусматривающая разработку
ядерных энергетических и двигательных установок для будущих
полетов в дальний космос. Направленность этих программ во многом
совпадает с российским опытом работ по космической ядерной
энергетике. Это может быть хорошей основой для сотрудничества в
данной области. В частности, Россия может внести достойный вклад
в реализацию двигательно-энергетического комплекса марсианской
экспедиции на основе имеющегося уникального научно-технического
задела по космической ядерной энергетике.
1.4. Высокие технологии для космических реакторов
Создание космических ядерных энергетических установок,
ядерных ракетных двигателей и энергодвигательных установок на
их основе является весьма сложным и дорогостоящим процессом.
Он доступен только экономически развитым странам, обладающим
опытом в высоких ядерных технологиях.

Недоступность прямого вмешательства человека в работу
космических ядерных установок в процессе выполнения миссии
предъявляет высокие требования к надежности всех компонентов
этой техники. Ряд технических решений при создании космических
реакторов не имеет аналогов ни в реакторостроении, ни в других
отраслях промышленности. Успешное создание первого поколения
космических ядерных энергетических установок и первых прототипов
ядерных ракетных двигателей в нашей стране во многом обязано
разработке принципиально новых высоких технологий.
К таким технологиям относятся:
• получение необходимых изотопов урана, вольфрама, бора
с высокой концентрацией;
• разработка высокотемпературных материалов для топлива
(UO,, UC2, UN, карбидные и карбонитридные композиции,
сплавы уран-молибден) и твэлов для малогабаритных
активных зон реакторов на тепловых, быстрых и
промежуточных нейтронах;
• создание высокотемпературных материалов замедлителя:
гидрид циркония (решение проблемы удержания водорода),
металлический бериллий, оксид бериллия;
• создание уникальных жаропрочных материалов для
термоэмиссионных преобразователей (упрочненные ниобием
монокристаллы молибдена, вольфрама);
• разработка и изготовление термоэмиссионных ЭГК одно- и
многоэлементного типов, в том числе, обоснование
длительного ресурса тепловыделяющего сердечника, эмиттера,
коллектора, электроизоляции и конструкции в целом;
• создание высокотемпературных герметичных электрических
уплотнений на основе сапфира;
• создание высокотемпературных (600-1000 °С в ЯЭУ и
до 3000 °С в ЯРД) жидкометаллических (K-Na, Na, Li)
и газообразных (Н2, Не, Не-Хе) теплоносителей;
• создание высоко- и среднетемпературных
термоэлектрических материалов и термоэлектрических
преобразователей на их основе;
• разработка методологии обоснования ядерной и
радиационной безопасности на всех этапах штатной
эксплуатации ЯЭУ и в аварийных ситуациях;

• обоснование физических характеристик, разработка
конструкции нейтронных и гамма радиационных защит и
технологии их изготовления;
• разработка технологий контура жидкометаллического
теплоносителя, в том числе, холодильников-излучателей,
электромагнитных насосов, тепловых труб, ловушек
примесей.
Существенное отличие реакторов ЯРД от других реакторов
космического назначения потребовало создания ряда технологий,
главной из которых является разработка конструкции и комплектующих
изделий активной зоны, работоспособных в среде водорода в интервале
температур от криогенных до 3000 °К и давлениях от вакуума до
сотен атмосфер в течение нескольких часов.
Многие из высоких технологий помимо основного
функционального назначения, нашли применение в других областях, в том числе:
в наземной ядерной энергетике, системах прямого преобразования
энергии, медицине, лазерной и электровакуумной технике, оптике,
часовой промышленности, холодильной технике и др.
Заключение
Высокотемпературные реакторы предоставляют уникальные
возможности использования ядерной энергии, как на земле, так и в
космосе [10-18].
Сделано много. Созданы и испытаны опытные реакторы ядерных
ракетных двигателей, термоэмиссионные и термоэлектрические
реакторы-преобразователи космических установок, разработаны
высокотемпературные гелиевые реакторы для применения в
электроэнергетике и технологических процессах. Потребности
энергетического обеспечения устойчивого развития мира,
необходимость снижения антропогенного воздействия на природную
среду, прогресс в исследованиях космоса неминуемо востребуют
уникальную способность ядерной энергии в достижении высокого КПД,
в использовании прямого преобразования тепловой энергии ядерного
реактора в электрическую, получении водорода, в эффективной
генерации энергии и тяги.
Накопленный в нашей стране и за рубежом опыт создания
высокотемпературных реакторов послужит решению этих задач.

Список литературы
1. Александров А.П., Пономарев-Степной Н.Н. Атомная энергетика
и технический прогресс. - В сб.: «Атомной энергетике 20 лет».
1974. М.: Атомиздат.
2. Александров А.П., Легасов В.А., Сидоренко В.А., Пономарев-
Степной Н.Н., Проценко А.Н., Гребенник В.Н., Глушков Е.С.
Структура атомной энергетики с учетом производства энергии
помимо электричества. - Атомная энергия. 1977. Т. 43, вып. 6; - In
bk.: Nuclear power and its fuel cycle. 1977. V. 1. IAEA-CN-36/337,
Vienna.
3. Александров А.П. - В сб.: Атомно-водородная энергетика и
технология. 1978. Вып. 1. С. 5-7. М.: Атомиздат.
4. Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н., Гребенник В.Н.,
Дегальцев Ю.Г., Хрулев А.А. Высокотемпературные реакторы с
гелиевым теплоносителем (возможности, перспективы применения,
технические проблемы). - Там же. С. 80-108.
5. Н.Н. Пономарев-Степной. Ядерная энергия в летательных
аппаратах. - В сб.: Доклады на юбилейной сессии Ученого
совета РНЦ «Курчатовский институт». 1993, 13 февраля. М.: РНЦ
«Курчатовский институт».
6. Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Мадеев В.Г.,
Талызин В.М. Работы по использованию ядерной энергии в
летательных аппаратах. - В сб.: Доклады на 2-й конференции по
истории атомного проекта. 1999, октябрь. Австрия. Лаксембург.
7. Ponomarev-Stepnoi N., Talyzin V., Usov V. Nuclear News Russian
Space Nuclear Power Systems and Nuclear Thermal Propulsion Units.
- In: Publication of the ANS. December 2000.
8. Ponomarev-Stepnoi N., Usov V. Russian Space Nuclear (Reactor)
Power Systems. - Journal RSTD. 2001. №3. Paris.
9. Миллионшиков М.Д., Гвердцители И.Г., Абрамов А.С,
Горлов Л.В., Губанов Ю.Д., Ефремов А.А., Жуков В.Ф., Иванов В.Е.,
Ковырзин В.К., Коптелов Е.А., Косовский В.Г., Кухаркин Н.Е.,
Кучеров Р.Я., Лалыкин СП., Меркин В.И., Нечаев Ю.А.,
Поздняков Б.С, Пономарев-Степной Н.Н., Самарин Е.Н.,

Серов В.Я., Усов В.А., Фадин В.Г., Яковлев В.В., Якутович М.В.,
Ходаков В.Г., Компанией Г.В. Высокотемпературный реактор-
преобразователь «Ромашка». - Атомная энергия. 1964. Т. 17,
вып.5, с. 329-335.
10. Будущее атомной энергии: энергетика, экология, безопасность.
- В материалах: Встреча экспертов России и США. Москва. 2002.
22-24 июля.
11. Легасов В. А., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н.,
Попов В.К., Троценко Н.М. Атомно-водородная энергетика
(прогноз развития). - ВАНТ. Серия «Атомно-водородная
энергетика». 1978. Вып. 1, с. 11-36.
12. Доллежаль Н.А., Заичко Н.Д., Батуров Б.Б., Корякин Ю.И.,
Назаров Э.К., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н.,
Черняев В.А. Использование ядерных реакторов для
высокотемпературных энерготехнологических промышленных
процессов. - Атомная энергия. 1977. Т. 43, вып. 6, с. 432-436.
13. Ponomarev-Stepnoy N.N., Protsenko A.N., Stolyarevsky A.Ya.,
Chernilin Yu.F. Aspects of Strategy of HTGR Introduction into
Hydrogen Energy. - Int. J. Hydrogen Energy. 1983. V. 8, №11/12,
pp. 881-889.
14. Корякин Ю.И., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н.,
Назаров Э.К.,Черняев В.А., Михайлова С.А., Бритина Г.А.,
Радченко СВ., Галактионов И.В., Столяревский А.Я.,
Дорошенко Н.А., Смирнова Е.С. Возможности и перспективы
использования высокотемпературных ядерных реакторов для
промышленного и коммунального теплоснабжения. - ВАНТ.
Серия «Атомно-водородная энергетика и технологии». 1980. Т. 6,
вып. 1, с. 8-18.
15. Быстрые и тепловые гелиевые реакторы для производства
электроэнергии и высокотемпературного тепла. - В сб.: Доклады
на симпозиуме экспертов МАГАТЭ по быстрым реакторам с
газовым охлаждением. 1975. 13-17 октябрь. Юлих. ФРГ.
16. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С, Гребенник В.Н.,
Демин В.Е., Князев В.А., Компанией Г.В., Кухаркин Н.Е.,
Поляков Д.Н., Алексеев П.Н., Васильев А.В., Фомиченко П.А.

Разработка концепций быстрых гелиевых реакторов в России.
- Атомная энергия. 2003. Т. 94, вып. 4, с. 262-270.
17. Емельянов И.Я., Завадский М.И., Круглов А.Л., Князев
В.А., Мехов Н.В., Пономарев-Степной Н.Н., Проценко А.Н.,
Силаев Ю.В., Сметанников В.П., Уласевич В.К., Ганев И.Х.
Конструктивные особенности реакторной установки опытно-
промышленной АЭС БГР-300 с гелиевым теплоносителем. - ВАНТ.
Серия «Атомно-водородная энергетика и технологии». 1980. Т. 7,
вып. 2, с. 3-9.
18. Емельянов И.Я., Ганев И.Х., Князев В.А., Пономарев-Степной Н.Н.,
Круглов А.Л., Проценко А.Н., Сметанников В.П., Уласевич В.К.,
Силаев Ю.В. Развитие работ по реакторам на быстрых нейтронах
с гелиевым теплоносителем. - Весщ Акадэмп Навук БССР, серыя
Ф1зка-энергетычных навук. 1982. №3. Минск.

2. Уникальная облучательная установка ОР-М
Сост.: Мадеев В.Г., Уксусов ЕМ.
Введение
Установка ОР-М с реактором ОР в качестве источника излучений
предназначена для решения фундаментальных и прикладных задач
физики радиационной защиты. Установка используется:
- для проведения базовых макроскопических экспериментов в
области физики переноса нейтронов и фотонов реакторного
диапазона энергий в различных материалах и сложных
многомерных композициях;
- для исследования, экспериментальной отработки и
испытаний радиационной защиты реакторов ядерных
энергоустановок различного назначения, а также систем
противорадиационной защиты изделий, облучаемых в
смешанном поле нейтронов и фотонов.
2.1. Этапы создания и развития
Установка создана по инициативе академиков И.В. Курчатова
и А.П. Александрова в середине 50-х годов XX века для
экспериментальной отработки и испытаний защиты реактора
первой советской атомной подводной лодки. В дальнейшем
установка несколько раз модернизировалась для решения очередных
актуальных народнохозяйственных задач. Важно отметить, что
каждая модернизация существенно расширяла «экспериментальные»
возможности установки. К настоящему времени накоплен большой
опыт по моделированию полей нейтронов и фотонов реакторного
диапазона энергий, падающих на исследуемые сборки материалов или
интересующие образцы. Разнообразие моделируемых характеристик
облучения соответствовало многообразию решаемых научных и
практических задач, связанных с изучением переноса проникающей
радиации как внутри материальной среды образца, так и в пустом
пространстве, его окружающем или находящемся внутри.

На установке проведены исследования по научному обоснованию
противорадиационной защиты для объектов морского, атмосферного,
космического и сухопутного назначения.
С 1994 г. установка ОР-М входит в Перечень уникальных
исследовательских установок России (per. № 01-31).
Начальная конструкция установки полностью соответствовала
направленности и методике постановки макроскопических
экспериментов тех лет. Источником нейтронов и гамма-излучения
являлся специализированный малогабаритный (линейный размер
около 0,5 м) водо-водяной реактор максимальной мощностью 100 кВт,
работавший в дискретном режиме: пуск-останов-пуск. В стационарной
биологической защите реактора, выполненной из железа и воды, была
сделана четырехступенчатая ниша, примыкавшая непосредственно
к активной зоне реактора. Размеры ниши: среднее сечение 2x2 м,
глубина 2 м, были уникальны не только для того времени. Для
защиты от гамма-излучения остановленного реактора ниша могла
перекрываться толстым стальным шибером. Макеты защиты и
исследуемые материалы собирались в четырехступенчатом коробе
(грузоподъемность -40 т), перемещаемом по рельсовому пути. Для
облучения короб с исследуемыми образцами задвигался в нишу
вплотную к активной зоне остановленного реактора. Минимальное
расстояние от передней поверхности исследуемого образца до центра
реактора составляло около 0,5 м.
Детекторы, регистрирующие нейтроны и фотоны, размещались
внутри исследуемых защитных сборок на различных расстояниях от
реактора. Соответственно, измеряемый коэффициент ослабления потока
(дозы) излучения включал в себя «материальную» составляющую,
обязанную взаимодействию излучения с веществом, и геометрический
фактор ослабления, связанный с удалением детектора от реактора.
Позднее, к 1958 году, была создана новая установка. В ней
в качестве источника излучения использовался малогабаритный
подкритичный реактор-мультипликатор типа ВВР. Переход
в критическое состояние обеспечивался с помощью подпитки
нейтронами от другого исследовательского реактора. Максимальная
мощность мультипликатора составляла 100 кВт. Поперечный размер
четырехступенчатой ниши длиной 2 м возрастал с 1,25 м в начале до
1,6 м на выходе из биологической защиты в помещение размерами

около 10x3x3 м, окруженное необходимой противорадиационной
защитой.
В 1954-1963 годах на установках был выполнен большой
объем макроскопических экспериментов по определению защитных
характеристик однородных материалов и их гетерогенных композиций.
Ряд из этих экспериментов можно было квалифицировать как базовые
по требованиям того времени. Значительная часть полученных
результатов использовалась в инженерных (эмпирических) методиках
расчета защиты реакторов или в качестве опорных данных в
математических (полуэмпирических) методах расчета, развитие
которых началось в те годы.
Когда изучаемая защитная сборка располагалась вблизи реактора,
моделировалась реальная полубесконечная геометрия широкого
расходящегося пучка излучений реактора, что отвечало практическим
потребностям тех лет, в том числе, при изучении глубокого прохождения
проникающих ядерных излучений в веществе.
Середина 50-х - начало 60-х годов характеризовалось повышенным
интересом к разработке и созданию летательных аппаратов с ЯЭУ на
борту, сначала атмосферного, а затем и космического назначения, в
которых защищаемый объем расположен на расстоянии десятка и более
метров от реактора. Необходимо было исследовать формирование
полей нейтронов и фотонов реактора не только в самой защите
(в том числе теневой), но и в пространстве за ней, а также и в ее
отсутствии.
Для экспериментальной отработки этой задачи, поставленной
И.В. Курчатовым, и по решению, принятому академиком
А.П. Александровым, в 1964 году к нише был пристроен туннель
длиной более 20 метров с мощными защитными бетонными стенами
и передвижной торцевой защитой из железоводного набора. При
этом объем, предназначенный для облучения образцов и конструкций,
многократно увеличился. Одновременно с постройкой тоннеля,
реактор-мультипликатор с водяным замедлителем-теплоносителем был
заменен исследовательским реактором с органическим теплоносителем
ОР, который размещался в том же посадочном гнезде. Реактор работал
автономно.
Для тоннеля и ниши была изготовлена система коллиматоров
широкого пучка излучения реактора. Конфигурацию системы
(взаимное расположение отдельных коллиматоров, диаметр отверстия

и толщину стенок) можно было изменять для получения пучка с
требуемым пространственным распределением нейтронов и фотонов
в месте облучения исследуемых образцов. После этой модернизации
исследовательская облучательная установка получила название ОР-М
[1].
Реактор
Биологическая защита
Фильтр пучка
Коллиматор пучка
Макет
_ I.
" TJ
_г
Торцевая
защита
Тельфер Ют
Тельфер Зт
Хранилище 1
Хранилище 2
■
Рис. 2.1. Схема одного из этапов модернизации технологического
обустройства облучательного объема установки ОР-М
К тоннелю снаружи здания было пристроено хранилище для
облученных материалов и конструкций. Хранилище и средняя
часть тоннеля, предназначенная для проведения перегрузочных
работ в коробе и монтажа других конструкций, используемых в
экспериментах, были соединены монорельсом, оборудованным

тельфером грузоподъемностью 3 тонны. Были увеличены площади
помещений для размещения измерительной (регистрирующей)
аппаратуры и рабочих мест экспериментаторов.
Помимо прикладных работ на установке появилась возможность
проводить фундаментальные экспериментальные исследования, в том
числе современные базовые, класса benchmark, в области физики
переноса нейтронов и фотонов реакторного диапазона энергий в
веществе.
С 1973 года обновилась загрузка активной зоны реактора
с одновременным возвратом к использованию воды в качестве
замедлителя и теплоносителя. Тем не менее, измеренные энергетические
спектры и пространственные распределения потоков нейтронов и
фотонов, выходящих из реактора в облучательный объем, практически
не отличались от тех, что наблюдались на предшествующих этапах
исследований. Позже часть монорельса, проходящая над монтажной
зоной тоннеля, была переоборудована под тельфер грузоподъемностью
10 тонн, чтобы проводить работы с крупногабаритными образцами
увеличенной массы без обязательной разборки (рис. 2.1).
Последняя модернизация установки ОР-М, начатая до аварии
на ЧАЭС и законченная во второй половине 80-х годов, позволила
разместить под одной крышей все площадки технологического цикла,
т.е. помещения для проведения экспериментов и помещения для
вспомогательных работ, связанных с подготовкой и предварительной
проверкой образцов. Кроме того, образовавшийся физический
зал больших размеров был оборудован мостовым краном
грузоподъемностью 20/5 тонн, а проем в тоннеле - откатной защитой.
Увеличились и размеры зала с регистрирующей аппаратурой.
В ходе модернизации был осуществлен полный демонтаж реактора
и его радиационной защиты. В соответствии с ужесточением в
послечернобыльский период требований по ядерной и радиационной
безопасности была полностью обновлена аппаратура СУЗ реактора,
осуществлен монтаж новых конструкций активной зоны и ее загрузки.
При этом остались неизменными габаритные размеры и местоположение
центра реактора, который необходимо было позиционировать строго
на оси сохранившейся коллимационной системы пучка в облучательном
тоннеле. Была восстановлена необходимая биологическая защита
реактора. Этот облик установки ОР-М сохраняется до настоящего
времени (рис. 2.2). Проводились конструкторские проработки по

дальнейшему развитию облучательного объема и технологических
устройств, предназначаемых для дистанционного перемещения
облучаемых особокрупногабаритных образцов.
Коллектив ученых и специалистов, внесших существенный вклад
в работы по созданию и модернизации установки ОР-М, развитию
методологии эксперимента, по оснащению и совершенствованию
радиометрического комплекса, в течение ряда лет принимавших
непосредственное участие в проведении исследований и испытаний
радиационной зашиты на этой установке: Мадеев В.Г., Королев Е.Н.,
Рубцов И.Н., Рудаков А.Н., Уксусов Е.И., Папин В.К., Большаков А.В.,
Чешигин И.В., Никольский В. А., Кустов В.В.,Тетерюков В.В., Бакланов А.Е.,
Олейник И.Е., Гавриков И.В., Соловьев Б.А., Кондрашов А.С.,
Евфанов В.Я.
Реактор•
Фильтр
Зал
с измерительной
аппаратурой
"1—г
Рабочие помещения
Физзал
с краном 20/5 т
Коллиматоры
Образец
Х|ранилищ£
о о о о о о
Хранилище
Рис. 2.2. Схема современной планировки облучательного объема
и прилегающих помещений установки ОР-М

2.2. Принципиальная схема и особенности установки
Установка включает в себя реактор и большой облучательный
объем, окруженный биологической защитой, лабораторные и
вспомогательные помещения, а также технологическое оборудование
и набор радиоизмерительной аппаратуры с системами автоматизации
эксперимента.
Составными частями облучательной установки, определяющими
её возможности в решении научных и прикладных задач, являются
(рис. 2.3):
- безопасный в эксплуатации, специализированный ядерный
реактор типа ВВР с изменяемой мощностью в пределах
0,01-^-300 кВт, используемый в качестве источника нейтронов
и фотонов; линейный габаритный размер реактора
составляет 0,5 м, а средняя мощность за год не превышает
5 кВт;
- облучательный объем, состоящий из ниши в биологической
защите реактора и горизонтального тоннеля, служащего
ее продолжением; объем предназначен для размещения
крупногабаритных исследуемых образцов, а также
коллиматоров и фильтров для формирования широкого
пучка нейтронов и гамма-излучения, выводимого на
облучаемый образец (рис. 2.2);
- ступенчатая ниша длиной 2 м и поперечным сечением
от ~ 1,3x1,3 м до ~ 1,6x1,6 м, примыкающая к боковому
графитовому отражателю активной зоны;
- удельные уровни излучений в нише на расстоянии 1 м
от центра реактора: мощность дозы гамма-излучения
0,3 Р/с-кВт, плотность потока нейтронов с энергией выше
3 МэВ 6'106нейтрон/с-см2-кВт;
- туннель сечением 2,1x2,1 м и длиной свыше 20 м с толщиной
бетонных стен до 1,7 м с монтажным проемом в средней
части, перекрываемым раздвижной защитой;
- система коллимирующих диафрагм пучка, дистанционно
перемещаемых на платформах по рельсам вдоль всего
облучательного объема установки и перекрывающих его
сечение; диаметр коллимационного отверстия можно
изменять от 0,05 до 1,0 м за счет переходных вставок;

- горизонтальный широкий, диаметром до 1,4 м, практически
мононаправленный, низкофоновый пучок нейтронов и (или)
фотонов реакторного диапазона энергий, формируемый в
тоннеле;
- набор нейтронных и фотонных фильтров, которые
изготовляются из различных материалов и размещаются
вдоль пролетной базы пучка;
- использование пропускания излучения через фильтры
позволяет в широких пределах варьировать энергетический и
компонентный состав нейтронов и гамма-излучения в месте
расположения образца [2, 3];
- физический зал площадью 150 м2 и высотой 13 м,
сообщающийся с тоннелем и используемый для проведения
предварительной сборки исследуемых макетов и для
реализации контрольных экспериментов с помощью
изотопных источников излучения и нейтронных D-T
генераторов;
- мостовой кран грузоподъемностью 20/5 тонн для монтажных
работ в тоннеле и зале с тяжелыми образцами, имеющими
линейные габариты до 2,5 м;
- два хранилища для облученных образцов вместимостью 40 м3
каждое, съемные защитные крышки которых с допустимой
нагрузкой до 50 тонн являются частью пола физического
зала;
- набор детекторов для измерения пространственных,
энергетических и угловых распределений потоков излучений:
нейтронов в диапазоне энергий от тепловой до 15 МэВ
и фотонов - в диапазоне от 0,1 до 10 МэВ; несколько
детекторов входят в автономную систему мониторирования
интенсивности пучка излучения, падающего на исследуемую
защиту.
- средства автоматизации эксперимента, базирующиеся на
локальной сети персональных ЭВМ с соответствующим
программным обеспечением.

Реактор Облучательный объем Монтажный проем
образец
фильтры
коллиматоры
10 11 12 1-1 14 15 R, М
Рис. 2.3. Принципиальная схема формирования широких
мононаправленных нейтронного или фотонного пучков на установке
ОР-М
Конструкция радиационной защиты установки и разработанная
методика постановки экспериментов позволяют изучать кратности
ослабления потоков излучений реактора в исследуемых образцах
до 107 по фотонам и до 105 по быстрым нейтронам. Установка
оснащена современными системами охраны и физической защиты,
обеспечивающими работу с различными образцами и изделиями, их
сохранность и недоступность для посторонних лиц.
Уникальные качества установки ОР-М для исследования физики
переноса нейтронов и фотонов в материальной среде в значительной
мере определяются возможностью использования двух видов пучков
излучений, формируемых в результате преобразования характеристик
излучения утечки из ядерного реактора:
- широкого расходящегося пучка в геометрии, близкой к
одномерной, для исследования глубокого прохождения
излучений в исследуемых образцах;
- широкого, практически мононаправленного, «фотонного»
и (или) «нейтронного» пучков с пролетной базой свыше
20 м, обеспечивающих проведение экспериментов в плоской
одномерной и двумерной (R-Z) геометрии «пропускания» и
«отражения».

Проведение базовых экспериментов с использованием уникального
широкого мононаправленного пучка обеспечивают следующие
особенности его характеристик:
- варьируемость в широких пределах соотношения
потоков нейтронов и фотонов (до 5 порядков), а также
энергетического состава обоих видов излучений в пучке,
падающем на исследуемый образец;
- практическая мононаправленность пучка, т.к. при диаметре
~1 м его расходимость не превышает примерно двух
градусов; это сводит к минимуму (до нескольких процентов)
геометрический фактор ослабления излучений в исследуемом
образце, и дает возможность выделять «чистое» ослабление,
определяемое только взаимодействием излучения с
материалом образца;
- измеряемость и воспроизводимость пространственных и
энергетических характеристик пучка излучения;
- уникально низкий уровень фона нейтронного и фотонного
излучения, рассеянного стенами и конструкциями установки
(не превышает нескольких процентов), в падающем на
исследуемый образец пучке вследствие использования метода
разнесенных коллимирующих диафрагм при формировании
пучка;
- возможность покомпонентного исследования характеристик
переноса нейтронов и фотонов в веществе, в том числе,
изучение переноса вторичных и рассеянных фотонов
и нейтронов в исследуемых образцах, как в «прямой»
(пропускание), так и в «обратной» (отражение) геометрии
макроскопического эксперимента, а также изучение
«нерассеянного» в образце компонента потока излучений.
Для проведения измерений характеристик полей нейтронов и
фотонов в пучках и в пространстве, окружающем образцы, в последние
десятилетия использовался широкий набор детекторов проникающего
излучения: однокристальный стильбеновый спектрометр быстрых
нейтронов и фотонов, всеволновый счетчик и многошаровой
спектрометр нейтронов, пороговые активационные детекторы и
сцинтилляционный счетчик быстрых нейтронов, гейгеровские счетчики
фотонов, ионизационные камеры-дозиметры фотонов, нейтронные и

фотонные детекторы системы мониторирования интенсивности пучка,
детекторы тепловых нейтронов и др.
Проверка работоспособности и предварительные калибровки
детекторов проводятся в поле нейтронов и фотонов паспортизованных
радионуклидных источников.
Применение набора независимых методик измерений потоков
излучений и точное воспроизведение геометрии облучения образцов
позволяют повысить качество итоговых результатов экспериментальных
исследований.
2.3. Направления исследований
На установке проводятся следующие исследования:
- базовые (benchmark) эксперименты по исследованию
закономерностей переноса первичных, генерации и переноса
вторичных нейтронов и фотонов реакторного диапазона
энергий в защитных, конструкционных и технологических
материалах [4, 5];
- формирование, на основе результатов измерений,
отечественной базы экспериментальных данных для
тестирования и аттестации программ, библиотек ядерных
и атомных констант, используемых в расчетах переноса
излучений в веществе и в определении характеристик
противорадиационной защиты, при прогнозировании
радиационной обстановки;
- исследование характеристик круговых, теневых и
локальных защит как составных частей единой системы
противорадиационной защиты для объектов с ЯЭУ на
борту;
- исследование закономерностей формирования и
характеристик полей нейтронов и фотонов в замкнутых
объемах пространства, окруженных защитой, элементами
конструкций и оборудования, подвергаемых внешнему
воздействию нейтронов и (или) фотонов;
- экспериментальная отработка полномасштабных фрагментов
и макетов защит от излучений реактора ЯЭУ различного
назначения, экспертная оценка качества проектов защиты;

- формирование полей излучений с варьируемым
энергетическим составом и заданным соотношением
нейтронов и фотонов для дозированного облучения
фантомов при радиобиологических исследованиях;
- развитие методов экспериментального и математического
моделирования процессов переноса нейтронов и фотонов в
веществе для решения задач различной размерности.
Для отработки в наземных условиях радиационной обстановки на
космическом аппарате с ЯЭУ типа «Топаз-2» на борту потребовалось
решение комплекса задач. В рамках этой работы на стендовой базе
РНЦ «Курчатовский институт» [6], включающей установку ОР-М и
стенд «Сирень», были проведены экспериментальные исследования
с использованием единой методики измерений радиационных полей,
которые позволили изучить:
- характеристики реактора космической ЯЭУ как первичного
источника нейтронов и фотонов для рабочего диапазона его
мощностей (на стенде «Сирень»);
- ослабляющие свойства блока теневой защиты [7],
располагаемой около реактора, и характеристики этого
блока как источника излучения в пространстве до места
расположения приборного контейнера КА (рис. 2.4, 2.5);
- характеристики рассеяния нейтронов и фотонов реактора в
конструкциях ЯЭУ и КА, выступающих за пределы конуса
теневой защиты;
- характеристики радиационного поля внутри приборного
контейнера.

Рис. 2.4. Схема испытаний ослабляющей способности блока теневой
защиты КЯЭУ типа ТОПАЗ-2. Конфигурации I и II - для измерения
поля излучения за блоком и в его отсутствие
1 - реактор; 2 - борный фильтр; 3 - колар; 4 - блок защиты;
5-9- коллиматоры
Эксперимент на установке ОР-М
6 7
Расстояние от реактора, м
i
нейтроны
}
гамма-излучение
Рис. 2.5. Зависимость кратности ослабления потока нейтронов
и дозы гамма-излучения блоком теневой защиты из гидрида лития
от расстояния до центра реактора установки ОР-М

Исследования по трем последним позициям были проведены
на установке ОР-М. Позднее, они были дополнены экспериментами
по изучению локальной дополнительной защиты отдельных блоков
аппаратуры в приборном контейнере, а также характеристик переноса
нейтронов и фотонов в макетах гетерогенных теневых экранов для
перспективных ЯЭУ повышенной мощности и ресурса (рис. 2.6, 2.7).
Рис. 2. б. Подготовка локальных радиационных защит к испытаниям
на установке ОР-М в составе макета приборного модуля КА
Рис. 2.7. Подготовка образцов гидрида лития
для экспериментального изучения эффекта профилирования тяжелого
компонента в гетерогенном теневом экране КЯЭУ

Среди актуальных направлений исследований на установке ОР-М
в области космической ядерной энергетики можно отметить:
• Исследование и оптимизация радиационных характеристик
блоков защиты из гидрида лития и профилированных
слоев тяжелого компонента с повышенной кратностью
ослабления гамма-излучения. Проведено экспериментальное
моделирование и измерение характеристик поля гамма-
излучения и нейтронов, прошедших макеты теневой защиты
из вольфрама и гидрида лития.
• Изучение эффективности и оптимизация массовых
характеристик локальной радиационной защиты,
предназначенной для экранировки оборудования
приборных модулей. Выбраны параметры и проведены
экспериментальные исследования защитных характеристик
макетов весогабаритного ряда профилированных локальных
защит от воздействия гамма-излучения.
• Измерение выхода вторичного гамма-излучения из защитных
и конструкционных материалов. Проведено исследование
генерации и выхода вторичного гамма-излучения из
стальных пластин, облучаемых широким пучком быстрых
нейтронов.
• Гамма-нейтронное сканирование защитных композиций и
изделий техники в пучке диаметром до 1,5 метров.
• Решение прикладных задач по созданию системы
противорадиационной защиты и проведение ее испытаний.
С 1993 года исследования на установке проводятся в рамках
госзаказа по контрактам с Росатомом в кооперации с ГНЦ РФ ФЭИ
и ФГУП НИКИЭТ. Выполнены экспериментальные и расчетные
исследования по следующим направлениям:
• «Исследование эффективности профилирования
радиационной защиты реакторных установок космических
ЯЭУ»;
• «Расчетно-экспериментальное обоснование методик
определения дифференциальных характеристик
радиационной обстановки и параметров средств защиты от
излучений реактора перспективных космических ЯЭУ»;

• «Исследования и отработка методов прогнозирования
радиационной обстановки, оптимизации компоновочных
решений и массовых характеристик системы
противорадиационной защиты на борту космических
аппаратов с ядерной энергоустановкой»;
• «Экспериментальные и расчетно-теоретические исследования
в обоснование разработки, наземной отработки и создания
системы противорадиационной защиты на борту КА с ЯЭУ
повышенной мощности и ресурса».
По тематике НИР в области космической ядерной энергетики
на установке ОР-М организованы учебный процесс, практические
занятия и научно-исследовательская работа студентов старших
курсов базовых кафедр Московского Авиационного института и
Московского Физико-технического института (зав. кафедрой, академик
Н.Н. Пономарев-Степной).
Студентами подготовлены и успешно защищены несколько
десятков дипломных работ. Ряд последних работ отмечен на
Курчатовских конкурсах студенческих и молодежных научных работ
и представлен на Международной студенческой научной конференции
в Массачусетском технологическом институте в США, а также
на IX Российской научной конференции «Радиационная защита и
радиационная безопасность в ядерных технологиях».
2.4. Перспективные исследования
Накопленный опыт работ и полученные результаты позволили
наметить ряд перспективных исследований:
• Изучение закономерностей переноса нейтронов и фотонов
реакторного диапазона энергий в различных средах,
материалах, гетерогенных и неоднородных композициях
в одномерной и двумерной геометрии с использованием
широких, направленных и расходящегося пучков;
установление связи микропараметров взаимодействия
и макро характеристик переноса нейтронного и гамма-
излучений в веществе.
• Исследование образования и переноса вторичных фотонов
в защитных, конструкционных и технологических
материалах под действием широкого направленного

«нейтронного» пучка нейтронов реакторного диапазона
энергий; нормировка вторичного фотонного излучения на
единичный поток нейтронов, падающих на исследуемый
образец.
• Создание отечественной базы экспериментальных данных
для апробации, тестирования и аттестации программных
средств и библиотек констант, используемых при
прогнозировании радиационной обстановки, расчетах
противорадиационной защиты; разработка и организация
пользовательской системы с применением современных
компьютерных технологий.
• Разработка новых технологий экспериментов для
моделирования радиационной обстановки и решения
проблемно ориентированных прикладных задач
противорадиационной защиты объектов различного
назначения.
• Разработка и обоснование концепции построения
оптимальной системы защиты от излучений реактора для
космических аппаратов с ЯЭУ второго поколения [2], в том
числе проведение ряда работ.
- Расчетно-экспериментальные исследования характеристик
перспективных термоэмиссионных реакторов КЯЭУ как
источника нейтронов и гамма-излучения, нормированных
на единичную мощность реактора.
- Экспериментальное изучение ослабления первичных
нейтронов и фотонов реактора и выхода вторичных
фотонов из пластин вольфрама, сравнение с результатами
расчетов.
- Подготовка предложений по полномасштабному
моделированию КЯЭУ и экспериментальному
исследованию на установке ОР-М ослабляющей
способности композиций, включающих макеты теневой
защиты реактора, оборудования и технологических систем
разрабатываемой КЯЭУ, аппаратуры приборного модуля
КА с использованием профилированных локальных защит
(рис. 2.8-2.10).
• Расчетно-экспериментальное исследование защитных
характеристик, рассеивающих свойств и выхода вторичного

гамма-излучения из металлов среднего и большого атомного
номера, облучаемых широким направленным пучком
излучений, сравнительный анализ результатов.
• Анализ опыта моделирования облучательных экспериментов
применительно к наземной отработке элементов
комбинированной системы противорадиационной защиты
(ПРЗ) для КА с ЯЭУ.
• Разработка предложений по модернизации технологического
оборудования установки ОР-М для проведения исследований
комбинированной системы противорадиационной защиты.
• Модернизация радиометрического комплекса для измерения
характеристик полей излучений реактора и аппаратуры
по автоматизации эксперимента для наземной отработки
элементов системы противорадиационной защиты.
• Подготовка кадров молодых ученых и специалистов высшей
квалификации.
Реактор ОР
Боковая защита
Рис. 2.8. Принципиальная схема радиационных испытаний теневой
защиты и оборудования реактора КЯЭУ в облучательном объеме
установки ОР-М

Рис. 2.9 Принципиальная схема моделирования и исследования переноса
излучения реактора в полномасштабной макетной сборке КА с ЯЭУ
на установке ОР-М
Рис. 2.10. Принципиальная схема размещения КЯЭУ 2-го поколения
для радиационных испытаний в облучательном туннеле
установки ОР-М
Список литературы
1. Мадеев В.Г., Королев Е.Н., Рудаков А.Н., Папин В.К., Уксусов Е.И.,
Рубцов И.Н., Соловьев Б.А. Экспериментальное устройство ОР-М
для изучения вопросов физики защиты от излучения ядерных
реакторов. - В сб. докладов: «Проблемы защиты от проникающих
излучений реакторных установок». 1969. Т. 5. Симпозиум СЭВ,
Мелекесс.

2. Madeev V.G., Kozhevnikov A.N., Papin V.K., Uksusov Ye. I. OR-M
Facility at Russian Research Center Kurchatov Institute. - In
Proceedings: Technologies for the New Century. 1998. V. 2, p. 151-155.
ANS Radiation Protection and Shielding Division Topical. Conference
Nashville, Tennessee, USA, April 19-23, 1998.
3. Мадеев В.Г., Папин В.К., Пономарев-Степной Н.Н., Уксусов Е.И.
Специализированная установка ОР-М РНЦ КИ и фундаментальные
исследования в области переноса излучений ядерного реактора.
- В сб.: Тезисы докладов XII ежегодной конференции Ядерного
Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие
технологии». 2001. С. 158. Димитровград. 25-29 июня 2001.
4. Мадеев В.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Уксусов Е.И.,
Бадретдинов Т.М., Дроздов А.А., Ильин А.В., Клосс Ю.Ю.,
Кожевников А.Н., Кухаркин Н.Е., Мамонов П.С, Папин В.К.,
Целиков В.В. Опыт и задачи экспериментального моделирования
полей нейтронов и фотонов реактора на установке ОР-М РНЦ
КИ. - В сб.: Доклады на Международной научно-технической
конференции «Исследовательские реакторы в XXI веке». 2006.
Москва. 20-23 июня 2006 г.
5. Мадеев В.Г., Папин В.К., Пономарев-Степной Н.Н., Уксусов
Е.И. Макроскопические эксперименты по исследованию переноса
излучений ядерного реактора в защитных композициях и этапы
развития установки ОР-М РНЦ КИ. - В сб.: Доклады на IX
Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная
безопасность в ядерных технологиях». 2006. Обнинск. 24-26
октября 2006 г.
6. Ponomarev-Stepnoi N.N., Kukharkin N.E., Madeev V.G., Papin V.K.,
Uksusov Ye.I. Test Facilities and Experience on Space Nuclear System
Developments at the Kurchatov Institute. - In: Space Technology &
Applications International Forum, «Creating the Future Together».
2004. P. 31. Albuquerque, USA, February 8-11, 2004.
7. Kozhevnikov A.N., Madeev V.G. TOPAZ-2 Radiation Environment
and Shield Analysis. - In: Proc. of 8th International Conference on
Radiation Shielding. 1994. P. 851. Arlington, USA.

3. Экспериментальные стенды «КОМПАС»
и «HOT-КОМПАС» для реакторных
и внереакторных испытаний термоэмиссионных
электрогенерирующих каналов
Сост.: Степенное Б,С, Дроздов А.А., Каландаришвили А.Г.
Введение
Для обоснования работоспособности термоэмиссионных
электрогенерирующих каналов (ЭГК) для космических ядерно-
энергетических установок (КЯЭУ) необходимо проведение большого
цикла исследований, как на тепловых стендах, так и в активной
зоне ядерного реактора. В РНЦ «Курчатовский институт» для
исследования ЭГК были созданы стенды для реакторных (на базе водо-
водяного реактора ВВР-2, расположенного на территории объекта
«Газовый завод») и внереакторных испытаний: стенды «КОМПАС»
и «HOT-КОМПАС» соответственно.
Реактор ВВР-2 введен в эксплуатацию в 1954 году. Это был
первый в Советском Союзе исследовательский реактор водо-водяного
типа на обогащенном уране мощностью 100 кВт.
После реконструкции реактора и его теплогидравлических систем
1-го и 2-го контуров мощность была увеличена до 3 МВт. Реактор
ВВР-2 стал использоваться для ресурсных петлевых испытаний и
экспериментов в вертикальных каналах, расположенных в отражателях
активной зоне.
3.1. Экспериментальный стенд «КОМПАС»
для реакторных испытаний
Для проведения петлевых испытаний ЭГК в реакторе в 1976
году был создан стендовый комплекс, включающий газовакуумную,
охлаждающую, измерительную и регистрирующую системы [1-6]. Были
разработаны различные конструкции петлевых каналов (табл. 3.1)
и приспособлены системы реактора, в том числе график и условия
работы, для проведения ресурсных испытаний. Схемы петлевого канала

типа «Лазер» с основными ключевыми узлами и сборки петлевого
канала с прибором «Е» приведены на рис. 3.1 и 3.2 соответственно.
Таблица. 3.1
Технические характеристики петлевых каналов
Характеристика
Тепловая мощность, кВт
Масса петлевого канала, кг
Габаритные размеры, мм:
- длина общая
- длина до установочного фланца
- диаметр рабочего участка
Номинальное давление в полости
канала, ата
Число электронагревателей
Число термопар
Давление инертного газа для вскрытия
ампул с рабочим телом, ата.
Герметичность полостей, натекание
менее, лмкм/с
Газ в полости чехла и газового зазора
Масса рабочего тела, г.
Петлевые каналы
«Лазер»,
«Клен»
до 6,0
65
5065
70
1,6
8
20
10
5-Ю-6
гелий
25
ПК601
до 6,0
55
5100
4838
!95
1,6
5
24
10
5-Ю-6
гелий
25
УПК-2
до 8,0
70
5280
5085
70
1,6
9
32
10
5-Ю-6
гелий
20
ГПД теплоотвод Cs термостат
Рис. 3.1. Схема петлевого канала «Лазер»

Рис. 3.2. Сборка петлевого канала с прибором «Е» в реакторе ВВР-2
Технологические, электротехнические, измерительные системы
стенда и система автоматизации эксперимента АСНИ позволяли
проводить одновременные испытания нескольких петлевых каналов
с термоэмиссионными ЭГК типа «Е».
Системы стенда обеспечивали:
- автономность режимов испытаний;
- форвакуумную и высоковакуумную откачку полостей
петлевого канала масляными и безмасляными
вакуумными насосами с возможностью проведения масс-
спектрометрического анализа состава технологических газов
и газообразных продуктов деления;
- подготовку и подачу газов и их смесей в газовые полости
петлевых каналов;
- регулирование и измерение параметров внутриканальных
электрических нагревателей;

- регулирование и измерение температуры петлевых каналов,
включая автоматическое поддержание температуры
ключевых узлов с помощью высокоточных регуляторов
температуры;
- проведение исследований энергетических характеристик ЭГК
с помощью многофункциональной системы электрических
нагрузок;
- контроль, измерение, обработку, архивацию параметров
петлевых каналов с помощью системы АСНИ;
- контроль радиационной обстановки на технологическом
оборудовании и петлевом канале;
- световой и звуковой контроль над отклонениями
измеряемых параметров за установленные пределы,
включение блокировок, препятствующих нарушению режима
испытаний и выходу из строя оборудования;
- связь с системой аварийной защиты (A3) реактора при
возникновении отклонений от допустимых режимов
испытаний или в работе систем и оборудования стенда;
- резервирование оборудования основных систем стенда
(источники энергопитания, вакуумные насосы, запорная
арматура, средства измерения и контроля).
Были разработаны петлевые каналы (ПК) типа «Лазер»,
«Клен», и др. для проведения испытаний ЭГК серии «Е» и др.
типов. Конструкция ПК позволяет проводить ресурсные исследования
приборов «Е» в номинальном и форсированном режимах работы
с максимальным тепловыделением в сердечниках не более 6 кВт,
оптимизацию параметров и выходных характеристик, определение
тепло- и электрофизических параметров.
Каналы «Лазер», «Клен», и др. сконструированы по одной
принципиальной схеме. Они представляет собой трубный чехол из
нержавеющей стали, в котором размещена вставка с исследуемым
прибором «Е» и коммуникациями, обеспечивающими его
работоспособность в процессе испытаний. В нижней части чехол
герметично заварен, в верхней - он соединен с помощью фланца
с головкой канала. Чехол канала служит для создания защитной
гелиевой среды и съема тепла при испытаниях. Тепло, выделяющееся
в сердечнике прибора «Е», отводится к воде реактора, омывающей
наружную поверхность чехла, и передается в радиальном направлении

последовательно через регулирующий газовый зазор, теплоотвод и
технологические зазоры. Регулирование температур тракта рабочего
тела и несущей трубы осуществляется электрическими нагревателями.
Температура контролируется термопарами хромель-алюмель.
Выходные энергетические параметры измеряются с помощью
системы электрических резистивных и транзисторных нагрузок.
Система позволяет:
- снятие вольтамперных характеристик (ВАХ) приборов «Е»
статическим и импульсным методами в области прямых
и обратных токов (с эмиттера на коллектор и с коллектора
на эмиттер соответственно);
- автоматическое поддержание заданного режима работы
прибора «Е» по току или напряжению;
- измерение сопротивления эмиттера;
- измерение токов утечки коллекторной изоляции под
напряжением.
Ток и напряжение приборов «Е» (регистрация ВАХ) измеряются
автономно.
В результате длительных ресурсных испытаний были получены
уникальные характеристики работоспособности ЭГК (рис. 3.3-3.5).
Для развития программы по космическим ядерно-энергетическим
установкам потребовалось усовершенствование петлевых реакторных
испытаний ЭГК. С этой целью был разработан проект специального
испытательного комплекса «КОМПАС» на реконструированном
реакторе, получившем название реактор ВВР-3. Предусматривалось
одновременное испытание до пяти ЭГК в активной зоне. Проект
был реализован в 1983-1986 годах при проведении комплексной
реконструкции экспериментальной базы объекта «Газовый завод».
В проекте была предусмотрена возможность применения новейших на
тот период методов ресурсных испытаний и исследований, включая
изучение влияния реакторного облучения на работоспособность
термоэмиссионных ЭГК, радиохимические, материаловедческие и
нейтронографические исследования. Однако введение в эксплуатации
модернизированного реактора ВВР-3 со специализированным стендом
«КОМПАС» не представилось возможным, вследствие принятия
правительством политического решения о недопустимости работы
ядерных установок в пределах г. Москвы.

W3.,.[BTbi
2,0
3,0
-
4,0
Qa.3.[KBTl
Рис. 3.3. График зависимости выходной электрической мощности
приборов «Е» (1¥эл.), испытанных в ПК Л10, ЛИ, Л12, Л13, Л14,
Л15 в зависимости от подводимой тепловой мощности (Q а.з.)
Vm.[Bt]
и
w3.
/ N>
Ф-Ф-О-Ф—S-m #_ц>—«-*-«-®—®~&-8»э
H™"H Н™"™^^
Оал,
4Д— S-^9=«< I Я> ни ф д^мЬтфч
а.з. п.о. а.з. а.з. п.о.
10000
а.з. п.о.
Т[час]
Рис. 3.4. Хронограмма измерения выходной электрической мощности
(\Уэл.) прибора «Е» и тепловой мощности Q петлевого канат Л14
в процессе ресурсных испытаний (х[час])

о Начало испытаний
■ Конец испытаний
1>0 VJ£T
Рис. 3.5. Вольтсшперные характеристики прибора «Е» в петлевом
канале Л14 в процессе ресурсных испытаний при постоянной
подводимой тепловой мощности Qa.3.
В 90-ые годы на базе оборудования стенда «КОМПАС» совместно
с СФТИ был создан испытательный комплекс «HOT-КОМПАС» для
внереакторных испытаний одноэлементных и многоэлементных ЭГК
с использованием разработанного в СФТИ оригинального метода
нагрева электродов и измерения выходных электрических параметров
ЭГК.
3.2. Испытательный комплекс «НОТ-КОМПАС»
для внереакторных исследований
Для космических ядерных энергетических установок
разрабатываются два типа ЭГК: одноэлементный и многоэлементный.
Основные различия между этими концепциями определяют их
преимущества и недостатки. Длина электродов одноэлементного
ЭГК равна длине активной зоны реактора, а внутри эмиттера
J|a

имеется полость, в которой установлен топливный элемент.
В многоэлементном ЭГК имеется несколько последовательно
соединенных термоэмиссионных электрогенерирующих элементов
(ЭГЭ), а таблетки топлива распределены по элементам вдоль активной
зоны реактора.
При создании новых перспективных конструкций многоэлементных
ЭГК наряду с реакторными испытаниями важны внереакторные
исследования ВАХ и оценка ресурса. Это связано с тем, что
после реакторных испытаний, хотя они и проходят в условиях
максимально приближенным к натурным, крайне сложно и дорого
проводить поиск и обнаружение причин отказов и восстанавливать
работоспособность изделия. Поэтому предварительные исследования
выходных электрических параметров проводятся на электрофизических
установках, в которых ЭГК устанавливается в специальное устройство,
где создаются условия, приближенные к испытаниям преобразователя в
ядерном реакторе. В случае одноэлементного ЭГК в катодную полость
устанавливается имитатор ядерного топлива в виде электрического
нагревателя. В то же время исследование многоэлементных ЭГК
приходится проводить только с использованием ядерного реактора.
Создание испытательного комплекса «HOT-КОМПАС» (рис. 3.6)
на базе установки «КОМПАС» на объекте «Газовый завод» позволило
проведение внереакторных испытаний и контроль качества ЭГК.
Оригинальной составляющей комплекса является разработанная в
СФТИ и внедренная в РНЦ «Курчатовский институт» электронная
система нагрева и диагностики выходных электрических параметров
термоэмиссионных ЭГК. Данный испытательный комплекс не имеет
аналогов в мировой практике.
С 1999 г. испытательный комплекс «HOT-КОМПАС» входит
в Перечень Министерства науки и технологии РФ: «Уникальные научно-
исследовательские и экспериментальные установки национальной
значимости» (раздел IV. Производственные технологии, топливо,
энергетика, энергосбережение. № 8).
Экспериментальный комплекс «HOT-КОМПАС» с
использованием принципиально нового метода нагрева и измерения ВАХ
позволяет:
• осуществлять нагрев электродов многоэлементных ЭГК
на тепловом стенде;
• проводить исследования ВАХ многоэлементных ЭГК;

проводить термовакуумную обработку ЭГК;
осуществлять комбинированный нагрев электродов
многоэлементных ЭГК.
Испытательный комплекс "НОТ-КОМПАС"
Электровакуумный
стенд ,
от
О
2
. о
Ф сб
н о.
ев
ш
о
>о _
сб га
Q. ф
н
Электронная^ система
нагрев'а и диагностики
выходных электрических
' , параметров ЭГК
ш ш
5 о
СО I-
i= *
m л
Q.
Ф
Ш
да
S *
С „
* о
х ш
да сб
га
\.
Сб
о
а.
11 ?
« ^ S
да 2 сб
о. О h
С 2 3
ip
ф о. сб
и?
s л с
о gj.
с
СВ
2
ш аз
S.1
IP
s*
S Й
2 Р-
£g
°|
о
О
ш
О л
°- х :*:
Ф «'СО
5 I i
S § Ё'
ф с; S
• a g
Сб
да
а.
S
*■, '«"■ • « « . .',
, . .Система .
v -и» ,% < - ■ «
' автоматизации,
'«^кспери^юнта^ >•
go
О сб
Р-2
Ф
а.
8
о
ш
о
с:
ОС ф
Электровакуумный стенд
Система нагрева и измерений
ВАХ ЭГК
Рис.3.6. Схема испытательного комплекса «НОТ-КОМПАС»

Нагрев электродов и их диагностика (метод НОТ) осуществляется
с использованием обратных токов, протекающих с коллектора
на эмиттер в межэлектродном промежутке термоэмиссионного
преобразователя с низкотемпературной цезиевой плазмой.
С помощью электронного устройства генерируются и подаются
на электроды преобразователя импульсы нагрева и диагностические
импульсы различной длительности (рис. 3.7). Временная диаграмма
импульсов, подаваемых на электроды преобразователя, показана на
рис. 3.7.а. Преобразователь предварительно нагревается до 700-^-900 °С
и межэлектродный зазор заполняется парами цезия под давлением
около 150 Па (рис. 3.7.6).
Нагрев эмиттера до рабочих температур осуществляется в
результате подачи на электроды импульсов напряжения 5-Н0 В
и длительностью до 100 мс. При этом в межэлектродном зазоре
поджигается и поддерживается цезиевая низковольтная дуга (плазма),
через которую с коллектора на эмиттер протекает электронный ток
силой 300 А и выше, что и приводит к разогреву электродов до
рабочих температур. В промежутках между импульсами нагрева от
эмиттера на коллектор подаются измерительные импульсы для снятия
ВАХ, длительностями (2-^-5 мс), значительно меньшими, чем импульсы
нагрева (рис. 3.8.а ).
Импульс
нагрева
Изолятор
/
1\гл
Диагностический импульс
(измерение ВАХ)
а)
"^е
700*900 °С
Эмиттер
О^ О
О
о
о
Коллектор
Атомы
■ цезия
Электрический
нагреватель
б)
Рис. 3.7. Временная диаграмма импульсов нагрева и измерения ВАХ
многоэлементных ЭГК (обратный нагрев)
а - временная диаграмма импульсов, подаваемых на электроды
преобразователя;
б - предварительный нагрев электродов преобразователя и подача
пара цезия в межэлектронное пространство

Генератор
импульсов
нагрева /
Генератор
диагностических
импульсов
Изолятор+Г^1500-1700^!
Эмиттер
|Дуга (плазма)
а)
Cs
Коллектор |
Т =700^900"С [4-
шшш
Сброс
тепла
/ Аппаратура
' для измерения
ВАХ
1,А
Режим
преобразования
энергии
U, В -4
6)
150
■300
Рис. 3.8. Основные этапы нагрева и снятия ВАХ многоэлементного
ЭГК импульсным методом
а - нагрев электродов до рабочих температур генератором
импульсов нагрева;
б - измерение ВАХ ЭКГ с помощью генератора диагностических
импульсов
При исследовании пятиэлементных ЭГК канал помещался
в рабочий участок, в котором съем тепла от коллектора осуществлялся
газо-водяным теплоносителем. В отдельных случаях вместо водяного
охлаждения использовался радиатор-излучатель (рис. 3.9 Б). Гелиевый
зазор и радиатор-излучатель были сконструированы так, чтобы
температура вдоль несущей трубы рабочего участка (как в пусковом,
так и в рабочем режимах) распределялась неравномерно: максимум
располагался в центре каждого элемента, а минимум - в зоне
коммутации между отдельными элементами (рис. 3.9 А).

Рис. 3.9. Схема испытания многоэлементного ЭГК
А. Распределение температур вдоль несущей трубы в пусковом (а)
и рабочем (б) режилшх.
Б. Теплообменник: 1 - газ; 2 - нагреватель; 3 - радиатор; 4 - ЭГК;
5 - гелиевый зазор; б - термопара; 7 - несущая труба.
В ходе исследований впервые подтверждена возможность
получения информации о работе многоэлементного ЭГК без
использования ядерного реактора.
Для петлевых испытаний термоэмиссионных ЭГК в ядерном
реакторе был предложен метод комбинированного нагрева
электродов. При комбинированном нагреве основная часть тепла
вносится реакторным излучением за счет тепловыделения топлива,
находящегося в сердечнике узла эмиттера. Другая часть тепла
вносится извне в результате подачи электрических импульсов. Метод
комбинированного нагрева электродов ЭГК обладает существенными
преимуществами:

• при петлевых испытаниях увеличивается выходная
электрическая мощность за счет повышения температуры
эмиттера без необходимости регулирования тепловой
мощности реактора;
• компенсируется снижение выходных электрических
параметров ЭГК в процессе работы за счет внешнего
нагрева без повышения мощности реактора.
Последовательность операций при петлевых испытаниях должна
быть следующей: предварительно нагревают электроды за счет
повышения мощности ядерного реактора и переводят ЭГК в дуговой
режим путем напуска в межэлектродный зазор паров цезия при
давлении 100-300 Па. Затем на электроды подаются электрические
импульсы нагрева длительностью до 100 мс.
В результате подачи импульсов нагрева в межэлектродном зазоре
возникает и протекает по направлению с коллектора на эмиттер
электрический ток от 100 до 300 А и выше при напряжении 3-8 В,
что приводит к дополнительному разогреву электродов до требуемой
температуры. После этого от эмиттера на коллектор подаются
измерительные импульсы (для снятия ВАХ), длительность (5-10 мс)
которых значительно меньше длительности импульсов нагрева.
Комбинированный нагрев был апробирован на комплексе
«HOT-КОМПАС» с использованием цилиндрического
термоэмиссионного модуля. Исследования были проведены для широкого
спектра температур электродов и величины давления паров цезия в
межэлектродном пространстве, что позволило оптимизировать условия
аналогичного нагрева ЭГК в активной зоне реактора (рис. 3.10,
З.П.).

Рис. 3.10. Функциональная схема аппаратуры нагрева и измерения
волътамперных характеристик ЭГК
1 - межэлектродный зазор; 2 - топливо; 3 ~ активная зона;
4 - источник паров цезия; 5 - изоляторы; 6 - ЭГК с эмиттером (Э)
и коллектором (К): Э, К - силовые выводы эмиттера и коллектора;
Rui - токосъемный шунт; Ек - источник компенсирующего
напряжения; Rw - источник ускоряющего напряжения (напряжения
нагрева); УТГ УТ2 - силовые транзисторные сборки регулирования
прямого и обратного токов ЭГК (транзисторный полумост);
ГИ - генератор импульсов нагрева и измерения В АХ;
СИ - измерительные каналы тока и напряжения ЭГК
Рис. 3.11. Сравнительные вольтамперные характеристики ЭГК при
нагреве электродов
1 - нагрев реакторным излучением;
2 - комбинированный нагрев

Заключение
Таким образом, действующая экспериментальная база позволяет
исследовать широкий спектр характеристик термоэмиссионных
ЭГК. Разработаны и апробированы методики внутриреаторных
и внереакторных исследований, некоторые из которых не имеют
аналогов в мире. Предложенный комбинированный метод нагрева
электродов позволит устранить трудности, возникающие при петлевых
испытаниях, расширяя получаемую информацию при работе ЭГК на
номинальной мощности реактора.
Список литературы
1. Ponomarev-Stepnoi, N.N. et al, Comparative Analysis of Concepts of
Single-cell and Multi-cell TFE of Thermionic NPS. - In: Proceedings
of the 10th Symposium on Space Nuclear Power and Propulsion. 1993.
N 259, p. 1347-1353.
2. Каландаришвили А.Г., Маилов Г.М. и др. Методика внереакторного
нагрева электродов и измерение вольтамперных характеристик
термоэмиссионных многоэлементных ЭГК. - Атомная энергия.
1995. Т. 78, вып. 2, с. 88-93.
3. Kalandarishvili A., et al. Development of a Technique for Ex-Reactor
Heating of Electrodes and for Obtaining Voltage-Current
Characteristics of Multi-Cell Thermionic Fuel Elements. - In: Proceedings of the
30th Intersociety Energy Conversion Engineering Conference. 1995.
V.l, pp. 631-635. July 30-August 4, 1995. Orlando, Florida.
4. Kalandarishvili A., Drozdov A., Stepennov B. Peculiarities of a
Method for Ex-Reactor Heating of Electrodes and Obtaining Voltage-
Current Characteristics of Multi-Cell Thermionic Fuel Elements. - In
bk.: Thirteen Symposium on Space Nuclear Power and Propulsion.
1996. V. 3, pp. 1279-1284. Albuquerque, New Mexico, 7-11 January
1996.
5. Васильева Т.В., Дударев Ю.И., Ермилов Б.И., Максимов М.З.,
Дроздов А.А., Игумнов Б.Н., Каландаришвили А.Г. Изучение
нагрева эмиттера термоэмиссионного преобразователя обратными

токами с коллектора. - В сб.: Нетрадиционная энергетика, ядерная
энергетика. 2002. Т. 8, с. 148-149. М.: МИФИ.
6. Каландаришвили А.Г., Дроздов А.А., Игумнов Б.Н., Новиков СЮ.
Разработка метода нагрева электродов и измерения вольтамперных
характеристик термоэмиссионных многоэлементных ЭГК в
условиях петлевых испытаний. - Атомная энергия. 2003. Т. 94,
вып. 6, с. 489-491.

4. Растворные реакторы «Гидра» и «Аргус»
Сост.: Павшук В.А., Хвостионов В.Е.
Введение
Летом 1962 года на правительственном уровне в СССР было
принято предложение ведущих ученых-ядерщиков о создании
импульсных ядерных реакторов для моделирования влияния радиации
ядерного взрыва на материалы, электронные приборы и биологические
объекты. Весной 1965 года два растворных реактора были введены
в эксплуатацию: реактор ВИР-1 во ВНИИЭФ и реактор ИИН-1 в
Институте атомной энергии (ИАЭ).
В процессе их создания отечественные исследователи решили все
научно-технические и проектно-конструкторские проблемы, опираясь
на собственный опыт ядерного реакторостроения, в частности, на
результаты создания и эксплуатации первого в СССР импульсного
реактора ИГР.
В 1967 году реактор ИИН-1 был заменён на усовершенствованный
реактор ИИН-3, на котором в 1970 году были проведены первые
отечественные эксперименты по ядерной накачке лазеров. Работа,
выполненная сотрудниками ИАЭ и Института ядерной физики МГУ,
была отмечена Государственной премией СССР. В 1971 году в ИАЭ
был введён в эксплуатацию импульсный растворный реактор второго
поколения «Гидра».
Растворные реакторы имеют ряд уникальных свойств:
• хорошо удовлетворяют требованиям экспериментаторов к
имитации радиации ядерного взрыва;
• относительно просты и по физике и по конструкции,
поэтому их можно было быстрее изготовить, чем реакторы
других типов;
• безопасны и надежны в эксплуатации.
Корпус растворного реактора заполнен раствором уранилсульфата,
который отличается хорошей химической стабильностью. Объем
раствора обеспечивает возможность создания мощного импульса
нейтронов длительностью в несколько миллисекунд. Генерирование
импульса производится путем быстрого вывода из зоны поглощающего

стержня. Самогашение цепной реакции в реакторе происходит
в результате расширения активной зоны: термического и пустотного,
связанного с образованием в растворе пузырьков газа.
Создаваемые в реакторе импульсы удовлетворяли задачам
экспериментов: длительность одна-две миллисекунды, спектр нейтронов,
близкий к спектру нейтронов реакции деления, а интегральный поток
нейтронов (флюенс) равнялся 1015 нейтрон/см2.
Наряду с исследованиями воздействия импульсной радиации на
электронную аппаратуру, значительное место было уделено изучению
ультрахолодных нейтронов, лазеров, экспериментам с биологическими
объектами, отработке методов нейтронно-активационного анализа
и др.
Успешное применение растворных импульсных реакторов в
исследованиях позволило расширить сферу их использования. И был
сделан следующий шаг - введен стационарный растворный реактор
«Аргус». В результате в ИАЭ был создан комплекс, состоящий из
стационарного реактора «Аргус» и импульсного реактора «Гидра».
4.1. Импульсной растворный реактор «Гидра»
Растворный реактор «Гидра» введен в эксплуатацию в РНЦ
в 1971 году. Он может эксплуатироваться в импульсном режиме
или на стационарной мощности. Реактор конструктивно не имеет
принципиальных отличий от реактора ИИН-3. Так, корпус и приводы
регулирующих стержней этих реакторов аналогичны.
В качестве корпуса реактора (рис. 4.1) был использован с
небольшими доработками серийный баллон высокого давления, паспортные
данные которого удовлетворяли большинству предъявляемых
требований. Технология изготовления корпуса обеспечивала высокое
качество всех работ, особенно сварочных.
Качество изготовления корпуса контролировалось не только
обычными испытаниями на механическую прочность и герметичность,
но осуществлялся также ультразвуковой, рентгеновский и гамма-
контроль. Элементы корпуса испытывались пооперационно и в сборе.
Для обеспечения необходимого энерговыделения в импульсе в корпус
реактора в качестве топлива заливался раствор уранилсульфата
(U02S04) с концентрацией 235U 79,2 г/л. В этом случае реактор имел
критическую загрузку ~2,4 кг и достаточно большой объем раствора,

что позволило вдвое увеличить полное энерговыделение в импульсе по
сравнению с энерговыделением в реакторе ИИН-35. Рабочая загрузка
реактора равнялась -40 литрам раствора, что создавало избыточную
реактивность ~6р\ Такой реактивности достаточно для компенсации
отрицательного мощностного коэффициента реактивности при работе
на стационарной мощности с разогревом раствора до температуры,
несколько меньшей, чем температура кипения.
Рис. 4.1. Корпус реактора «Гидра»
3 Максимальное энерговыделение в импульсе определяется допустимым
эперговыделением в единице объема раствора. Для водного раствора
уранилсульфата величина предельного энерговыделения из условия
термической стойкости раствора принимается 250-300 кал/см3.

Основные параметры реактора «Гидра»
Режимы работы
Ядерное топливо
Обогащение 235U, %
Загрузка 235U, кг
• критическая
• рабочая
Запас реактивности р
Минимальная длительность импульса, с
Максимальный поток нейтронов, н/см2-с
Тепловая мощность в стационарном
режиме, кВт
Импульсный или
стационарный
Водный раствор U02S04
90
2,4
3,2
6
2-Ю-3
8-1017
10
Реактор размещается в отсеке объёмом 3x3x4 м и имеет бетонную
биологическую защиту. Корпус реактора смонтирован на разборной
металлоконструкции, установленной на автономном фундаменте.
Металлоконструкция представляет собой четыре колонны, соединенных
попарно в верхней части поперечными балками. На балках установлена
рама, к кольцевому ригелю которой при помощи шпилек крепится
корпус. Крепление корпуса и фундамент рассчитаны на импульсную
нагрузку 300 тонн.
Облучаемые образцы размещаются как в центральном канале
диаметром 75 мм, так и снаружи корпуса. Размеры отсека аппарата
позволяют устанавливать образцы практически любых объемов. Как
правило, крупногабаритные образцы для облучения устанавливаются на
дистанционно управляемой транспортной тележке под днищем реактора.
Для проведения активационного анализа по короткоживущим изотопам
реактор оборудован быстродействующим пневмотранспортным
устройством (рис. 4.2). Две позиции облучения этого устройства
располагаются за корпусом реактора (одна в тепловой колонне), третья
позиция - в центральном экспериментальном канале.
Доставка образцов по магистрали диаметром 28 мм осуществляется
за ~1 с. Чувствительность активационного анализа чрезвычайно
велика и может достигать 10~9г/г. Реактор также используется для
исследований радиационных дефектов различных материалов в

высокоинтенсивных потоках быстрых нейтронов. Несомненный
интерес представляют проводимые на реакторе «Гидра» испытания
твэлов различных реакторов в режимах, имитирующих нейтронные
вспышки при реактивностных авариях, в том числе с разрушением
(расплавлением) топлива и оболочки твэла. На рис. 4.3 и 4.4 показаны
схема размещения твэла при таких испытаниях и твэл, разрушенный
в результате испытания.
Рис. 4.2. Пневмотранспортное устройство
1 - твэл;
2 - внутренняя ампула;
" 3 - внешняя ампула;
".'." 4 - центральный
экспериментальный канал;
'.'.'■*% 5 - кессон;
",'".'"' ®' защитная оболочка;
7 - уровень раствора топлива
в реакторе;
8 - дно корпуса реактора;
9 - дно центрального
_._ экспериментального канала.
Рис. 4.3. Размещение твэла при испытании в реакторе «Гидра»

Рис. 4.4. Вызванное вспышкой мощности разрушение твэла
с разрывом оболочки, расплавлением и выбросом ядерного топлива
в теплоноситель
Большой научно-технический и коммерческий потенциал
реактора «Гидра» для проведения широкого спектра исследований в
совокупности определяется следующими факторами:
- естественно присущей безопасностью;
- возможностью работать в импульсном и стационарном
режимах;
- простотой и надёжностью эксплуатации;
- широкими экспериментальными возможностями;
- малочисленностью операционного персонала;
- низкой стоимостью;
- объединением в единый исследовательский комплекс со
стационарным исследовательским ядерным реактором
«АРГУС».

4.2. Исследовательский реактор «Аргус»
Гомогенный реактор «АРГУС» на тепловых нейтронах является
единственным в мире стационарным растворным реактором для
широкого применения для ядерно-физических методов анализа и
контроля (рис. 4.5). Он успешно работает в ИАЭ с 1981 года и имеет
высокие показатели по экономичности и безопасности.
Рис. 4.5. Исследовательский ядерный растворный реактор «АРГУС»
Реакторная установка включает в себя (рис. 4.6):
• реактор (активная зона, корпус, отражатель);
• систему управления и защиты;
• устройство каталитической регенерации продуктов
радиолиза;

• систему охлаждения;
• вакуумную систему.
Система регенерации
Теплообменник
Конденсатосборник
Каталитический
Н2-02-рекомбинатор
Нагреватель
Активная зона
Отражатель
Рис. 4.6. Реакторная установка «Аргус»
Недорогой, компактный и безопасный специализированный
реактор «Аргус», работающий на стационарной мощности в несколько
десятков киловатт, позволяет проводить широкий спектр уникальных
исследований, в том числе высокочувствительные многоэлементные
активационные анализы, неразрушающии контроль изделий методом
нейтронной радиографии, наработку радионуклидов и т.д. [1-4].
При эксплуатации реактора используются стендовые системы
реакторного здания (радиационного дозиметрического контроля,
вентиляции, связи и оповещения и т. д.). Основное оборудование
реактора - активная зона в корпусе, графитовый отражатель, органы
регулирования и защиты, система охлаждения (кроме насосов),
устройство каталитической регенерации продуктов радиолиза
воды топливного раствора - расположены в отсеке реактора за

биологической защитой. Вне отсека вынесены измерительные приборы
системы управления и защиты, исполнительные механизмы органов
регулирования и защиты, насосы системы охлаждения и система
откачки и локализации газов.
Активная зона реактора состоит из водного раствора
уранилсульфата с рН 1, залитого в корпус, представляющий собой
сварной цилиндр с полусферическим дном и плоской крышкой. Внутри
корпуса вертикально установлены центральный и два симметричных
периферийных «сухих» канала, погруженных на максимальную
глубину. Там же расположен змеевик охлаждения. Элементы активной
зоны (корпус, каналы, змеевик и т.д.), находящиеся долгое время в
контакте с топливным раствором, выполнены из нержавеющей стали
марки 08Х18Н10Т. Эта сталь и сварные швы показали достаточную
коррозионную стойкость в процессе эксплуатации. Корпус реактора
окружен боковым и нижним торцевым графитовыми отражателями.
По внешней форме установка представляет собой параллелепипед с
основанием 1,5x1,5 м и высотой 1,3 м.
Система управления и защиты обеспечивает безопасное
подкритическое состояние реактора в нерабочее время, вывод реактора
на рабочую мощность и автоматическое регулирование его на этом
уровне необходимое время, плановый и внеплановый остановы
реактора. Для надежного контроля в подкритическом состоянии
имеется пусковой источник нейтронов, который располагается за
корпусом и может перемещаться с помощью электромеханического
привода. Органами регулирования и защиты являются два стержня,
выполненных в виде втулок из карбида бора в стальной оболочке.
Во внутренней полости каждого стержня размещается стержень
компенсации реактивности из карбида бора в оболочке. Регулирующие
стержни располагаются в периферийных каналах корпуса реактора.
Автоматический регулятор из карбида бора перемещается в зазоре
между корпусом реактора и отражателем. Контроль мощности
(интенсивности цепной реакции) и соответствующая защита
осуществляется четырьмя независимыми измерительными каналами,
регистрирующими нейтроны:
• два канала контроля (защиты) уровня мощности;
• два канала контроля (защиты) скорости нарастания
мощности.

Канал автоматического регулирования осуществляет вывод
реактора из подкритического состояния на мощность и стабилизацию
мощности с погрешностью не более 1%. Время вывода реактора на
номинальную мощность составляет 20 минут.
Газообразные продукты радиолиза топливного раствора
регенерируются в устройстве, включающем каталитический
рекомбинатор, теплообменник и трубопроводы. Регенератор вместе
с корпусом реактора образует герметичную систему, исключающую
утечку продуктов деления в окружающую среду. Газовая смесь
поступает на регенерацию в результате естественной циркуляции.
Скорость регенерации водорода достаточна для поддержания его
концентрации в корпусе реактора ниже нижнего порога взрываемости
в смеси с воздухом.
Реактор при работе на мощности охлаждается дистиллированной
водой, циркулирующей с помощью насоса по змеевику внутри корпуса
(первый контур). Охлаждение дистиллированной воды осуществляется
технической водой во внешнем теплообменнике.
Устройство откачки газов предназначено для удаления
газообразных продуктов деления из свободного объема корпуса
реактора. После необходимой выдержки они сбрасываются в
вентиляционную систему при проведении регламентных работ на
реакторе и установлении начального давления в корпусе реактора
(0,3-0,5 кг/см2).
Для проведения ядерно-физических исследований реактор оснащен
различными экспериментальными устройствами. Для облучения
образцов реактор оборудован вертикальными экспериментальными
каналами - центральным (в активной зоне) и в отражателе. Для
работы с короткоживущими радионуклидами часть каналов, включая
центральный, оборудована пневмотранспортными устройствами.
Высокая самозащищенность реактора, обусловленная
физическими процессами в растворе топлива, и практически отсутствие
радиационных нагрузок на персонал и окружающую среду делают его
эксплуатацию безопасной при любых неисправностях оборудования
и ошибках персонала.

Основные параметры реактора «Аргус»:
Топливо
Обогащение по U235, %
Концентрация U235 в растворе топлива, г/л
Объем раствора топлива, л
Номинальная тепловая мощность, кВт
Плотность потока тепловых нейтронов,
нейтрон/см2-с
- в центральном канале
- в отражателе
Водный раствор
уранилсульфата
90
73,2
22
20
5-Ю11
1.0+2.8-1011
4.3. Производство медицинских изотопов
Агрегатное состояние топлива реактора «Аргус» - водный
раствор уранилсульфата - открывает уникальные возможности
для селективного выделения целевых радиоизотопов "Mo, 89Sr,
|3Ч, тХе из топливного раствора, содержащего как 235U, так и
основную группу осколочных элементов. Это позволяет снизить
расход делящихся материалов и выход высокоактивных отходов.
При наработке радиоизотопов в гетерогенных реакторах выделение
целевых изотопов из твэлов, имеющих герметичные оболочки,
значительно более сложно. Некоторые реакторные изотопы, например,
терапевтический радиоизотоп 89Sr, можно нарабатывать только в
растворных реакторах.
В 1998-2007 годах в РНЦ «Курчатовский институт» на базе
реактора «Аргус» созданы опытные устройства для выделения "Мо
и 89Sr (рис. 4.7).
Для наработки и выделения "Мо созданы транспортные средства
доставки сорбента в «горячие» камеры, где проводится десорбция и
очистка "Мо. Разработана радиохимическая технология получения
готового продукта и методы оперативного контроля производства
и качества исходного продукта.
Разработана перспективная технология производства Sr89 из
газообразного осколка деления (Кг89), образующегося в активной зоне.

Глубокая очистка конечного продукта (89Sr) от радиоактивных примесей,
в первую очередь, от 90Sr, достигается путём непродолжительной
выдержки для распада изотопов-предшественников (89Кг, 90Кг) в
специальной емкости, соединенной трубопроводами с реактором.
Предлагаемый способ производства 89Sr отличается высокой
производительностью (выход осколка деления 89Кг составляет ~ 5%)
при значительно более низких капитальных и эксплуатационных
затратах по сравнению с традиционными способами.
Рис. 4.7. Реактор «Аргус» с экспериментальными устройствами
для получения молибдена-99 и стронция-89
Производство осколочного молибдена-99 и стронция-89 на
реакторе «Аргус» при сохранении высокой удельной активности
конечных продуктов позволяет избежать тех проблем, которые
свойственны традиционному «мишенному» способу получения
осколочных радионуклидов. Отсутствует необходимость использовать
ядерный реактор сравнительно большой мощности (не менее 10 МВт),
требующий всестороннего обеспечения эксплуатации, включая
обращение с радиоактивными отходами, компенсацию потерь ядерного
топлива при выделении продукта и т. п. Действительно, разработанные
новейшие технологии позволяют снизить необходимую мощность
реактора в 100 и более раз по сравнению с мощностью реактора в
традиционной технологии, что не только влечет снижение общего
количества радиоактивных отходов, но и допускает размещение
реактора в населенных районах и облегчает процесс лицензирования

в надзорных органах. При этом эффективность использования 235U
приближается практически к 100%, в то время как в мишенной
технологии только 0,4% 235U расходуется на получение продукта,
а остальная его часть после переработки мишени, как правило,
направляется в отходы. При этом исключается необходимость
изготовления урановых мишеней. Кроме того, разработанные
технологии позволяют снизить обогащение урана при производстве
"Мо, что способствует решению проблемы нераспространения опасных
ядерных материалов.
Полученные к настоящему времени результаты позволяют
начать разработку ядерно-химического комплекса для коммерческого
высокотехнологичного производства медицинских радиоизотопов,
в первую очередь, молибдена-99 и стронция-89. Целесообразно
ориентироваться на применение универсального реакторного блока
с двумя реакторами типа «Аргус» тепловой мощностью по 50 кВт
каждый. По предварительным оценкам, производительность такого
комплекса в год составит 20 тыс. кюри "Мо (при нормировке на
6-е сутки после облучения) и 250 кюри 89Sr стоимостью около 4 млн
долл. (США).
Список литературы
1. Хвостионов В.Е. Исследовательский растворный реактор "Аргус-21".
- С сб.: Труды совещания специалистов по обмену опытом
реконструкции исследовательских реакторов в странах-членах
СЭВ. М. 1984.
2. Дрынкин В.И., Керзин А.Л., Хвостионов В.Е. Возможности
малогабаритного реактора "Аргус" для активационного анализа
проб из золоторудных месторождений. - Атомная энергия. 1987.
Т. 62, вып. 3, с. 179-180.
3. Neretin S., Talysin V., Khvostionov V. Laboratory of nuclear analysis
and control methods with purpose reactor. - J. Radioanalytical and
Nuclear Chemistry Articles. 1985. V. 88, N 1, p. 109-113.
4. Афанасьев Н.М., Беневоленский А.Н., Венцель О.В. и др. Реактор
"Аргус" для лабораторий ядерно-физических методов анализа и
контроля. - Атомная энергия. 1986. Т. 61, вып. 1, с. 7-9.

5. Экспериментальные исследования физики
высокотемпературных реакторов на критическом
стенде «Астра»
Сост.: Компаниец Г.В., Глушков Е.С., Самарин Е.Н., Поляков Д.Н.
Введение
Среди перспективных типов реакторов для обеспечения
энергетических потребностей в XXI веке рассматривается
высокотемпературный реактор с гелиевым теплоносителем, в котором
используется топливо в виде частиц с многослойными керамическими
покрытиями. Высокая температура гелия (850-1000 °С) на выходе
из активной зоны существенно повышает КПД и экологическую
привлекательность ядерной энергетики, в том числе из-за снижения
тепловых выбросов в атмосферу, что в свою очередь позволяет
использовать сухие градирни, а, следовательно, размещать АЭС
в районах с ограниченными водными ресурсами. Использование
химически устойчивого многослойного микротоплива с
многочисленными барьерами, препятствующими выходу продуктов деления,
повышает внутреннюю самозащищенность, а, следовательно,
безопасность реактора и облегчает решение проблемы
нераспространения ядерных материалов.
Некоторые особенности конструкции реакторов ВТГР влияют на
их нейтронно-физические характеристики. Так, для реактора ГТ-МГР
такими особенностями являются:
- двойная гетерогенность реактора, связанная с тем, что
топливные микрочастички размещены в графитовой матрице
твэла, которые в свою очередь гетерогенно размещены в
активной зоне;
- влияние положения регулирующих стержней на
распределение энерговыделения по высоте из-за большой
«вытянутости» активной зоны (высота почти вдвое
превышает диаметр);
- кольцевая конструкция активной зоны и высокая радиальная
неравномерность энерговыделения приводят к образованию

максимумов температур на границах активной зоны
с внутренним и боковым графитовыми отражателями;
- размещение регулирующих стержней преимущественно
в боковом отражателе и только частично в активной зоне
и во внутреннем отражателе.
Эти особенности затрудняют компьютерные расчёты и
требуют экспериментального обоснования нейтронно-физических
характеристик.
5.1. Конструкция критического стенда «Астра»
Критический стенд «Астра» был введен в эксплуатацию в 1980 году
для экспериментального изучения нейтронно-физических параметров
разрабатывавшихся в то время высокотемпературных реакторов с
графитовым замедлителем и гелиевым теплоносителем (проекты ВГР-
50, ВГМ и ВГ-400). С 1994 года, на стенде проводятся эксперименты
по международным проектам, в том числе на критических сборках,
моделирующих физические особенности высокотемпературных
реакторов с кольцевой активной зоной PBMR (ЮАР) и ГТ-МГР
(Россия, США, Франция, Япония).
Общий вид стенда «Астра» представлен на рис. 5.1. На нем
хорошо видны металлические крышки, закрывающие сверху боковой
отражатель, восьмигранная активная зона и взведенные стержни
аварийной защиты. На рис. 5.2 показано размещение стенда в
лабораторном корпусе.
Рис. 5.1. Общий вид критического стенда «Астра»

]ф
-11600
щтжштВШ
чий стог
Транспортное помещение
*V
Помещение пультовой
?ЕЙ
■
6400
о
о
см
о
о
CD
о
о
ю
ю
Рмс. 5.2. Размещение стенда «Астра» в лабораторном корпусе
Несущей конструкцией сборки является стальной цилиндрический
корпус (диаметр 3820 мм, высота 4630 мм, толщина стенки 10 мм)
с днищем (толщина 30 мм). Внутри корпуса располагается кладка
графитовых блоков, которая образует боковой и нижний торцевой
отражатели. Каждый графитовый блок бокового отражателя имеет
поперечное сечение 25 i!6 х25 £!6 см и вертикальный канал диаметром
11,4+0 °23 см, в который может устанавливаться цилиндрическая пробка
из графита диаметром 11,4"0023 см (рис. 5.3, 5.4). При тех же поперечных
размерах высота графитового блока нижнего отражателя составляет
40,00 ± 0,05 см. В центральной части графитовой кладки формируется
полость, предназначенная для монтажа активной зоны той или иной
конфигурации. Так, были исследованы активные зоны реакторов
ВГР-50, ВГ-400, PBMR, ГТ-МГР (рис. 5.5).

Рис. 5.3. Графитовый блок кладки отражателей
V>7
\4. Кладка бокового отражателя вблизи корпуса, фланец
которого виден на фотографии рис. 5.1

ВГР-50
ВГР-400
ъ~
PBMR
=►
=►
ГТ-МГР
Рис. 5.5. Критические сборки реакторов, исследовавшихся на стенде
«Астра»
Для создания кольцевой конфигурации активной зоной
в центральной части полости помещается внутренний графитовый

отражатель (рис. 5.6, 5.7). Пространство между отражателями
заполняется шаровыми твэлами до разного уровня по высоте.
1 - кольцевая активная зона
с шаровыми твэлами;
2 - нижний торцевой отражатель;
3,4- опорная конструкция
внутреннего отражателя;
5 - боковой отражатель;
6 - разделительный лист
из алюминиевого сплава;
7 - верхний торцевой отражатель;
8 - внутренний отражатель.
Рис. 5.6. Поперечное сечение критической сборки с кольцевой
активной зоной (размеры приведены в см)
1 - боковой графитовый
отражатель с верхними
крышками;
2 - кольцевая активная зона;
3 - внутренний отражатель
из графитовых блоков;
4 - канал для регулирующего
стержня К07;
5 - стержень аварийной защиты.
Рис. 5.7. Фотография кольцевой активной зоны критической сборки
В критических экспериментах используется топливо на основе
диоксида урана промежуточного обогащения (около 21% 235U).
Наружный диаметр шарового твэла составляет 6,0 см. В каждом
твэле содержится 2,440 ± 0,002 (1а) г урана. Топливные частицы с

покрытиями, находящиеся внутри топливного сердечника, состоят из
сферического керна из диоксида урана и окружающих его четырех
оболочек (рис. 5.8).
Топливные элементы
Топливная
частица
1 - сердечник топливного
элемента с покрытыми
топливными частицами;
2 - графитовое покрытие
шарового топливного
элемента;
3, 4,5,6- оболочки.
Керн
Рис. 5.8. Шаровой твэл
Диаметр керна из диоксида урана составляет 511 ± 5 (1а) мкм.
Защитные оболочки керна имеют разный состав и назначение:
Слой Г.
пироуглерод (РуС) малой плотности толщиной 94 ± 7 (1а) мкм,
(буферный слой);
Слой 2:
пироуглерод (РуС) высокой плотности толщиной 72 ± 4 (1а) мкм;
Слой 3:
карбид кремния (SiC) толщиной 51 ± 1 (1а) мкм;
Слой 4:
пироуглерод (РуС) высокой плотности толщиной 57 ± 1 (1а) мкм.
В активную зону, кроме твэлов, могут загружаться поглощающие
элементы (пэлы) и «холостые» сферические элементы (хелы). Они
также имеют наружный диаметр 6,0 см. По аналогии с твэлами, пэлы
имеют внутренний сердечник диаметром 4,0 см, представляющий собой
графитовую матрицу с равномерно распределенными частичками

карбида бора природного изотопного состава. Средний диаметр
этих частичек 60 мкм, а полная масса карбида бора в одном пэле
составляет 0,1 г. Хелы сделаны из реакторного графита плотностью
1,68 г/см3.
Возможность заполнения активной зоны смесью твэлов, пэлов и
хэлов позволяет моделировать различные её конструкции.
Регулирование и компенсация запаса реактивности осуществляются
регулирующими стержнями, которые по функциональному назначению
делятся на компенсирующие органы (КО) и стержни аварийной защиты
(A3), а также стержня ручного регулирования (РР). Стержни КО и
A3 имеют одинаковую конструкцию: две части стержня соединены
шарниром вертикально одна над другой. В каждой части имеется
кластер, состоящий из 15 стальных трубок наружным диаметром
1,250 ± 0,005 см и толщиной стенки 0,120 ± 0,002 см. Трубки заполнены
карбидом бора плотностью 1,56 г/см3 и равномерно распределены
по окружности диаметром 7,600 ± 0,005 см (окружность проходит
через оси трубок). Высота стержней 387,50 ± 0,01 см. Стержни КО и
A3 могут перемещаться в центральных каналах графитовых блоков
бокового и/или внутреннего отражателя.
«Тонкое» регулирования осуществляется стержнем ручного
регулирования, который представляет собой двойную трубу из
алюминиевого сплава, заполненную воздухом. Наружный диаметр
внешней трубы составляет 9,00 ± 0,02 см при толщине стенки
0,250 ± 0,002 см, наружный диаметр внутренней трубы 7,50 ± 0,02 см при
толщине стенки 0,250 ± 0,002 см, высота стержня РР 388,5 ± 0,05 см.
Критический стенд «Астра» имеет следующие параметры:
Геометрия сечения активной зоны
Максимальный диаметр активной
зоны, мм
Максимальная высота активной
зоны, мм
Параметры шарового твэла:
- диаметр, мм
- загрузка 235U, г
- обогащение по 235U, %
Квадрат, многограннник, круг,
кольцо
2800
4600
60
0,51
около 20

Число шаровых элементов:
- твэлы, шт.
- пэлы, шт.
- ХЭЛЫ, ШТ.
Внешний диаметр бокового
отражателя, мм
Высота бокового отражателя, мм
Толщина нижнего торцевого
отражателя, мм
Толщина верхнего торцевого
отражателя, мм
Число регулирующих стержней
50000
2500
15000
3800
4600
400 (может изменяться)
600 (устанавливается
при необходимости)
до 24
5.2. Переход к проведению benchmark экспериментов
В мировой практике принято, что в benchmark эксперименте
полная неопределенность экспериментального определения значения
Krff должна составлять примерно ± 0,5% (1а). На критическом стенде
«Астра» были проведены специальные работы с целью подтверждения
точности экспериментальных данных в соответствии с современными
требованиями и для получения статуса «benchmark». В частности,
были проведены следующие операции:
• статистическая обработка паспортных данных на все
топливные элементы (всего было поставлено 126 партий
твэлов); все твэлы имеют паспортные данные предприятия-
изготовителя, включая полные данные на топливные
частицы с оболочками;
• подробный анализ информации по характеристикам
графитовых блоков;
• дополнительное взвешивание твэлов и графитовых блоков,
химический анализ графита, уточнение геометрических
размеров сборки;
• экспериментальные исследования влияния на реактивность
изменения внешних параметров (температура, давление,
влажность), датчиков (ионизационные камеры) и других
элементов;

• подробные компьютерные расчеты сборки с учетом двойной
гетерогенности топлива и т.д.
На примере критической сборки с кольцевой активной зоной
пяти различных конфигурации были получены характеристики,
удовлетворяющие требованиям, предъявляемым в benchmark
экспериментам (табл. 5Л)4.
Таблица 5.1
Сводка экспериментальных неопределённостей
определения keft (1a)
Двусторонние параметры
Определение критического
состояния
Эффективность стержня РР
Эффективность стержня^ К05
Обогащение топлива по 235U
Распределение топлива в
сердечнике твэла
Диаметр керна микротоплива
Плотность керна из 1Ю2
Масса урана в твэле
Толщина слоя SiC
Плотность слоя SiC
Диаметр твэла
Диаметр топливного сердечника
твэла
Плотность графитовой матрицы
твэла
Концентрация 234U
Концентрация 236U
Коэффициент упаковки твэлов в
активной зоне
Неопределённость
ПМ
пм
+ 0,0001
± 0,0001
пм
±0,0001
± 0,0002
± 0,0001
± 0,0003
+ 0,0002
± 0,0004
+ 0,0004
+ 0,0004
ПМ
пм
пм
4 ПМ - пренебрежимо малый вклад

Распределение коэффициента
упаковки твэлов
Внешний диаметр графитового
элемента (хэл)
Плотность графитового элемента
Коэффициент упаковки
графитовых элементов в верхнем
торцевом отражателе
Поперечные размеры активной
зоны и боковых отражателей
Высота шаровой засыпки
Толщина верхнего торцевого
отражателя
Поперечные размеры активной
зоны и верхнего отражателя
(d1, d2)
Высота внутреннего отражателя
Лист из алюминиевого сплава
АМг2 в основании верхнего
отражателя
Толщина нижнего торцевого
отражателя
Внешний диаметр бокового
отражателя
Высота бокового отражателя
Эффективная плотность верхнего
торцевого отражателя
Эффективная плотность бокового
отражателя
Эффективная плотность нижнего
торцевого отражателя
Содержание примесей в графите
твэлов и отражателей
+ 0,0001
+ 0,0004
+ 0,0004
+ 0,0004
± 0,0018
± 0,0006
ПМ
+ 0,0003
+ 0,0004
+ 0,0004
+ 0,0004
ПМ
± 0,0004
ПМ
+ 0,0002
± 0,0004
± 0,0024

Диаметр трубок с карбидом бора,
включенных в кластер,
для стержней КО, A3 и НПС
Толщина стенки трубок в
кластерах для стержней КО, A3
и НПС
Диаметр расположения центров
трубок с карбидом бора в
кластере для стержней КО, A3
и НПС
Высота стержней КО, A3 и НПС
Плотность нержавеющей стали
для стержней КО, A3
и неизвлекаемого поглощающего
стержня
Плотность карбида бора для
стержней КО, A3
и неизвлекаемого поглощающего
стержня
Обогащение по 10В для стержней
КО, A3 и неизвлекаемого
поглощающего стержня
Парвметры стержня РР
Температура
ПМ
ПМ
± 0,0001
± 0,0004
ПМ
ПМ
ПМ
ПМ
ПМ
Неопределенности, связанные со смещением
и модельным упрощением
Наличие нейтронных детекторов
Примеси в компонентах
микротоплива
Экспериментальные каналы
и крепление трубы канала для
стержня К06 из алюминиевых
сплавов
Окружение критической сборки
Полная неопределенность
+ 0,0001
± 0,0002
± 0,0001
± 0,0009
±0,0036

Реальным признанием качества проделанной работы явилось
включение экспериментов с кольцевой активной зоной в международный
справочник оцененных критических benchmark экспериментов.
5.3. Особенности экспериментов по исследованию разных
проектов реакторов
Моделирование реактора с шаровыми твэлами. Необычная задача
была решена при моделировании реактора PBMR. В первоначальном
варианте проекта реактора активная зона имела кольцевую форму,
причем внутренний отражатель формировался за счет загрузки
шаровых хэлов при загрузке самого реактора сверху. По периферии
активной зоны загружались твэлы. При этом возникала промежуточная
зона, где шары пэлов и твэлов перемешиваются (зона смешивания).
На критическом стенде «Астра» исследовалось влияние изменения
состава и размеров зоны смешивания на нейтронно-физические
характеристики реактора.
При моделировании в качестве одного из критериев подобия было
выбрано отношение ядер замедлителя (графита) к ядрам делящегося
материала (235U) - C5, которое определяет спектр нейтронов в активной
зоне. В одном свежем твэле реактора PBMR содержится 9 г урана с
обогащением примерно 8% 235U (параметры реактора приводятся на
момент проведения экспериментов и могли измениться в процессе
работы над проектом), или примерно 0,7 г 235U. При работе реактора
на мощности в равновесном режиме значение С5 изменяется от 6000
до 10000 в результате выгорания топлива.
В топливе, загружаемом в реактор стенда «Астра», в твэле
содержится меньше урана - 2,4 г, но с большим обогащение по 235U
(примерно 21%), следовательно, содержание 235U в твэле составляет
примерно 0,5 г. При этом величина С5 оценивается в 8000, т.е. находится
внутри диапазона значений С5 для реактора PBMR. Для соблюдения
адекватности относительного поглощения нейтронов в активной зоне
реакторов PBMR и стенда «Астра» при моделировании потребовалось
добавление определённого числа пэлов. Выбор геометрических
параметров критической сборки был проведен, исходя из условия
примерного соблюдения геометрического подобия шаровой засыпки
обоих аппаратов.

Для реализации принятых решений была разработана специальная
процедура загрузки критической сборки и соответствующее
оборудование. Из графитовых блоков была подготовлена единая
полость активной зоны. С помощью специального устройства
(«гребенки») были сформированы три радиальных зоны (рис. 5.9):
- центральная, состоящая только из графитовых шаровых
элементов - хэлов;
- промежуточная, состоящая из заданной смеси твэлов, пэлов
и хэлов;
- активная зона, состоящая из смеси твэлов и пэлов.
Центральный л конструкция
!— Активная Источник нейтронов I
ионизационные зона j Внутренний j
камеры Зона отражатель Счетчик нейтронов
смешивания
Рис. 5.9. Продольное сечение критической сборки, моделирующей
реактор PBMR (размеры в мм)

По мере загрузки гребенку поднимали, удаляя из активной зоны
(рис. 5.10, 5.11). Поскольку смеси шаровых элементов готовились
в небольших объемах и загружались небольшими порциями
(для обеспечения ядерной безопасности) создавалась достаточно
равномерная структура в каждой зоне, несмотря на стохастический
характер загрузки (в частности, исключалась возможность того, что
пэлы сгруппируются в одном месте).
Рис. 5.10. Гребенка, установленная в полости активной зоны
критической сборки
Рис. 5.11. Предварительное исследование степени перемешивания
шаровых элементов между зонами (опыт с пэлами)

Имеющаяся в реакторе PBMR полость над шаровой засыпкой
была смоделирована на стенде при помощи специальной алюминиевой
конструкции, на которой затем устанавливался верхний торцевой
отражатель из графитовых блоков, аналогичных блокам бокового
отражателя (рис. 5.12).
Рис. 5.12. Алюминиевая конструкция, имитирующая полость
над шаровой засыпкой
Проведено три серии экспериментов с варьированием размера
зоны смешивания и диаметра внутреннего отражателя (табл. 5.2).
Таблица 5.2
Параметры экспериментов, см
Серия
1
2
3
Активная зона

Эквивалентный
внешний
диаметр
181,0
181,0
181,0
Толщина
37,3
29,2
29,2
Зона смешивания
Внешний
диаметр
105,5
122,7
122,7

Внутренний
диаметр
72,5
72,5
36,6
Толщина
16,5
25,1
43,0
Внутренний
отражатель
Внешний
диаметр
72,5
72,5
36,6
В каждой серии экспериментов исследовано несколько
конфигураций критической сборки, отличающихся высотой активной
зоны, наличием имитатора полости и верхнего торцевого отражателя.

Во всех исследованных конфигурациях сборка была критической и
имела соответствующий запас реактивности. Измерялись эффективности
отдельных стержней и их комбинаций.
Эффективности стержней и их комбинаций определялись
методом сброса необходимого набора стержней. Показания
измерителя реактивности (ПИР-4), в основе которого лежит модель
обратной кинетики реактора, обрабатывались с помощью процедур
дисперсионно-регресионного анализа.
Относительное распределение числа делений по объему
критической сборки исследовалось методом непосредственной
регистрации у-излучения продуктов деления в урановых образцах.
Образцы размещались в экспериментальных каналах сборки и
облучались в течение полутора часов на постоянной мощности
(0,8.. .1,0 Вт). Приборами регистрировались у-кванты осколков деления.
Урановые образцы представляли собой прямоугольные полоски
размером 14x4 мм и толщиной 0,5 мм, обогащение урана составляло
90% (масса 235U в одном детекторе примерно 7,5 мг). На рис. 5.13
показано характерное относительное распределение скоростей реакции
деления по радиусу активной зоны для разной её конфигурации.
О 38 76 114 152 190 г, СМ
у (г) - полиномиальная регрессия, которая получена при
аппроксимации результатов измерений,
ф, - коэффициент нормировки, связанный с изменением высоты
активной зоны в исследованных конфигурациях.
Рис. 5.13. Характерное относительное распределение скоростей
реакций деления (Аи) по радиусу (г) для разных конфигураций
критической сборки на заданной высоте

Температура нейтронного газа определялась методом кадмиево-
гадолиниевого «термометра», который основан на использовании
измерений реактивности специальных образцов в критической
сборке. При этом измерялись эффекты реактивности образцов,
поглощающие свойства которых сильно различаются и зависят от
энергии нейтронов теплового спектра (кадмий, гадолиний). Эффекты
реактивности поглощающих образцов были измерены в различных
местах критической сборки.
Измерения отношения эффективной доли запаздывающих
нейтронов к эффективному времени жизни нейтрона (З^Д.^ отношения
реактивности к эффективной доле запаздывающих нейтронов Рс(/Ре|Т,
эффективности детектора е к делениям 235U в секунду и мощности
сборки проводились с применением метода Симмонса-Кинга и
статистического метода Фейнмана. Управление экспериментом
и обработка результатов измерений осуществлялись с помощью
комплексов оригинальных расчётных программ, установленных на
управляющем компьютере.
Продолжительность инжекции нейтронов из импульсного
нейтронного генератора (ИНГ) в экспериментах по методу Симмонса-
Кинга существенно меньше, чем время генерации нейтрона в сборке и,
следовательно, форма распределения нейтронов в импульсе генератора
не влияла на результаты измерений.
Эксперименты проведены для различных состояний критической
сборки в диапазоне 0<|р. |/3 <5. Величины подкритичности
определялись по результатам измерений (прибор ПИР-4) и последующей
обработкой показателей по программе STARM [6]. Параметр а
() =Ре(Т// измерялся вблизи критического состояния.
Обработка результатов измерений включала вычисление скорости
поступления в каждый канал отсчетов, расчет и вычитание величины
фона, отбрасывание начального временного участка, на котором
проявляются высшие гармоники, обработку спада основной гармоники
по методу наименьших квадратов. Определено значение параметра
pcfr//=4,22 ±0,40.
Для определения мощности по методу Фейнмана использовалось
[10] соотношение C = F-eAt, где С - среднее число отсчётов,
зарегистрированных временным анализатором в интервале At [сек], F
- мощность реактора (критической сборки) [дел/сек], е - эффективность
детектора, которая рассчитывается по известному уравнению

е=е(С2-(С)2/С,р./реП.,агА1).
В состав оборудования входили измеритель реактивности
(ПИР-4), импульсные измерительные тракты и четырехканальные
шестнадцатиразрядные пересчетные приборы стандартных
импульсов.
Эффективность детекторов в экспериментах составляла
(2,1 ± 0,2)-104 [отсчетов/дел.]. Эффективность тока камер к мощности
составила (6,34 ± 0,59)-106 [Вт/А], причем связь тока камер ПИР-4 и
мощности сборки носила линейный характер.
Моделирование реактора ГТ-МГР с призматическими твэлами.
ГТ-МГР - высокотемпературный гелиевый реактор с кольцевой
активной зоной на основе призматических цилиндрических топливных
компактов с микротопливом. Внутренний отражатель реактора
собирается из графитовых блоков.
На критическом стенде «Астра» в настоящее время используются
только шаровые твэлы. Из них была создана сборка, которая хорошо
моделирует призматические топливные компакты (табл. 5.3).
Таблица 5.3
Основные характеристики реактора ГТ-МГР и стенда «Астра»
при моделировании реактора ГТ-МГР
Характеристика
Конструкция активной
зоны
Отношение высоты к
толщине активной зоны
Отношение высоты
к диаметру активной
зоны
Отношение толщины
к диаметру активной
зоны
Отношение диаметра
регулирующего
стержня к диаметру
активной зоны
Замедлитель
Реактор
ГТ-МГР
Кольцевая
8,5
1,7
0,20
0.03
Стенд «Астра»
Кольцевая
8,7
1,8
0,22
0,04
Графит

Замедлитель
отражателей (БО, ВО,
НТО, ВТО)
Поглотитель в
регулирующих
стержнях
Расположение
регулирующих
стержней
Топливо
Диаметр керна
микротоплива, мкм
Соотношение Nc/Nf2)
Тип топлива
Покрытие
микротоплива
Материал матрицы
топлива
Графит
Карбид природного бора
Боковой отражатель, активная зона и внутренний отражатель
Оксид урана,
обогащение
14% 235U
500
7900
Оксид плутония
без разбавителя
200
7200
Оксид урана,
обогащение
20% 235U
500
7800
Оксид
плутония без

разбавителя 1)
200
3600-7800
Микротопливо
TRISO
Графит
'' Эксперименты с плутониевым топливом будут проводиться по мере его
поступления.
:! Nc/Nf - отношение количества ядер графита к среднему по кампании
количеству делящихся ядер в активной зоне.
Результаты экспериментов предназначены для верификации
расчетных программ, используемых в проекте ГТ-МГР, например,
программ MCU, JAR, WIMS D4 и др.
Для выполнения экспериментов была реализована специальная
конструкция критической сборки «Астра», включающая:
- твердый внутренний отражатель;
- специальный канал для исследования эффективности
регулирующих стержней в шаровой засыпке;
- специальный канал для размещения регулирующего стержня
внутри внутреннего отражателя;
- небольшие каналы по диаметру критической сборки для
размещения в них активационных детекторов и исследования
относительного распределения скорости реакции деления;

- специальные каналы по внешнему периметру активной зоны
на границе с боковым отражателем;
- специальные каналы по периметру внутреннего отражателя
на внутренней границе активной зоны.
Было проведено три серии экспериментов для нескольких
конфигураций активной зоны в каждой серии:
• с неизвлекаемыми поглощающими стержнями (НПС),
• с профилирующими поглощающими элементами
во внутреннем отражателе,
• с профилирующими поглощающими элементами на границе
активной зоны и бокового отражателя.
В экспериментах с неизвлекаемыми поглощающими стержнями
в качестве НПС использовались обычные регулирующие стержни
стенда «Астра» внутреннего отражателя, но не присоединённые к
приводу (рис. 5.14).
абвгдежз икл мн оп
Рис. 5.14. Схема расположения органов регулирования и НПС
в критической сборке

Были исследованы пять конфигураций активной зоны,
отличающихся положением поглощающих стержней, числом твэлов
и пр. (табл. 5.4).
Таблица 5.4
Исследованные конфигурации активной зоны

Конфигурация
i"
1
2
3
4
5
Положение поглощающих стержней, см
НПС1
Т
4-
4-
i
i
НПС2
т
т
i
i
i
рр
138,0
119,7
184,3
т
т
К01
т
т
т
т
т
К02
т
т
т
т
т
КОЗ
т
т
т
т
т
К05
т
т
т
143,8
52,2

Толщина ВТО,
мм
0
0
0
0
1016
Число
твэлов
16897
20287
27671
30432
30432
Высота
активной
зоны, мм
1794
2141
2916
3200
3200
'' Стержни A3, КО 4, КОб, КО! - выведены. (I) - стержень введен,
(1) - стержень выведен.
Измерены эффективность одиночных стержней и относительные
распределения скоростей реакции деления. Показано, что поглощающие
стержни во внутреннем отражателе могут быть использованы для
профилирования энерговыделения.
В экспериментах с профилирующими поглотительными
элементами ППЭ загружались попарно. После установки каждой
пары производилась догрузка в активную зону топливных элементов
с целью получить минимальный запас реактивности, обеспечивающий
возможность проведения последующих экспериментов (НПС в этих
экспериментах отсутствовали). Исследовано семь конфигураций
(табл. 5.5).

Таблица 5.5
Основные параметры критических сборок
исследованных конфигураций

Конфигурация
1
2
3
4
5
6
уз)
Число
ППЭ
ВО
0
2
4
6
8
8
8
Положение
стержней, см
РР
170
84,7
106,3
104,6
111,4
т
т
К05
-р)
-р)
-р)
f-i)
|i)
265.521
iss,?-2»

Температура,
°С
22,0
21,5
22,0
21,0
21,0
24,0
22,0

Давление,
105Па
1,012
1,015
1,023
1,016
1,005
1,019
0,999

Относительная

влажность, %
48
38
36
29
32
32
40
Число
твапов
16897
18346
20082
22544
26072
30432
30432
Высота

активной
зоны,
см
178,2
194,6
211,9
237,2
274,8
320,7
320,7
тд2,
СМ
38,1/
36,4
38,1/
36,3
38,1/
36,3
38,1/
36,3
38,1/
36,3
38,0/
36,3
38,0/
36,2
') Стержни A3, KOI, K02, КОЗ, К04, КОб, К07 - выведены.
-) Стержни A3, KOI, K02, КО4, КОб, К07 - выведены, КОЗ - введен.
3) Над активной зоной установлен ВТО толщиной 100,2 см, заполненный
9510 шаровыми графитовыми элементами.
Для каждой конфигурации сборки измерены:
• критическое состояние;
• геометрические параметры шаровой засыпки;
• эффективность одиночных стержней КО и РР;
• регулировочные характеристик К05, К02 и РР;
• распределение скоростей реакций деления по радиусу сборки.
Дополнительно для заданных конфигураций были измерены
• кинетические параметры сборки;
• распределение скоростей реакций деления по азимуту сборки:
• эффективность системы из двух стержней;
• распределение скоростей реакций деления по высоте.

В экспериментах с профилирующими поглощающими элементами
на границе активной зоны и бокового отражателя ППЭ располагались
в специальных каналах на границе активной зоны и радиального
отражателя. После загрузки 8 ППЭ на свои места еще 2 дополнительных
ППЭ были загружены по периферии внутреннего отражателя. После
каждой загрузки пары ППЭ проводилась серия экспериментов
(табл. 5.6).
Таблица 5.6
Условия экспериментов,
проводимых после загрузки пар ППЭ
№
1В
2В
ЗВ
4В
5В
6В
7В
8В

Канал
0
2
4
6
8
10
10
10
Положение
стержней, см
РР
138,7
24,5
77,2
80,6
71,8
102,7
т
т
К05
р)
Р)
р)
ft)
р)
р)
106.42'
259.03)

Температура,
"С
18,0
20,0
21,0
20,0
18,0
20,0
16,0
16,5

Давление,
105Па
1,022
1,013
0,995
1,020
1,010
0,994
1,012
1,010

Относительная

влажность, %
60
60
58
46
49
50
44
52 .
Число
твэлов
16958
17846
18816
19962
21274
24032
30432
30432
Запас

реактивности,
р/р
0,03
0,13
0,10
0,10
0,09
0,07
4,05
6,40
Высота

активной
зоны,
см
178,8
188,3
198,4
210,6
223,2
253,2
319,5
319,5
см
38,1/
36,4
38,1/
36,4
38,1/
36,4
38,1/
36,3
38,0/
36,3
38,0/
36,3
38,0/
36,3
38,0/
36,2
'' Стержни A3, KOI, К02, КОЗ, К04, КОб, КО! - выведены (\).
-' Стержни A3, KOI, K02, К04, КОб, КО! - выведены (I), КОЗ - введен
(1).
31 Стержни A3, К02, К04, КОб, КО! - выведены (t), KOI И КОЗ -
введены(I); над активной зоной установлен ВТО толщиной 100,1 см из 9510
шаровых графитовых элементов.
Все проведенные эксперименты предназначены для верификации
кодов, используемых в нейтронно-физических расчетах ГТ-МГР для

обоснования работоспособности топливных элементов и ядерной
безопасности этого реактора.
Заключение
Созданная комплексная экспериментальная база и накопленный
опыт может послужить надёжной основой для исследования
перспективных направлений развития реакторных технологий, в
подготовке кадров для атомной промышленности [1-15].
Основные перспективные направления деятельности на базе
критического стенда «Астра».
• Технологии атомной энергетики, ядерного топливного цикла
- обеспечение безопасности и оптимизация конструкции
перспективных реакторов.
• Технологии водородной энергетики - производство
водорода при помощи тепла, выделяемого в ядерном
реакторе Подготовка молодых специалистов для атомной
промышленности и науки.
• Проведение бенчмарк экспериментов для верификации
компьютерных программ (распределение энерговыделения,
температурный эффект, корректировка ядерных данных для
новых материалов и компоновочных решений.
• Проведение обучающих экспериментов, передача опыта
ведущих специалистов.
Для поддержки перспективных исследований разработаны и
испытаны уникальные методики. Среди них методы, основанные
на анализе динамического поведения нейтронной мощности после
возмущений, введенных в исследуемую систему:
• метод установившегося асимптотического периода при
введении скачка реактивности;
• метод стреляющего источника;
• метод импульсного источника нейтронов;
• статистические методы, основанные на анализе цепочек
деления на сборке, работающей на определенном
стационарном уровне мощности;

• метод обратной кинетики, основанный на численном
анализе временного поведения нейтронного потока в сборке.
Для измерения абсолютного значения нейтронной мощности и
кинетических параметров сборки применяются статистические методы.
Для измерения эффективности органов регулирования применяются
все известные методы измерения реактивности, включая также метод
со сбросом стержня.
Помимо штатного оборудования, обеспечивающего эксплуатацию,
на стенде может быть использовано оборудование для анализа
радиоактивности детекторов, которое обеспечивает относительное
измерение распределения мощности и скоростей реакций, также как
и спектральных индексов.
Для разработанных методов созданы программно-аппаратные
комплексы, обеспечивающие интерфейс с персональными
компьютерам:
• многоканальная автоматическая система для измерения тока
ионизационных камер, которая применяется для измерения
реактивности динамическими методами;
• многоканальная система импульсных каналов для
проведения статистических экспериментов и экспериментов
с импульсным источником нейтронов;
• многоканальный временной селектор, работающий
с импульсными каналами, предназначен для проведения
статистических экспериментов и экспериментов
с импульсным источником нейтронов;
• система для гамма-сканирования топливных элементов,
автоматического сбора данных со многих детекторов,
их первичной обработки для измерений распределения
тепловыделения и скоростей реакций.
Особый интерес созданный исследовательский комплекс
представляет для обучения молодых специалистов, повышения их
квалификации, в том числе:
• подготовка научного и операционного персонала
для перспективной атомной энергетики с реакторами нового
поколения;
• проведение широкого спектра научных исследований
в рамках университетских проектов, чему способствует

большая гибкость критического стенда к моделированию
различный конструкций активных зон;
• повышение квалификации специалистов атомной
промышленности;
• подготовка студентов и специалистов в области физики ВТГР.
Список литературы
1. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Polyakov D.N. Graphite
Annular Core Assemblies with Spherical Fuel Elements Containing
Coated U02 Fuel Particles. - In: International Handbook of
Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. 2007. V. 3. P. 146.
NEA/NCS/DOC(95)03IEU-COMP-THERM-008.
2. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С, Компанией В.Г. и др.
Физические характеристики реакторного графита. - ВАНТ, серия.
«Физика ядерных реакторов». 2008. Вып. 2, с. 57-82.
3. Boyarinov V.F., Glushkov E.S., Fomichenko Р.А. et al. Computational
Analysis of Experimental Results on Spatial Distributions of Fission
Reaction Rates in the Annular Core of a Modular HTGR, Obtained
at the ASTRA Critical Facility. - In Procid.: Physics of Reactors.
International Conference. PHYSOR. 2006.
4. Пономарев-Степной Н.Н., Брызгалов В.И., Глушков Е.С. и
др. Использование программы MCU для анализа результатов
критических экспериментов с шаровыми твэлами ВТГР на стенде
«Астра». - Атомная энергия. 2004. Т. 97, вып. 4, с. 243-252.
5. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С, Поляков Д.Н. и др.
Эксперименты на критическом стенде АСТРА в обоснование
нейтронно-физических параметров ВТГР модульного типа.
Препринт РНЦ «Курчатовский институт» - М: ИАЭ-6340/4. 2004.
99 с.
6. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Polyakov D.N. et al.
Experiments on HTR criticality parameters at the ASTRA facility c:
the Kurchatov Institute. - Nucl. Engng and Design. 2003.V. 222. P.
215-229.

7. Bykov A.A., Glushkov E.S., Ponomarev-Stepnoi N.N. et al. Programs
of Experiments with Critical Assemblies at the Russian Research Centre
«Kurchatov Institute». - Nuclear Science and Engineering. 2003. V.
145. P. 181-187.
8. Kukharkin N. E., Glushkov E. S., Polyakov D. N., et al.
Investigation of Criticality Parameters of High Temperature Reactors at the
Kurchatov Institute's ASTRA Critical Facility, HTR-2002. - In:
Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors, Petten,
NL, April 22-24, 2002.
9. Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Расчеты эффективности
органов регулирования критического стенда АСТРА. Коды и
алгоритмы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов.
- В тр.: Конференция «Нейтроника-96». 1996. С. 65-68. Обнинск,
Россия.
10. Bakulin S.V., Garin V.P., Glushkov E.S. et al. Study of HTGR Nuclear
Safety at the GROG and ASTRA Facilities. - In: Proceedings of the
Fifth International Conference on Nuclear Criticality Safety. 1995. V.
1, pp 6.18-6.24. Albuquerque, NM, USA, September 17-21.
11. Gurevich M.I., Bryzgalov V.I. The Neutrons Flux Density
Calculation by Monte-Carlo Code for the Double Heterogeneity Fuel. - In:
Proceedings of the International Conference on Reactor Physics and
Reactor Computations. 1994. Pp. 190-196. Tel-Aviv. January 23-26
1994.
12. Глушков E.C., Пономарев-Степной Н.Н., Косовский В.Г. и др.
Физические характеристики критических сборок с шаровыми
твэлами ВТГР. - ВАНТ, серия «Физика ядерных реакторов».
1992. Вып.1.
13. Глушков Е.С., Косовский В.Г., Смирнов О.Н. и др. Нейтронно-
физические характеристики критической сборки с активной зоной
из шаровых твэлов ВТГР. - ВАНТ, серия «Атомно-водордная
энергетика». 1988. Вып. 3.
14. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С., Гарин В.П и
др. Статистическая обработка характеристик шаровых
тепловыделяющих, графитовых и поглощающих элементов ВТГР

для стенда АСТРА. - ВАНТ серия «Физика ядерных реакторов».
2008. Вып. 2, с. 82-93.
15. Глушков Е.С., Зимин А.А. Компанией Г.В. и др. Исследование
эффективности органов регулирования и их интерференции на
стенде АСТРА. - ВАНТ, серия «Атомно-водордная энергетика».
1986. Вып. 1.

6. Критический стенд «Нарцисс»
для экспериментальных нейтронно-физических
исследований космических ядерно-энергетических
установок
Сост.: Компаниец Г.В., Глушков Е.С., Самарин Е.Н., Гарин В.П.
Введение
Пятьдесят лет назад в нынешнем РНЦ «Курчатовский институт»
был создан комплекс для исследования нейтронно-физических
характеристик космических ядерно-энергетических установок. В состав
комплекса вошли критический стенд «Нарцисс» и энергетический
стенд «Р». В настоящее время исследования продолжаются в рамках
принятой 2 февраля 1998 года Правительством Российской Федерации
«Концепции развития космической ядерной энергетики в России»
(постановление № 144), а также ряда других документов, в том
числе:
• Целевая межведомственная программа создания базовых
технологий двойного применения по космическим ядерным
энергетическим и энергодвигательным установкам
в интересах развития космических средств оборонного,
научного и социально-экономического назначения.
• Межведомственная целевая программа работ в обеспечение
создания космических ядерных источников энергии
на период до 2010 г.
• Государственная программа вооружения на период до 2025 г.
В поддержку принятых программ на стенде проводятся
исследования по следующим направлениям:
• подтверждение нейтронно-физических характеристик (НФХ)
разрабатываемых реакторов РП-50, БЭР;
• обоснование ядерной безопасности (ЯБ) реакторов;
• подтверждение НФХ вариантов реактора, отличающихся
конструктивными особенностями, аттестация программных
комплексов и их прикладного применения в данной области
знаний (создание научно-технического задела).

6.1. Основные направления исследований
Реактор «Ромашка» с термоэлектрическим преобразователем.
В 1960-1970 годах проводились работы по созданию первого в мире
реактора с термоэлектрическим преобразователем «Ромашка».
Основные параметры реактора-преобразователя
Электрическая мощность, кВт
Тепловая мощность, кВт;
Загрузка урана-235, кг;
Масса, кг;
Подтвержденный ресурс, час.
0,5
28
49
450
1500
Полный цикл нейтронно-физических исследований критической
сборки-имитатора реактора «Ромашка» был проведен в 1960-1965
годы. В процессе непрерывной работы реактора на мощности в
течение 15000 часов бьши подтверждены НФХ и показана безопасность
эксплуатации реакторов такого типа.
Общая схема и подготовка к энергетическим испытаниям
реактора «Ромашка» с высокотемпературным кремний-германиевым
преобразователем даны на рис. 6.1. и 6.2. На рис. 6.3 приведено фото
демонстрационного макета реактора.
Рис. 6.1. Общая схема реактора «Ромашка»

» * ■* *. *• » V t"
fc * * *%!.■» * *
-- VH.\-:'
, *'•■ "* ч j. i.
те
^■.^rn
Рис. 6.2. Реактор «Ромашка» при установке в вакуумную камеру
Рис. 6.3. Демонстрационный макет реактора «Ромашка»
(в музее комплекса «Р»)

Реактор «Топаз-2» с термоэмиссионным одноэлементным
преобразователем. С 1965 г. разрабатывалась космическая
ядерно-энергетическая установка «Енисей» с термоэмиссионным
преобразователем большей мощности, чем установка «Ромашка»
(рис. 6.4). Разработки установки «Енисей» завершились полным
циклом наземных испытаний, включая шесть ядерно-энергетических,
с подтверждением ресурса -1,5 года и с прогнозированием ресурса
по результатам разделки и изучения критических элементов до 3-х
и более лет.
Основные параметры энергетической установки «Енисей»
Электрическая мощность, кВт
Тепловая мощность, кВт
Загрузка урана-235, кг
Масса, кг
Подтвержденный ресурс, лет
4,5-5,5
<135
25
980
1,5 (с прогнозом до 3 лет)
Рис. 6.4. Космическая ядерно-энергетическая установка «Енисей»
(в музее комплекса «Р»)

Критическая сборка «Нарцисс» - нейтронно-физический прототип
установки «Топаз-2». На критической сборке «Нарцисс» с 1970-года и
по настоящее время проводятся исследования различных модификаций
реакторов космических ядерно-энергетических установок (КЯЭУ) с
термоэмиссионным преобразованием энергии. Критическая сборка
«Нарцисс» (рис. 6.5, 6.6) является нейтронно-физической моделью
реактора «Енисей» с одноэлементными электрогенерирующими
каналами (рис. 6.7, 6.8). Сборка представляет собой гетерогенную
систему с твёрдым водородосодержащим замедлителем - гидридом
циркония, отражателями из металлического бериллия и содержит 37
тепловыделяющих сердечников-имитаторов ЭГК.
Замедлитель
Рис. 6.5. Схема критической сборки «Нарцисс»

/У\'шгч
■77 -,i :
*4m$h
mm nw
Модель ЯРД (см. гл. 1)

Реактивная струя (~40 м) при пуске прототитюго реактора ЯРД
(см. гл. 1)
Крылатая атомная ракета (см. гл. I)

J^
Ч^
Реактор-преобразователь «Ромашка» (см. гл. 1)

Общий вид установки «Енисей» (см. гл. 1)

A
*4c a
Подготовка локальных радиационных защит к испытаниям
па установке ОР-М в составе макета приборного модуля КА
(см. гл. 2)
Электровакуумный стенд
Система нагрева и измерений
ВАХ ЭГК
Схема испытательного комплекса «НОТ-КОМПАС» (см. гл. 3)

Ь -Ь jf^l
1 - реактор; 2 - теплообменник; •:;.',.
3- насос; 4 - коллиматор; 5 - нейтронно-радиографическая установка;
6 - система активационного анализа
Исследовательский ядерный растворный реактор «А РГУС»
(см. гл. 4)

1 - боковой графитовый
отражатель с верхними
крышками;
2 - кольцевая активная зона;
3 - внутренний отражатель
из графитовых блоков;
4 - канал для регулирующего
стержня К07;
5 - стержень аварийной защиты.
Фотография кольцевой активной зоны критической сборки (см. гл. 5)
Критическая сборка «Нарцисс» (см. гл. 6)

m^
'■■, «F^
rL.^'
ИЕ"-=Ч
Международная презентация полномасштабного тренажера
2-й очереди ЛАЭС (см. гл. 9)
Стенд Мода (см. гл. 10)

Ц 411.2
Рис. 6.6. Поперечный разрез критической сборки «Нарцисс»
Нижняя трубная доска
Покрытие W
AI фольга
Рис. 6.7. Схема имитатора одноэлементного ЭГК критической
сборки «Нарцисс»

.Труба коллектора
Разрезная втулка
~истанционирующее кольцо
Верхняя трубная доска
.Отражатель из ВеО
Верхний Be отражатель
Верхняя часть корпуса
Блоки замедлителя (6)
.Секции имитатора эмиттера
Топливо
Нижний Be отражатель
.Отражатель из ВеО
.Опорное кольцо
Нижняя трубная доска
Рис. 6.8. Схема имитатора миогоэлементного ЭГК критической
сборки «Нарцисс»
Замедлитель выполнен из гидрида циркония в виде пяти блоков
высотой 75 мм и диаметром 260 мм каждый. В блоках замедлителя
имеется 37 каналов для размещения направляющих труб и имитаторов
ЭГК с топливом из диоксида урана обогащением 96% 235U. Масса
изотопа 235U в одном сердечнике около 720 г. Критическая сборка
имеет разрезной радиальный бериллиевый отражатель толщиной
70 мм. Между вкладышами отражателя находятся 12 регулирующих
поворотных барабанов из бериллия диаметром 68 мм с сегментами,
поглощающими нейтроны. Верхний и нижний торцевой отражатели
толщиной 55 мм каждый выполнены их бериллия.
На сборке «Нарцисс» (рис. 6.9) до настоящего времени проводится
широкий спектр экспериментальных работ, в том числе:
• исследование НФХ реакторов космического назначения,
включая эффекты реактивности, эффективность
регулирующих органов и баланс реактивности в нормальных
и аварийных ситуациях;

• изучение характеристик ядерной безопасности
высокотемпературных космических ядерно-энергетических
установок, включая изучение случаев попадания топлива
в воду, окружение реактора водой с попаданием воды
внутрь активной зоны, окружение реактора мокрым песком
(рис. 6.10) и другие аварийные ситуации;
• изучение особенностей распределения мощности по
элементам реактора, включая ее оптимизацию, и поиск
методов и возможностей профилирования ядерных
реакторов, рассматриваемого типа;
• изучение возможности использования нейтронно-физических
методов (метод критических исследований и измерения
реактивности) для определения количества делящегося
материала в образцах с высокой точностью в целях учета и
контроля делящегося материала и его сохранности;
• обучение и стажировка специалистов из КНР, Белоруссии.
Часть работ проводилась совместно со специалистами США
из Национальных лабораторий в Лос-Аламосе, Ок-Ридже, Айдахо и
Сандийских лабораторий.
Рис. 6.9. Критическая сборка «Нарцисс»

Рис. 6.10. Нейтронно-физический прототип реактора установки
«Енисей», окруженный мокрым песком
На стенде выполнен полный комплекс исследований НФХ при
создании и отработке реактора с термоэмиссионным преобразователем
для космической ядерно-энергетической установки «Енисей».
Намечается использовать стенд для разработки и создания аналогичной
установки в КНР.
На стенде «Нарцисс» произведены высокоточные benchmark
эксперименты, результаты которых опубликованы в международном
сборнике.
Реактор РП-50 с термоэмиссионным многоэлементным
преобразователем. С 2002 года ведется разработка космической ядерно-
энергетической установки РП-50 (КЯЭУ 180) с термоэмиссионным
реактором-преобразователем электрической мощностью 50-И00
кВт с гидридциркониевым замедлителем и унифицированными
многоэлементными ЭГК. Для исследований НФХ реактора этой
установки создаётся критическая сборка РП-50, которая является

нейтронно-физической моделью реактора РП-50 и экспериментального
энергетического реактора с бустерными элементами (БЭР).
Критическая сборка РП-50 предназначена для отработки ЭГК в
условиях, приближенных к натурным. Цикл исследований планируется
проводить на модифицированном стенде «Аксамит», включающем
критическую сборку РП-50.
Основными целями работ на критической сборке РП-50
являются:
• экспериментальные исследования НФХ критической сборки
реактора РП-50 для подтверждения выбранных параметров
КЯЭУ и экспериментального реактора БЭР;
• обоснование ядерной безопасности;
• сопровождение ядерно-энергетических испытаний БЭР;
• обоснование радиационной обстановки и определение
параметров противорадиационной защиты;
• аттестация программных комплексов и их применение в
данной области знаний (создание научно-технического
задела).
Одними из ключевых задач являются экспериментальные
исследования нейтронно-физического прототипа (НФП) на критическом
стенде. Они будут сопровождать все этапы создания и испытания БЭР,
и будут включать:
• проведение комплекса исследований НФХ критической
сборки с гидридциркониевым замедлителем;
• разработку методов физического взвешивания для приемки
основных компонентов реактора БЭР, в том числе блоков
гидридциркониевого замедлителя, ЭГК, имитаторов ЭГК,
барабанов ОР СУЗ и стержней безопасности;
• приемку основных компонентов реактора БЭР для ядерно-
энергетических испытаний;
• моделирование НФХ БЭР с имитаторами ЭГК, исследование
НФХ модельной сборки, экспериментальное подтверждение
представительности БЭР штатному изделию РП-50;
• стендовое сопровождение реактора БЭР.

6.2. Инженерное, методическое и аппаратурное
обеспечение критического стенда «Нарцисс»
Инженерное обеспечение экспериментов критического
стенда «Нарцисс» состоит из систем управления и защиты (СУЗ);
энергоснабжения; автоматизации эксперимента; дистанционной подачи
нейтронного источника; связи и телевидения; дозиметрического
контроля; вентиляции; физической защиты ядерных материалов;
контроля и учета ядерных материалов, а также из каньона с
биологической защитой.
Система автоматизации экспериментов обеспечивает
качественное проведение нейтронно-физических измерений, обработку
экспериментальных данных, а также хранение первичной и
обработанной экспериментальной информации с помощью
персональных компьютеров. Система подачи нейтронного источника
позволяет дистанционно (с пульта управления) перемещать нейтронный
источник из защитного контейнера к критическим сборкам. Система
связи и телевидения обеспечивает связь между пультами управления и
помещениями комплекса «Р», включая каньоны, санитарные шлюзы,
хранилища топливных элементов, а также наблюдать за действиями
экспериментаторов и обстановкой в экспериментальных залах.
Система биологической защиты отделяет помещение каньона, где
расположены критические сборки и ядерные материалы, от остальных
помещений. Стены каньона из бетона толщиной 1,5 м обеспечивают
требования санитарных норм по защите операционного персонала и
окружающей среды от радиации. Система дозиметрического контроля
осуществляет периодический и постоянный контроль в соответствии
с действующими нормами. Радиационная обстановка на объекте
обеспечивает безопасность персонала и населения и соответствует
международным нормам радиационной безопасности.
Системой спецвентиляции поддерживается постоянное разрежение
в помещениях комплекса «Р», где находятся ядерные материалы.
Откачиваемый воздух очищается на фильтрах и рассеивается в
атмосферу через 60-метровую трубу, что полностью соответствует
требованиям безопасности.
Многобарьерная система физической защиты ядерных
материалов полностью отвечает современным международным
требованиям по защите и контролю над ядерными материалами.

Система контроля и учета ядерных материалов использует новейший
компьютеризированный подход и оснащена устройствами фиксации,
обработки, измерения, инвентаризации ядерных материалов.
Технические и организационные решения по обеспечению
безопасности комплекса «Р» апробированы опытом эксплуатации,
подтверждены соответствующими исследованиями и соответствуют
действующим нормам и правилам для атомной энергетики.
Методическое обеспечение критического стенда «Нарцисс». Для
определения НФХ критических сборок, моделирующих исследуемые
высокотемпературные реакторы, широко используются современные
экспериментальные методы измерения критического состояния,
эффектов реактивности, эффективности органов регулирования,
подкритичности, пространственного распределения плотности
нейтронного потока, энерговыделения и скоростей ядерных реакций,
абсолютной мощности сборки, кинетических параметров реактора
и т.д.
Критическое состояние определяется методом постепенной
достройки активной зоны с контролем умножения нейтронного
источника с большой точностью (погрешность определения
критического состояния в реактивности не превышает 2.5- 105ДК/К).
Для измерения реактивности используется ряд методов, основанных
на анализе динамического поведения нейтронной мощности при
специальных возмущениях исследуемой системы. В том числе:
- метод установившегося периода при положительном скачке
реактивности;
- метод «стреляющего источника», при котором возмущением
является быстрое удаление нейтронного источника из
сборки;
- метод импульсного источника нейтронов;
- статистические методы, основанные на анализе цепочек
деления при работе сборки на заданном уровне мощности;
- метод обратной кинетики, основанный на численном
анализе поведения нейтронного потока в сборке во времени.
Абсолютные значения нейтронной мощности и кинетических
параметров сборки измеряются статистическими методами. Для
измерения эффективности регуляторов используются все методы
измерения реактивности, включая метод сброса стержня.

Распределение энерговыделения и скоростей реакций, а также
спектральных индексов измеряются не только штатной аппаратурой,
но используется и метод активации детекторов с последующим
анализом их радиоактивности на специализированных установках.
На стендах «Нарцисс» и «Аксамит» имеется уникальный
ассортимент ядерных материалов, замедлителей, поглощающих
материалов, что позволяет моделировать различные реакторы и
аварийные ситуации для обоснования ядерной безопасности.
Аппаратурное обеспечение критического стенда «Нарцисс».
Стенд оснащён специально разработанной экспериментальной
аппаратурой, работающей совместно с персональными компьютерами,
в том числе:
• многоканальной автоматизированной системой измерения
токов ионизационных камер для динамических методов
измерения реактивности;
• многоканальной системой импульсных трактов, которая
управляется с персонального компьютера и предназначена
для проведения статистических экспериментов;
• устройством временной селекции, работающим с
импульсными трактами. Устройство предназначено для
проведения импульсных и статистических экспериментов;
• установкой ODIMOR, предназначенной для измерения
распределения энерговыделения и скоростей реакций путём
гамма-сканирования твэлов и автоматического обсчёта
показаний большого числа детекторов.
Все измерительные системы компьютеризированы, оснащены
программами обработки экспериментальных данных и хранения
результатов в базе данных.
Инженерное, методическое и аппаратурное обеспечение
критического стенда «Нарцисс» позволяет проводить исследования
НФХ и ядерной безопасности реакторов высокотемпературных
ядерных энергетических установок в широком диапазоне изменения
технических параметров с учетом номинальных и аварийных условий
их функционирования.

Заключение
Критический стенд «Нарцисс» является крупнейшей в мире
экспериментально-стендовой базой - основой разработки современных
перспективных космических ядерно-энергетических установок для
решения ряда оборонных и научных задач в ближнем и дальнем
космосе [1-38].
Особенностями стенда являются:
• возможность проводить исследования в широком
диапазоне изменений параметров, характерных для
высокотемпературных реакторов различных конфигураций и
уровня мощности;
• наличие уникального ассортимента ядерных материалов,
замедлителей, поглощающих материалов, позволяющих
моделировать различные реакторы, рассматриваемого типа
и аварийные ситуации, связанные с вопросами ядерной
безопасности;
• наличие современной аппаратуры и экспериментальных
методик;
• изученность с прецизионной точностью состава и размеров
основных элементов критических сборок, что позволяет
использовать результаты экспериментов для верификации
теоретических разработок и расчетных программ в области
физики и безопасности (benchmark-эксперименты).
Стенд «Нарцисс» обслуживает высоко квалифицированный
персонал, накопивший большой опыт исследования НФХ
малогабаритных гетерогенных реакторов с гидридциркониевым замедлителем
и высокообогащенным топливом.
Наличие высокообогащенного топлива предъявляет ряд
специфических требований по физической защите и контролю и
учету ядерных материалов. Эти требования выполняются на уровне,
полностью соответствующим международным требованиям.
Других установок для исследования физики высокотемпературных
реакторов, аналогичных стенду «Нарцисс», не существует не только
в России, но и за рубежом. Стенд «Нарцисс» признан уникальным
всеми зарубежными специалистами, работавшими и посещавшими
этот стенд комплекса «Р».

Список литературы
1. Пономарев-Степной Н.Н. Ядерная энергетика в космосе. - Атомная
энергия. 1989. Т. 66, вып. 6, с. 371.
2. Никитин В.П., Оглоблин Б.Г., Пономарев-Степной Н.Н. и др.,
Космические ядерные энергетические установки «Енисей». -
Атомная энергия. 2000. Т. 88, вып. 2, с. 95-108.
3. Миллионщиков М.Д., Меркин В.И., Пономарев-Степной Н.Н.
и др. Термоэлектрическая ЯЭУ «Ромашка». - В сб.: Доклады на
III Женевской конференции по мирному использованию атомной
энергии Р/ 873. 1964.
4. Миллионщиков М.Д., Меркин В.И., Пономарев-Степной Н.Н. и
др. Высокотемпературный реактор-преобразователь «Ромашка».
- Атомная энергия. 1964. Т. 17, вып. 5, с. 329-335.
5. Пономарев-Степной Н.Н., Смирнов О.Н., Кулева Р.В.. Нейтронно-
физические исследования системы с замедлителем из гидрида
циркония. - В сб.: Доклады на III Женевской конференции по
мирному использованию атомной энергии Р/361. 1964.
6. Бондаренко И.И., Гарин В.П., Глушков Е.С., Пономарев-Степной
Н.Н. и др. Нейтронно-физические характеристики U-Be и U-BeO
систем. - Там же.
7. Пономарев-Степной Н.Н., Ломакин С.С.. Изучение критических
сборок с бериллиевым замедлителем. - Атомная энергия. 1964. Т.
16, вып. 3, с. 228-233.
8. Бубелев В.Г., Глушков Е.С., Пономарев-Степной Н.Н. и др.
Исследование критических сборок с гидридным замедлителем к
выбору структуры и характеристик реакторов для космических
ЯЭУ. - В сб.: Тезисы докладов советских специалистов. Отраслевая
юбилейная конференция «Ядерная энергетика в космосе». 1990.
Ч. 1, с. 19-21. Обнинск.
9. Гарин В.П., Глушков Е.С., Пономарев-Степной Н.Н. и др.
Разработка математической модели динамики нейтронно-
физических и теплофизических процессов КЯЭУ с одноэлементными
ТЭП. - Там же, с. 306-307.

10. Глушков Е.С., Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н. и др.
Концепция обеспечения ресурса и распределение водорода в
гидридном замедлителе КЯЭУ. - Там же, с. 39-40.
11. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Kompaniets G.V. et al. To-
paz-2 Nuclear Safety Analysis for Water Immersion. - In: AIP
Conference Proc. 10th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion.
CONF-930103. 1993. N 271, Part One, pp. 105-107. Albuquerque.
12. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Kompaniets G.V.et al.
Nuclear Safety Assurance for Space Thermoionic Reactor with
Positive Temperature Effect. - ibid, pp. 281-285.
13. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С, Компанией Г.В. и др.
Преимущества положительного температурного эффекта для
обеспечения безопасности космической ЯЭУ. - Атомная энергия.
1994. Т. 77, вып. 6, с. 323-325.
14. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С, Компаниец Г.В. и др.
Апробация программ для обоснования ядерной безопасности
реакторов космической ЯЭУ. - Атомная энергия. 1994. Т. 77, вып.
6, с. 326-329.
15. Glushkov E.S., Ponomarev-Stepnoi N.N., Kompaniets G.V. et al.
Comparison of Codes and Neutronics Data Used in the United
States and Russia foe the TOPAZ-2 Nuclear Safety Assessment. - In:
AIP Conference Proc. 11th Simposium on Space Nuclear Power and
Propulsion. CONF-940101. 1994. N 301, Part One, pp. 137-141.
Albuquerque.
16. Glushkov E.S., Ponomarev-Stepnoi N.N., Kompaniets G.V. et al.
Pre-Orbital Criticality Safety for the Proposed NEPSTP Missiont.
- Ibid, pp. 1043-1051.
17. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Yermoshinl M.Y. and
Skorlygin V.V. Analysis of Critical Reactor Response for TOPAZ II
Water Immersion Scenarios. - Ibid, pp. 1069-1076.
18. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С, Компаниец Г.В. и
др. Малогабаритная промежуточная критическая сборка с
гидридциркониевым замедлителем и высокообогащенным

топливом. Бенчмарк - эксперимент и расчет. Препринт РНЦ
«Курчатовский институт» ИАЭ-5819/4 - М: РНЦ КИ. 1994, 40 с.
19. Abagyan L., Alexeyev N., Bryzgalov V. et al. MCU Monte Carlo
Code for Nuclear Reactor Calculations Verification. Препринт РНЦ
«Курчатовский институт» ИАЭ-5751/5 - М: РНЦ КИ. 1994, 34 с.
20. Глушков А.Е. Программа RAPAN-1 расчета сечений в области
разрешенных резонансов. Препринт РНЦ «Курчатовский институт»
ИАЭ-5700/5 - М: РНЦ КИ. 1994, 26 с.
21. Глушков Е.С., Ермошин М.Ю. Пономарев-Степной Н.Н. и др.
Оценка возможных последствий гипотетической реактивностной
аварии, связанной с попаданием в воду космической ЯЭУ ТОПАЗ-2.
- Атомная энергия. 1994. Т. 76, вып. 6, с. .
22. Glushkov E.S., Ponomarev-Stepnoi N.N., Kompaniets G.V. et al.
Dry Critical Experiment and Analysis Performed in Support of the
Topaz-2 Safety Program. - In: AIP Conference Proc. 12th Simposium
on Space Nuclear Power and Propulsion. CONF-950110. 1995. N 324,
Part One, pp. 529-538. Albuquerque.
23. Glushkov E.S., Ponomarev-Stepnoi N.N., Kompaniets G.V. et al.
Water/Sand Floaded and Immersed Critical Experiment and
Analysis Performed in Support of the Topaz-II Safety Program. - Ibid,
pg. 539-542.
24. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Kompaniets G.V. et al.
Main Results of Narciss-M Critical Assambly Experimental Research
in Wet Send. - Ibid, pg. 719-723.
25. Ponomarev-Stepnoi N.N. Tome F.V., F. J. Wyant, Mulder D., Mc-
Carson T.D. A TOPAZ International Program Overview. - Ibid, Part
Two, pg. 877-882.
26. Ponomarev-Stepnoi N.N., Bubelev V.G., Glushkov E.S. et al. Methods
of Mathematical Statistics for Verification of Hydrogen Content in
Zirconium Hydride Moderator. - Nucl. Sci. and Eng. 1995. V. 119,
N2, p. 108-115.
27. Ponomarev-Stepnoi N.N. Nuclear Critical Safety of Space Power
Systems. - In: Proceedings of The Fifth International Conference on

Nuclear Critical Safety. 1995. V 2, p. 11.170-11.177. Albuquerque.
New Mexico. USA. September 17-21 1995.
28. Bryzgalov V.I., Glushkov A.E., Glushkov E.S. et al. Verification of
the MCU Code on Small-Size Space Reactors. - In: Proc. Intern.
Conf. on the Physics of Reactors PHYSOR 96., 1996. Vol. 2, pp.
C-138-C-142. September 16-20, 996. Mito. Ibaraki. Japan.
29. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Maiorov L.V. et al.
Intermediate Heterogeneous Assambly with Highly Enriched Uranium Dioxide
(96% 235U) and Zirconium Hydride Moderator. - In: International
Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments.
1995. V. 2, p. 60. NEA/NCS/DOC(95)03.
30. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Kompaniets G.V. et al.
Small-sized intermediate heterogeneous critical assembly with
zirconium hydride moderator and highly enriched fuel. Preprint RRC KI
IAE-5847/4 - M.: ИАЭ. 1995.
31. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Maiorov L.V. et al.
Intermediate Heterogeneous Assambly with Highly Enriched Uranium Dioxide
and Sand/Water Radial Reflector. - In: International Handbook of
Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. 1996. V. 2, p. 60.
NEA/NCS/DOC(95)03.
32. Ponomarev-Stepnoi N. N., Talyzin V. M., V.A. Usov. Russian space
nuclear power and nuclear thermal propulsion systems. - Nuclear
News. 2000. N 12, p. 33-44.
33. Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DCL/MCUDAT-
1.0. - ВАНТ. Серия «Физика ядерных реакторов». 2001. Вып. 3,
с. 50-54.
34. Программа MCU-REA с библиотекой констант DCL/MCUDAT-
2.1. - Там же, с. 55-62.
35. Ponomarev-Stepnoi N.N., Glushkov E.S., Kompaniets G.V. et al.
Criticality and Reactivity Measurement Method for Nuclear Material
Control and Accountability. - Nucl. Sci. and Eng. 2003. V. 114, N2,
p. 191-199.
36. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков E.C., Компанией Г.В. и др.,
Эксперименты на критическом стенде НАРЦИСС по исследованию

ядерной безопасности при попадании топливных элементов КЯЭУ
в воду. Препринт РНЦ «Курчатовский институт» ИАЭ-6379/4 -М:
РНЦ КИ. 2005. 53 с.
37. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С., Компаниец Г.В. и
др. Эксперименты по исследованию критических параметров
и эффективности регулирующих барабанов реакторов КЯЭУ
на стенде НРЦИСС РНЦ КИ. Препринт РНЦ «Курчатовский
институт» ИАЭ-6441/4 - М.: РНЦ КИ. 2006. 63 с.
38. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С., Компаниец Г.В. и др.,
Оценка выхода водорода из гидридного замедлителя с помощью
измерения реактивности и процедур математической статистики.
- Атомная энергия. 2007. Т. 102, вып. 2, с. 75-79.

7. Высокотемпературная гелиевая петля ПГ-100
Составитель - В.Н. Гребенник
В 1978 году на реакторе MP в ИАЭ им. И.В.Курчатова была
введена в эксплуатацию гелиевая реакторная петля - уникальная
установка, первая в СССР и одна из немногих в мире (рис. 7.1).
Параметры петли позволяли проводить представительные испытания
твэлов и других элементов газоохлаждаемых реакторов, а также
исследования в области технологии гелиевого теплоносителя.
Технологическая часть петли включает, помимо основного
газового контура, водяной замкнутый промежуточный контур (ЗПК) и
ряд систем, в том числе, очистки гелия, расхолаживания и аварийного
сброса газа, подпитки и хранения газа.
Циркуляция газа в основном контуре (поз. 1-10 рис. 7.1) создаётся
блоком из трех газодувок (поз. 6-8), две из которых находятся в
работе, а одна в автоматическом резерве. Из газодувок газ подается
на вход в экспериментальный канал с твэлами (поз. 1). Выходящий
газ охлаждается последовательно во встроенном в канал регенераторе,
затем в регенераторе (поз. 2) петли, далее в предварительном охладителе
(поз. 3) и в холодильниках (поз. 5, 9, 10). Отвод тепла из газового
контура осуществляется контуром ЗПК (поз. 9-31), от которого
тепло отводится артезианской водой с помощью теплообменника
(поз. 19).
Системы расхолаживания и аварийного сброса (поз. 32-38)
предназначены для быстрой эвакуации гелия из контура при разрыве
его элементов и других аварийных ситуациях. Сбрасываемым газом
можно производить расхолаживание твэлов. Аварийный сброс газа
осуществляется в газгольдеры (поз. 37) емкостью -600 м3, находящиеся
под разрежением.
Системы подпитки и хранения газа (поз. 39-54) служат для
автоматического поддержания давления газа в контуре, перекачки
газа по участкам контура в баллоны хранения.

Рис. 7.1. Принципиальная схема гелиевой петли ПГ-100
Контур основной газовый: 1 - экспериментальный канал;
2 - регенератор; 3 - предварительный охладитель; 4 - фильтр;
5, 9, 10 - холодильник; 6-8 - газодувка.
Система очистки: 11 - нагреватель; 12 - фильтр; 13 - холодильник;
14 - угольный фильтр; 15 - цеолитовый фильтр; 16 - регенератор;
17 - низкотемпературный адсорбер; 18 - фильтр.
Контур ЗПК: 19 - теплообменник; 20 - компенсатор объема; 21
- насос ЦНГ-69; 22-26 - газосборник; 27-31 - расширитель.
Система расхолаживания и сброса газа: 32, 33 - ресивер;
34, 35 - дроссельная шайба; 36 - баллон; 37 - емкость;
38 - вакуумный насос.
Система подпитки и хранения газа: 39 - газобаллонная рампа;
40, 41 - баллон; 42 - компрессор; 43, 44 - редуктор;
45-52 - предохранительная мембрана;
53 - предохранительный клапан; 54 - вентиль.
Система очистки гелия (поз. 11-18) предназначена для очистки
теплоносителя при эксплуатации от паров воды, азота, кислорода,
водорода, оксида и диоксида углерода, метана, криптона, ксенона.
Ее схема и подключение к контуру выполнены в соответствии со
схемой унифицированной системы очистки теплоносителя реактора
ВТГР. Система очистки расположена на байпасе основного газового

контура и содержит ряд последовательно расположенных фильтров
для задержки и разложения указанных выше газов как в комплексе,
так и выборочно. Максимальная скорость очистки до 1 г/с. Имеется
возможность ввода дозированных количеств примесей в контур. В
системе очистки предусмотрена регенерация фильтров.
Петля оснащена запорной и регулирующей арматурой и
предохранительными устройствами. Часть арматуры снабжена
электроприводами, что позволяет вести дистанционное управление.
Органы управления и показания контрольных приборов выведены
на центральный петлевой пульт реактора (ЦПП), где имеется также
мнемосхема петли.
Петля и канал оснащены датчиками, позволяющими проводить
измерения температуры газа, воды и элементов конструкции, давления
и расхода газа и воды, вибрации элементов контура, величины потока
тепловых нейтронов. Приборы ХТМ-73 и «Байкал» дают возможность
измерять содержание газообразных примесей и паров воды в гелии.
Предусмотрен также контроль над радиационной обстановкой в местах
размещения петли и над активностью элементов контура.
Общий вид расположения петли ПГ-100 в экспериментальном
зале показан на рис. 7.2.
Рис. 7.2. Общий вид петли ПГ-100
Петля ПГ-100 относится к разряду крупных реакторных стендов;
занимаемая площадь составляет ~500 м2, протяженность силовых
трубопроводов -3500 м; петлю обслуживают ~200 приборов КИП
и А; в ней смонтировано около 300 единиц арматуры и более 80
токоприемников общей установленной мощностью 520 кВт.

Значительная часть экспериментальных исследований,
проводившихся в СССР по программе разработки твэлов и оборудования
первого контура высокотемпературных реакторов с гелиевым
теплоносителем, выполнялась на комплексе экспериментальных
стендов, включавших: установку для исследования герметичности
твэлов; гелиевую циркуляционную петлю ПГ-100 на реакторе MP;
ампульные каналы «Каштан» для исследования шаровых твэлов;
ампульные каналы «Карат» для исследования микротвэлов.
После реакторных испытаний твэлы и образцы материалов
исследовались в горячих камерах.
Таблица 7.1
Основные параметры петли и условия испытания твэлов
Тепловая мощность реактора, МВт
Мощность окружения канала, кВт
Давление гелия, МПа
Расход гелия, г/с:
- в петле
- в канале
Утечка гелия из петли (включая потери при
анализе его состава), %/сут
Температура газа, °С
- в петле
- в канале
- в рабочем участке
Температура твэлов, °С
Тепловыделение в твэлах, кВт/твэл
Время работы на мощности каналов КВГ-1
(по данным от 15.04.81), час.
Флюенс нейтронов Е>0,18 МэВ, нейтрон/см
Выгорание тяжелого металла, %
Выход ГПД (F)
27-33
1700-2800
3,8-4,1
230-250
30-100
0,25-0,5
15-150
150-600
300-600
500-900 *
0,5-1,5 *
13500
0,67-12,0-1021 *
4,9-12,0 *
ю-4
* Расчетные результаты

Ампульные каналы «Каштан» и «Карат» предназначены
для испытания шаровых твэлов и микротоплива в стационарных
режимах.
Канал «Каштан» содержит шесть шаровых ампул, в каждой из
которых находится один твэл (рис. 7.3). Между твэлом и ампулой
установлен графитовый вкладыш, отделенный от них определенными
гелиевыми зазорами.
Рис. 7.3. Схема канала «Каштан»
1 - термопары; 2 - твэл; 3 - тепловод; 4 - зазоры; 5 - вкладыш;
6 - фиксаторы; 7 - ампула.
Ампулы устанавливаются в специальный тепловод, который
контактирует со стенкой петлевого канала. Отвод тепла от твэла к
охлаждаемой поверхности канала осуществляется теплопроводностью.
Размер вкладыша и загрузка урана выбираются для каждого твэла
из условия обеспечения требуемой температуры твэла.
В канале «Карат» облучались микротвэлы в свободной засыпке и
в прессованных таблетках. Канал содержит ряд изолированных ампул,
расположенных по длине активной зоны. В каждой из ампул размещена
партия микротвэлов и поддерживается заданная температура.
Основным фактором, влияющим на энерговыделение в твэле
и температуру твэлов и газа в рабочем участке, была мощность

энерговыделения в ячейках, окружающих канал. Поддержание
температуры твэлов и газов на заданном уровне проводилось путем
изменения расхода гелия через канал. Эта операция не влияла на
работу газодувок и общий расход газа по контуру, так как канал
располагается на байпасе основного контура.
Анализ представительности испытаний применительно к
условиям эксплуатации реактора ВГР-50 показал, что по большинству
параметров достигнуты средние и максимальные значения в рабочих
диапазонах. Относительная утечка газообразных продуктов деления
(ГПД) из твэлов, полученная путем измерения активности проб гелия
из контура за время испытаний, не превышала допустимого для ВГР-
50 значения (F<10~4). Это свидетельствовало о работоспособности
испытываемых твэлов в достигнутом диапазоне параметров.
На петле ПГ-100 отрабатывались методы очистки и контроля
состава гелия в условиях работы ВТГР. Технологическая схема
системы очистки гелия, используемая на ПГ-100, аналогична схеме
унифицированной системы очистки теплоносителя ВГР-50 и ВГ-400.
Очистка гелия от примесей производится адсорбцией на
цеолитах с предварительным окислением СО и Н, на оксиде меди
при температуре 300 °С. Для поглощения азота, долгоживущих
ГПД и углеводородов предусмотрен криогенный угольный блок.
Радиоактивность короткоживущих ГПД подавляется за счет задержки
на специальном угольном блоке, расположенном перед фильтрами
с цеолитами и работающем при комнатной температуре. Система
очистки расположена на байпасе основного контура, расход гелия
через нее составлял до 10 г/с.
Длительная работа системы очистки показала, что она
обеспечивает эффективную очистку гелия до уровней, характерных
для ВТГР (табл. 7.2). Основной источник примесей в процессе
эксплуатации ПГ-100 - смазка газодувок. Активность гелия в контуре
составляла Ю-7 (по 85Кг); радиоактивная загрязненность оборудования
петли практически отсутствовала. Вблизи теплообменников, блоков
задержки, механических фильтров мощность дозы составляла до
10 мкР/с, что допускает обслуживание оборудования без специальных
ограничений.

Таблица 7.2
Примеси в гелии при эксплуатации петли ПГ-100
Система
очистки
Выключена
Включена
Примеси
Н20
до 8
1
Н2
10-40
1
СО
80-200
2-10
сн4
3-13
-
N2
70-130
110
°2
<1
<1
Аг
1-2
1-2
Выбросов радионуклидов в помещение за весь период работы
установки не зафиксировано, загрязненность воздуха аэрозолями
и ГПД не превышала 1010 Ки/л. Это указывает на герметичность
оборудования контура.
Таким образом, на созданных в СССР петлевых и ампульных
каналах проводились комплексные исследования по отработке
технологии шаровых твэлов, микротоплива и теплоносителя - гелия
[1-3]. Достигнуты проектные для ВГР-50 значения глубины выгорания
и флюенса нейтронов при сохранении герметичности твэлов и
целостности покрытий в микротвэлах.
Список литературы
1. Абрамов А.С, Адамов Е.О., Беспалов В.И., Воинов Е.М.,
Гребен-ник В.Н., Горлов Л.В., Иванушкин А.В., Ковалев Ю.И.,
Павлов В.А., Пономарев-Степной Н.Н., Синицын-Львов Ю.М.,
Смирнов А.И., Тихонов Н.И., Фадин В.Г., Фишевский В.К.,
Фомичев И.М., Хрулев А.А., Чабак А.Ф., Червяцов А.А., Яковлев В.В.
Высокотемпературная реакторная петля. - ВАНТ. Серия «Атомно-
водородная энергетика». 1980. Т. 6, вып. 1, с. 89-93.
2. Тихонов Н.И., Глушков Е.С., Голубев И.Е., Горлов Л.В.,
Демин В.Е., Васильев В.И., Иванушкин А.В., Павлов В.А.,
Пономарев-Степной Н.Н., Сазыкина Т.А., Тимофеев И.Г.
Исследование вопросов представительности испытаний шаровых
твэлов ВТГР в петлевых каналах реактора MP. - Там же. 1980.
Т. 7, вып. 2, с. 65-66.
3. Пономарев-Степной Н.Н., Яковлев В.В., Тихонов Н.И., Смирнов А.И.,
Хрулев А.А., Фомичев И.М., Павлов В.А., Ковалев Ю.И., Скрябин
Г.М., Чабак А.Ф. Ресурсные испытания шаровых твэлов ВГР-50 в
гелиевой петле ПГ-100 реактора MP и опыт эксплуатации петли
- Там же. С. 7-10.

8. Критический ядерный стенд «Грог»
для изучения физики уран-графитовых реакторов
Сост.: Павшук В.А., Тихонов Л.Я.
Критический ядерный стенд «Грог» разрабатывался с
учетом потребности моделирования различных конструкций
высокотемпературных реакторов, охлаждаемых гелием (ВТГР),
существенно отличающихся по своим физическим параметрам
(обогащение топлива, отношение концентраций ядер замедлителя
(углерода) и тяжелых элементов и др.) от других реакторных концепций
[1]. Критические сборки стенда состояли из графитовых блоков,
выложенных в виде куба с размером грани 450 см. Графитовые блоки
имели в сечении квадрат 25x25 см и высоту 60 см. В них в узлах
квадратной решетки шагом 8,33 см расположены девять каналов
диаметром 5,5 см. Активная зона формируется помещением в каналы
графитовых блоков композиций из следующих элементов:
- топливные цилиндрические элементы диметром 5 см и
разной высоты - 1; 2,5 или 5 см в виде гомогенной смеси
фторопласта и диоксида урана с обогащением 10% 235U
(при плотности диоксида урана 0,5 г/см3) или природного
состава (при плотности диоксида урана 0,5 и 1 г/см3);
- графитовые цилиндрические элементы диаметром 5 см
и высотой 1; 2,5 или 5 см;
- борсодержащие диски диаметром 5 см различного
состава и толщины, а также стержни из карбида бора
диаметром 1,2 см.
Конструкция графитовой кладки и использование в качестве
топливных элементов цилиндрических имитаторов твэлов ВТГР
позволяют проводить исследования активных зон диаметром до
3,5-4 м с максимальным обогащением до 10% 235U и ядерными
отношениями углерода к урану от 200 до 2000. Использование
борсодержащих элементов, графитовых проставок, втулок и ряд
других конструктивных особенностей стенда позволяют проводить
нейтронно-физические исследования проектируемых реакторов, как
на стадии стартовой загрузки, так и в переходных и равновесных
режимах работы [2]. На рис. 8.1 представлены элементы, применяемые

при исследованиях на критстенде «Грог». Их использование позволяет
варьировать состав активной зоны и её отдельных областей.
Рис. 8.1. Элементы сборок стенда «ГРОГ»
Применение в качестве матрицы топливных элементов
фторошшста-4 вместо графита, обеспечивает стабильные результаты
по чистоте, плотности и геометрическим размерам, устраняет такой
недостаток графита, как сильное влагопоглощение при эксплуатации
(эксплуатация осуществляется при комнатной температуре в атмосфере
воздуха). Замена матрицы из графита на матрицу из фторопласта
и гомогенное размещение делящегося вещества в матрице вместо
микротвелов, (что снижает затраты на изготовление), практически не
влияют на нейтронно-физические параметры твэла и ТВС [3, 4, 5].
При извлечении части графитовых блоков их место может занять
фрагмент исследуемого реактора.
На рис. 8.2 показана характерная критическая сборка стенда
«Грог», включающая центральную исследуемую зону из шаровых
твэлов, запальную зону из модельных элементов и окружающий их
графитовый отражатель. Используемый набор модельных элементов
позволил подобрать состав запальной зоны, адекватный по своим
нейтронно-физическим свойствам исследуемой зоне.

топлию- уран юг. об.
замедлитель- графит
Отражатель - графит
ГЕОМЕТРИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ-
ИУБ 4.5*4.5*4.5'М
ГЕОМЕТРИЯ ИМИТАТОРОВ ТВЭЯ-А.<*
цилиндр д»н. а-8)см •< - *-N""
3 -
OTPAl.
4 - ЗКСПЕ.
ИАМДЛ
£ - СТЕРЖЕНЬ СУЗ
• - осциллятор
7 - ХРАНИЛИЩЕ ТЕХНОЛО
гичвсних каналов
Рис. 8.2. Критсборка стенда «Грог» для исследования физики ВТГР
Модульная структура критсборок стенда обеспечивает широкую
вариацию нейтронно-физических характеристик и возможность
исследовать неитронно-физические особенности различных уран-

графитовых систем, включая: высокотемпературные газо-охлаждаемые
реакторы с шаровыми и призматическими твэлами, канальные водо-
охлаждаемые реакторы типа РБМК, теплоемкостные графитовые
импульсные реакторы типа ИГР, МИГР [5, 6].
Исследования по физике ВТГР на критстенде «Грог» проводились
в 1980-1985 годах [7]. Большой объём экспериментальных работ был
выполнен в последовательности, обусловленной целями и логикой
исследований. Их начали с изучения простых по конфигурации и
составу методических критических сборок, различающихся по степени
гетерогенности размещения топлива и количества поглощающего
материала в активной зоне.
Были проведены исследования на критических сборках с
зонами, которые представляли собой регулярную кладку шаровых
твэлов с микротопливом и свободную их засыпку. Кроме того,
выполнены исследования на 13-и конфигурациях критических сборок,
моделирующих стартовую загрузку ВТГР по принципу однократного
прохождения шаровых твэлов через активную зону. Конфигурации
критических сборок отличались параметрами активной зоны, высотой
полости между активной зоной и верхним торцевым отражателем,
составом области, набранной из поглотителей (пэлов) и композицией
исследуемых поглощающих стержней. В последнее время на стенде
проводились исследования канальных графитовых реакторов.
При выполнении исследований по физике ВТГР на стенде «Грог»
были проведены следующие эксперименты:
- определение критических параметров;
- измерения эффектов реактивности;
- измерения эффективности поглощающих стержней;
- измерения спектральных характеристик;
- измерения распределений скоростей реакций в критических
сборках, в том числе, измерения микрораспределений
скоростей делений в топливных элементах;
- исследования пространственно-временных эффектов при
внесении возмущений.
Состав и размеры активной зоны и отражателей дают возможность
собирать критические сборки, хорошо моделирующие нейтронно-
физические параметры импульсных графитовых реакторов типа ИГР.
Поэтому на критическом стенде могут проходить отработку методики

испытаний твэлов и ТВС различных реакторов в экстремальных
режимах, характерных для реактивностных аварий.
На стенде «Грог» были проведены экспериментальные
исследования критических параметров и характеристик органов
управления и защиты критических сборок, по габаритам и нейтронно-
физическим параметрам моделирующих реактор МИГР. В качестве
топлива использовался уран с обогащением 10% 235U. Полученные
экспериментальные данные послужили базой для отработки
эффективных методик расчетов нейтронно-физических параметров
уран-графитовых тепловых реакторов типа МИГР. В перспективе
предполагается определенная последовательность экспериментов,
обусловленная актуальностью тех или иных проблем на текущей
стадии создания реактора и технической готовностью стенда «Грог»
к реализации соответствующего этапа исследований.
На стадии эскизного проектирования экспериментальные
исследования предлагается проводить на методических критических
сборках, которые могут отличаться размерами и составом активной
зоны, а также составом материалов экспериментальных каналов.
Основной задачей этапа методических сборок является обеспечение
верификации методов и программ нейтронно-физического расчета
реактора МИГР. Кроме того, на этом этапе может проводиться
экспериментальное обоснование технических решений, принимаемых
в процессе проектирования.
На стадии технического и рабочего проектирования на
стенде «Грог» реализуется этап фрагментарных сборок, т.е. сборок
включающих фрагменты активной зоны и другие элементы и узлы
натурного реактора. На этом этапе уточняются характеристики
реактора и тестируются выбранные программы расчета, а также
отрабатываются методы контроля параметров реактора.
Заключительным этапом является этап прототипных сборок,
предназначенный для решения задач эксплуатации реактора и
оптимизации режимов испытаний.
Сложная пространственная структура распределения делящегося
вещества и поглотителя в кольцевой активной зоны проектируемого
реактора ГТ-МГР и большие изменения в процессе работы реактора,
приводящие к глобальным изменениям пространственно-энергетических
распределений нейтронов в активной зоне, требуют верификации
расчетных методик экспериментального определения нейтронно-

физических характеристик с учетом особенностей проектируемого
реактора, а также отработки методов контроля внезонными
детекторами распределения энерговыделения в процессе работы
реактора для решения эксплуатационных задач.
На стенде «Грог» могут быть проведены эксперименты по
исследованию технологии реакторов, среди которых можно выделить
следующие:
- профилирование энерговыделения по высоте и по радиусу
активной зоны, включая профилирование с помощью
делящихся материалов и поглощающих элементов;
- учет эффектов микрогетерогенности топлива (при
использовании натурных топливных блоков в критсборке);
- учет эффектов выгорающих поглотителей при гетерогенной
структуре ТВС в процессе работы реактора;
- контроль мощности реактора в различных режимах
эксплуатации;
- компенсация реактивности в процессе кампании.
Экспериментальные возможности критстенда «Грог»
проиллюстрированы данными таблицы 8.1.
Таблица 8.1
Экспериментальные возможности критстенда «Грог»
Свойства, особенности
Обогащение, %
Материал матрицы
топливного элемента
Расположение стержней
ГТ-МГР с
урановой
загрузкой
Начальное
-14;
среднее - 9
Графит
Стенд ГРОГ
Цилиндрический
топливный элемент
Максимальное - 10
Фторопласт (CF2)
Материал замедлителя
активной зоны и отражателей
Структура активной зоны
Графит
Призматическая
Графит
, слоистая по высоте
телей
э!
Графит
Графит
Призматическая, слоистая по высоте
Боковой отражатель и активная зона
Тип топливного элемента
Цилиндрический
компакт

Материал поглотителей
Возможность измерения
распределений нейтронов
Возможность моделирования
сложной пространственной
структуры делящегося
вещества и поглотителя
нейтронов в кольцевой
активной зоне
Карбид бора природного изотопного
состава
-
-
Широкая, поскольку
много каналов, как в
активной зоне, так и
в отражателе.
Широкая, поскольку
структура
активной зоны
призматическая.
Экспериментальные возможности критсборки стенда «Грог»
позволяют моделирование кольцевой активной зоны с переменной
по высоте концентрацией делящегося вещества и поглотителя для
имитации выгорания.
На рис. 8.3 и 8.4 показаны критические сборки, моделирующие
реактор с кольцевой активной зоной. По экстенсивным параметрам
активная зона критической сборки эквивалентна активной зоне
натурного реактора. Внутренний диаметр активной зоны равен
133,4 см, внешний диаметр - 300 см, высота - 240 см. На такой
критсборке возможно проведение широкого круга исследований и
измерений, в том числе:
- критических параметров и пространственно-энергетических
характеристик потока нейтронов при равномерном и
переменном по высоте распределениях концентраций
топлива;
- распределения энерговыделения по высоте и по радиусу
активной зоны с целью отработки методов расчета этих
параметров для проектируемого реактора;
- методов профилирования энерговыделения по высоте
ТВС и по толщине активной зоны, в том числе метода
профилирования с помощью поглощающих элементов,
расположенных в слоях отражателя, примыкающих к
активной зоне;

относительных скоростей реакции, в том числе и отношения
скорости поглощения в эрбии-167 к скорости деления в
плутонии-239;
эффективности поглощающих стержней и эффектов
интерференции;
энерговыделения в концевых элементах поглощающих
стержней;
прострвнственно-временных эффектов при возмущениях
реактивности;
функций отклика детекторов контроля энерговыделения на
изменение в распределении ядерных концентраций топлива
и поглотителя нейтронов в активной зоне и на изменения в
положении регулирующих стержней.
*
*
*
&
$
*>
«
«
®
*
*
ф
*
»
»
*
*
О
О
*
ф
о
»
«
о
»
о
о
»
*
о
в
О
9
О
О
О
о
«
О
«
О
*
»
о
о
р
0
•
«
О
1»
«
^
О
О
»
&
X
*
®
&
*
к1
«
*>
ф
<*
*
*
*
*
«
ф
Отражатель
Активная зона
из модельных элементов
о поглощающие стержни
Рис 8.3. Критсборка с кольцевой активной зоной
(поперечное сечение)

Активная зона
« из модельных
элементов
Рис, 8.4. Критсборка с кольцевой активной зоной и переменной
по высоте концентрацией делящегося вещества и поглотителя
нейтронов
На следующем этапе целесообразно проведение исследований
на критсборке, отличающейся от предыдущей наличием вставки из
четырех топливных блоков ТВС натурного реактора (два по высоте
и два по радиусу), что позволит уточнить полученную информацию
и повысить представительность результатов исследований. Вставка
размещается в верхней трети активной зоны. Дополнительно на этой
критической сборке могут быть выполнены следующие измерения и
исследования:
- эффекта реактивности, обусловленного заменой
соответствующей части активной зоны на вставку;
- пространственных распределений энерговыделения
по толщине и высоте вставки при различных средних
концентрациях плутония и эрбия;
- отношения скорости поглощения в эрбии-167 к скорости
деления плутония-239 при различных средних концентрациях
плутония и эрбия в ТВС;
- возмущений высотных распределений энерговыделения
на границе топливных блоков из-за наличия графитовых
проставок между блоками.

Для выполнения исследований стенд оснащен следующим
оборудованием:
- малогабаритными ионизационными камерами деления;
- реактиметрами ПИР-3 и ПИР-4 с возможностью
подключения к ним до 10 ионизационных камер типа КНК-4
и КНК-56;
- цифровым спектрометром гамма-излучения DSPEC Plus
с коаксиальным детектором из особо чистого германия
GEM-25185 (V=110cm3);
- радиометрической аппаратурой для измерения скоростей
активации различных детекторов;
- помещениями и вспомогательным оборудованием для
проведения измерений и изготовления образцов различных
индикаторов.
Список литературы
1. Богомолов A.M., Каминский А.С, Парамонов В.В.,
Молодцов А.Д., Талызин В.М., Тихонов Л.Я. Основные
характеристики критического стенда ГРОГ и задачи изучения
физики ВТГР. - В сб.: Атомно-водородная энергетика и технология.
1981. Т. 10, вып. 3, с. 17-21. М.: ИАЭ.
2. Каминский А.С, Павшук В.А., Парамонов В.В., Талызин В.М.,
Черепанов А.В. Расчётное обоснование возможности моделирования
различных ВТГР на критстенде ГРОГ. Препринт ИАЭ-3883/4 - М.:
ИАЭ. 1986.
3. Богомолов A.M., Каминский А.С, Молодцов А.Д., Павшук В.А.,
Парамонов В.В., Талызин В..М., Тихонов Л.Я, Черепанов А.В.
Обоснование возможности моделирования твэлов ВТГР на
критической сборке. Препринт ИАЭ-3830/4 - М.: ИАЭ. 1984.
4. Богомолов A.M., Каминский А.С, Молдцов А.Д., Павшук В.А.,
Парамонов В.В., Талызин В.М., Тихонов Л.Я., Черепанов А.В.
Топливный элемент критической сборки реактора. - Авторское
свидетельство №915628. - М.: ИАЭ. 1982.
5. Богомолов A.M., Каминский А.С, Молдцов А.Д., Павшук В.А.,
Парамонов В.В., Талызин В.М., Тихонов Л.Я., Черепанов А.В.

Тепловыделяющая сборка критической сборки реактора. -
Авторское свидетельство №1119493. - М.: ИАЭ. 1984.
6. Колесов В.Ф. В кн.: Апериодические импульсные реакторы. 2007.
Т.1, с. 133. Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ.
7. Каминский А.С, Павшук В.А., Парамонов В.В., Турбина Т.А.
Некоторые результаты оптимизации параметров многоканального
импульсного графитового реактора. - ВАНТ. Серия «Физика
ядерных реакторов». 1990. Вып.4, с. 39-40.
7. Богомолов A.M., Каминский А.С, Молдцов А.Д., Павшук В.А.,
Парамонов В.В., Талызин В.М., Тихонов Л.Я., Черепанов А.В.
Тепловыделяющая сборка критической сборки реактора. -
Авторское свидетельство №1119493. 1984.
8. Богомолов A.M., Заворохин В.А., Каминский А.С., Молдцов А.Д.,
Павшук В.А., Парамонов В.В., Талызин В.М., Черепанов А.В.
Стенд для исследования физики ВТГР. - Атомная энергия. 1984.
Т. 57, вып. 6, с. 397^100.
9. Пономарёв-Степной Н.Н., Глушков Е.С., Бурлаков Е.В., Носов В.И.,
Павшук В.А. и др. Физические характеристики реакторного
графита - Атомно-водородная энергетика и технология. 2008.
Т. 27, вып. 2, с. 57-81. М.: РНЦ КИ.

9. Симуляционная компьютерная технология
как инструмент полномасштабного моделирования
динамики АЭС и ТЭС
Сост.: Данилов В.А. Малкин С.Д., Моисеев И.А., Ракитин И.Д.,
Урухин И.О.
Введение
Технология SimWorT [1-5] является Windows (NT, 2000,
ХР) - версией разработанной в РНЦ компьютерной технологии
АИС [6-8], предназначенной для создания моделирующих систем
различного класса и назначения, включая тренажеры, анализаторы
безопасности и моделирующие комплексы для объектов тепловой и
ядерной энергетики. Технология SimWorT является последней версией
технологии SimPort, разработанной в РНЦ «Курчатовский институт»
и успешно внедренной в целый ряд проектов, как в России, так и за
рубежом.
К числу основных характеристик и отличительных черт технологии
для создания интегральных расчетных кодов и моделирующих
комплексов можно отнести следующие.
• Представление компьютерных образов моделируемых систем
в виде формальных структур, состоящих из связанных между
собой объектов различных типов, являющихся исходным
материалом для построения моделируемой системы.
• Поддержка преемственности разработок за счет библиотеки
прикладных инструментов технологии [2-4].
• Использование расширенного за счет специальных
конструкций языка С, облегчающего доступ к типам и
автоматизирующего разработку прикладных инструментов
технологии.
• Обеспечение режима графического программирования, т.е.
разработка сложных математических моделей и расчетных
кодов в режиме рисования на экране дисплея в среде
специального графоаналитического редактора.

• Обеспечение режима «NON-STOP» разработки и
корректировки математических моделей непосредственно
в режиме моделирования или расчета без его остановки.
• Обеспечение параллельности выполнения работ при
создании сложной математической модели.
• Обеспечение автоматизированной интеграции
математических моделей технологических систем и создание
комплексной модели объекта.
• Открытость технологии, в т.ч.:
- обеспечение интеграции созданных в среде технологии
моделей с таковыми, разработанными вне технологии и
портированными в нее;
- обеспечение режима работы с внешними по отношению
к технологии кодами, обмен данными с которыми
осуществляется по стандартным и специальным
протоколам.
• Обеспечение практически всех известных способов
визуализации результатов моделирования и данных
о модели.
• Предоставление станции инструктора как неотъемлемой
составной части созданных на базе технологии тренажерных
систем.
Базисные составляющие технологии, которые обеспечивают
достижение указанных выше свойств и характеристик, можно
определить следующим образом.
• Engineering Station - платформа для разработки проекта
на базе технологии, обеспечивающая, в том числе,
построение и интеграцию математических моделей, а также
представление результатов моделирования, и включающая
графо-аналитический редактор разработки моделей
технологических систем.
• Библиотека SimCompT-приложений, обеспечивающая
автоматизацию технологических систем и процессов объекта
моделирования.
• Type Builder - инструмент для определения типов объектов
моделирования SimCompT-приложений.
• Task Builder - инструмент разработки кодов
SimCompT-приложений.

• Data Base Server - инструмент обеспечения доступа
к информации, содержащейся в базе данных
разрабатываемого на базе технологии проекта.
SimWorT-приложения [2-4] подчинены общей объектно-
ориентированной идеологии:
• Представление объекта моделирования в виде формальной
структуры, состоящей из связанных между собой объектов
различных типов.
• Гибкая топология как свойство расчетного кода
SimCompT-приложения.
Библиотека SimWorT-приложений включает инструменты
моделирования:
• динамики теплогидравлических сетей с паро-водяным
(KOBRA [9]) и газовым (GAS-NET) теплоносителями;
• механики турбоагрегатов;
• тепловых процессов при сгорании топлива в энергетических
паровых котлах;
• процессов генерации, распределения и потребления
электроэнергии в электрической части энергоблока;
• систем управления, включая АСУ ТП;
• типовых датчиков измерительной аппаратуры;
• интерфейса между панелями БЩУ и моделью объекта;
• средств человеко-машинного интерфейса.
Широкомасштабному внедрению технологии SimWorT
предшествовали весьма значительные разработки. В первую очередь
это разработанные в РНЦ комплексы STEPAN/KOBRA [10-12] и
READY [13, 14] для исследования динамики ЯЭУ с реакторами типа
РБМК и ВВЭР. Это по настоящему интегрированные программные
продукты для выполнения связанных нейтронно-теплогидравлических
расчетов. Комплекс STEPAN/KOBRA успешно использовался при
исследовании аварии на 4-ом энергоблоке ЧАЭС, а также как физико-
математическая основа Комплексной тренировочной системы (КТС)
Ленинградской АЭС (ЛАЭС).
Главными составляющими КТС являются полномасштабные
(ПМТ) и аналитические (AT) тренажеры для 1-ой и 2-ой очередей Л АЭС
[15-17] (рис. 9.1). Уровень математических моделей и расчетных кодов
позволяет воспроизводить эксплуатационные режимы, проектные и,
впервые в мировой практике, тяжелые запроектные аварии. ПМТ

ЛАЭС до сих пор является крупнейшими в мире по общепринятому и
считающемуся наиболее объективным в тренажеростроении показателю
- числу параметров ввода-вывода. Их в этом тренажере более 27000.
Работа выполнялась и выполняется в кооперации с американской
компанией «GSE Systems» и российскими партнерами - Ленинградской
АЭС, заводом «Электропульт» и главным конструктором реакторов
Рис. 9.1. Международная презентация полномасштабного тренажера
2-й очереди ЛАЭС
9.1. Разработка полномасштабных тренажеров
Впервые широкомасштабное внедрение технологии SimWorT
началось за рубежом, что явилось следствием и совпало по времени
с кризисным и пост-кризисным этапами жизни российского общества.
В 1997-2000 гг. разработаны три полномасштабных дисплейных
тренажера для тепловых энергоблоков: в 1997-1988 гг. - для
энергоблоков электрической мощностью 750 и 200 МВт станций
«Sherco» и «Armstrong» (США) (рис. 9.2-9.5) соответственно, а в
1999-2000 гг. - для энергоблока «Arnot» (ЮАР) электрической
мощностью 350 МВт.

8ЯВ ^3' ^' • ''•y1mlA
Рис. 9.2. Экран с основными параметрами станции инструктора
тренажера электростанции «Armstrong»
Рис. 9.3. Экран эмулятора АСУ ТП МАХ 1000 Control System
тренажера электростанции «Sherco»

V UNIT WASTE йкЛ
A—-«Life
-И""*1 ГЕЯ
2S
1«*здл»
№CLbR3EVAM>>
Li M
' jg.b'-aTc\ [ЯК
JUP.
I
Рис. 9.4. Экран эмулятора АСУ ТП WDPF Distributed Control System
тренажера электростанции «Armstrong»
1 M'££ ЖШМШф*
Рис. 9.5. Экран эмулятора АСУ ТП ABB Control System PROCON-
TROL P тренажера электростанции «Arnot»

Успеху внедрения этих тренажеров способствовали ряд
обстоятельств.
- Тренажеры по своему уровню соответствуют лучшим
образцам тренажеров для АЭС как по объему
моделирования (с числом параметров ввода-вывода порядка
10 тыс.), так и по уровню математических моделей, т.е.
по используемым приближениям, точности и полноте
моделирования.
- Управление технологическим процессом в энергоблоках-
прототипах осуществляется с помощью АСУ ТП, что
потребовало разработки эмуляторов в тренажерах. Каждый
из трех энергоблоков-прототипов имел свою отличную от
других систему, причем от различных фирм-разработчиков.
Для «Sherco» - это система МАХ 1000 Control System; для
«Armstrong» - WDPF Distributed Control System; для «Arnot»
- ABB Control System PROCONTROL P (рис. 9.3-9.5). При
этом разработка эмуляторов была выполнена в условиях
ограниченности информации и без привлечения экспертов
фирм-разработчиков АСУ ТП.
- Отсутствие полномасштабных «железных» пультов
управления в тренажерах станций «Sherco» и «Armstron»g
потребовало создания их дисплейных аналогов (soft panels).
- Трудозатраты на создание тренажера такого уровня (по
точности и полноте моделирования, наличию дисплейных
аналогов панелей пультов управления (soft panels) и
эмулятора АСУ ТП) оказались примерно в 2-3 раза ниже
таковых с использованием известных технологий-платформ,
скажем так, предыдущего поколения.
Все математические модели были разработаны средствами
технологии SimWorT на базе библиотеки SimWorT-приложений, что
и определило очень высокую скорость и эффективность их создания
и отладки.
9.2. Модернизация полномасштабных тренажеров (ПМТ)
Проекты модернизации ПМТ реализованы для двух американских
АЭС («Hatch» и «Vermont Yankee») соответственно в 1998 и в 1999
годах и для семи ядерных энергоблоков с магноксовыми реакторами

(«Wylfa», «Dungeness A», «Hinkley A», «Oldbury», «Sizewell A»,
«Bradwell», «ChapelCross») в Великобритании в 1999-2000 годах.
Во-первых, отработана технология и выполнена замена
тренажерных компьютеров, операционной системы и платформы-
технологии на SimWorT. В ходе реализации этой процедуры
(портирование тренажера) успешно решены следующие задачи.
• Обеспечение поддержки всех тренажерных функций
оригинального тренажера от новой платформы-технологии
с предоставлением ранее недоступных тренажеру функций (в
частности по визуализации моделируемых параметров).
• Портирование исходных состояний.
• Портирование расчетных кодов с сохранением
оригинального исходного языка программирования.
• Обеспечение Заказчику возможности работы с
существующим оригинальным представлением параметров
(мнемосхемы, экраны системы контроля, системы
представления параметров безопасности и т.д.) и разработка
нового представления (мнемосхемы, дисплейные аналоги
панелей управления или soft panels) на базе средств
технологии SimWorT.
Во-вторых, выполнена модернизация и последующая интеграция
тренажерных кодов в рамках платформы-технологии SimWorT.
В-третьих, модели ряда технологических систем реализованы
заново, а также выполнена их интеграция с разработанными ранее
и модернизированными тренажерными кодами.
И, наконец, в-четвертых, разработаны дисплейные панели пультов
управления энергоблоком.
9.3. Разработка аналитических и локальных тренажеров
Логичным продолжением линии тренажерных разработок,
начатой в США, являются аналитические и локальные тренажеры,
из которых следует выделить три.
• Аналитический тренажер питательно-деаэрационной установки
(для турбины ПТ-60-130) Ефремовской ТЭЦ (Рис. 9.6).

' F-J3J
4 "1-
в
I it»o*_- •- t3
■ n
f T
Рис. 9.6. Мнемосхема обучения для тренажера Ефремовской ТЭЦ
• Тренажер Челябинской ТЭЦ - полномасштабный аналитический
тренажер, разработка которого продолжается. На рис. 9.7 представлен
пример расчетной схемы (симуляционной диаграммы тренажера) в
среде графо-аналитического редактора.
iu^_a^L. -£.г? feu
• -_ г *» к" --
В S 9
i^ -^ +- 1—
» »» ■ * 1
* Чг — -f I —
Рис. 9.7. Симуляционная диаграмма тренажера Челябинской ТЭЦ
• Локальный тренажер центрального щита управления (ЦЩУ)
электрической частью первой очереди ЛАЭС (рис. 9.8), разработка
которого завершилась в 2004 г.

Рис. 9.8. Дисплейная панель управления локального тренажера ЦЩУ
(электрика) первой очереди ЛАЭС
Первые две из перечисленных разработок являются
аналитическими тренажерами - в них отсутствует штатный человеко-
машинный интерфейс (ЧМИ), и даже soft panels. Вместо этого в
тренажере Ефремовской ТЭЦ по требованию Заказчика разработаны
специальные мнемосхемы управления установкой. Требования
Заказчика продиктованы, главным образом, необходимостью
использования тренажеров как учебных средств для вспомогательного
персонала на первом этапе. По мере «замыкания» модели для первой
из представленных разработок тренажер станет тренировочным с
реализацией штатных средств ЧМИ.
Заключение
Технология SimWorT успешно внедрена на мировом рынке
разработки и модернизации тренажерных систем. Свидетельством
тому является целый ряд успешно завершенных проектов. Средства
технологии позволяют реализовать практически полный спектр
возможных моделирующих систем технологического производства,
одной из разновидностей которого является технологический процесс
энергоблока.
Успешная реализация на базе технологии SimWorT целого ряда
коммерческих проектов по модернизации ПМТ АЭС, выполненная с
использованием как прикладных инструментов, так и оригинальных
кодов и моделей модернизируемых тренажеров, является гарантией

возможности и успешности для SimWorT быть основой любой
моделирующей системы, базирующейся как на собственных прикладных
инструментах, так и на лучших кодах отрасли, используемых в
расчетных обоснованиях.
Подтверждением эффективности и высокой технологичности
являются как минимум вдвое более низкие (чем для известных
разработок подобного уровня) трудозатраты по созданию и
модернизации тренажеров, соответствующих современным стандартам
для АЭС и уровню моделирования их лучших образцов. Особо
следует подчеркнуть факт разработки в рамках создания зарубежных
тренажеров эмуляторов АСУ ТП энергоблоков, отсутствующих на
большинстве энергоблоков отечественных АЭС.
Список литературы
1. Гаврилов Д.В., Кишиневский Д.В., Масанов А.О. и др.
Автоматизированная система моделирования SimPort. - ВАНТ,
серия «Физика ядерных реакторов». 2000, вып. 3, с. 32-44.
2. Моисеев И.А., Масанов А.О., Янушевич Д.И. и др. Комплекс
теплогидравлических кодов технологии SimPort как инструмент
создания тренажеров и анализаторов безопасности энергоблоков.
- Теплогидравлические коды для энергетических реакторов
(разработка и верификация) - В кн.: Сборник тезисов докладов
на отраслевой конференции «Теплофизика-2001». 2001. С. 146-148.
Обнинск.
3. Янушевич Д.И., Данилов В.А., Зенков А.Д. и др. Компьютерная
технология SimPort и комплекс прикладных кодов как инструмент
создания тренажеров и моделирующих комплексов энергоблоков.
- ВАНТ, серия «Физика ядерных реакторов». 2001. Вып. 4,
с. 65-76.
4. Danilov Victor A., Zenkov Andrey D., Malkin Semen D. et al. SimPort
Computer Technology as a Tool to Provide the R&D of Human-
Machine Interface. - In: Proceedings of the Man-Machine Systems
Research Sessions. 2002. V. 1, Session: C3, P. 11. Enlarged Halden
Programme Group Meeting. Storefjell Resort Hotel, Gol, Norway.
8th-13th September, 2002.

5. Данилов В.А., Янушевич Д.И., Зенков А.Д.и др. Компьютерная
технология SimPort и эмуляторы АСУ ТП. Опыт разработки.
- ВАНТ, серия «Физика ядерных реакторов». 2001, вып. 4,
с. 59-64.
6. Зенков А.Д., Липов М.Ю., Малкин С.Д.и др. Анализаторы и
моделирующие комплексы для проектантов и конструкторов.
- Там же. 1999, вып. 2, с. 45-50.
7. Яковлев К.Г., Малкин С.Д., Ракитин И.Д. и др. Автоматизированная
интерактивная система создания математических моделей для
тренажеров и анализаторов. - Там же. С. 127-130.
8. Кишиневский Д.В., Масанов А.О., Зенков А.Д. и др.
Автоматизированная инструментальная система АИС: опыт
внедрения. - В кн.: Вторая международная научно-техническая
конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной
энергетики». Москва, ВНИИАЭС, 22-23 марта, 2001. Часть 2.
Стендовые доклады. - М.: ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2001, с. 240-243.
9. Моисеев И.А., Янушевич Д.И., Жигунов СВ. и др. Программный
модуль KOBRA расчета динамики теплогидравлических сетей.
- ВАНТ, серия «Физика ядерных реакторов». 1999, вып. 2,
с. 3-17.
10. Фокин А.В., Зенков А.Д., Бабайцев М.Н. и др. Универсальная
модель динамики активной зоны реактора РБМК, предназначенная
для исследований безопасности и использования в полномасштабных
тренажерах. - В сб.: Тезисы докладов семинара секции динамики.
Математические модели для исследования и обоснования
характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании
и эксплуатации. 2000. С. 125-128. Сосновый Бор, НИТИ,
18-22 сентября 2000 г., Гатчина.
11. Зенков А.Д., Янушевич Д.И., Малкин С.Д. и др. Универсальная
модель динамики РБМК для анализа безопасности и использования
в полномасштабных тренажерах. - In: Fifth International Information
Exchange Forum «Safety Analysis for NPPs of VVER and RBMK
Types». 2000. P. S.l. 16-20 October, Obninsk, Russian Federation.
http://www.insc.anl.gOv/current/obn2000/S 1 .pdf.

12. Zenkov Andrey D., Yanushevich Dmitry I., Malkin Semion D.,
Rakitin Igor D., Krayushkin Alexander V. Universal Dynamic Model of
RBMK Reactor As a Tool for Safety Analysis and Severe Accident
Management. Reliability and Validation. - In: Workshop on Operator
Training for Severe Accident Management (SAM) and Instrumentation
Capabilities During Severe Accidents. Lyon, France, 12-14 March
2001.
13. Тарасов В.А., Беляков И.М., Гребенников А.Н. и др. Программный
комплекс READY для расчетов динамических процессов
в реакторных установках. - ВАНТ, серия «Физика ядерных
реакторов». 1994. Вып. 1, с. 8-10.
14. Тарасов В.А., Беляков И.М., Гребенников А.Н. и др. Программный
комплекс READY для расчетов динамических процессов в
реакторных установках. - В сб.: «Алгоритмы и программы
для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов». 1994.
С. 103-106. Доклады семинара «Нейтроника-92». Обнинск, 27-29
октября 1992 г.
15. Ponomarev-Stepnoi N.N., Lebedev V.A., Khudiykov M.M., Malkin
S.D. et al. The development and creating of new-generation full-scope
simulator and new technology of simulation. - Nuclear Engineering
and Design. 1997. № 173, p. 349-354.
16. Malkin S.D., Shalia V.V., Rakitin I.D., Tutnov A.A. Full Scope
Simulator with an Extended Scope of Modeling as a Tool for
Development and Proof of Operator Aids for Severe Accident Management.
- In: Second OECD Specialists Meeting on Operator Aids for Severe
Accident Management (SAMOA-2). Lyone, France. 8-10 September,
1997.
17. Зенков А.Д., Малкин С.Д., Краюшкин А.В. и др. Полномасштабный
тренажер третьего энергоблока ЛАЭС. Математическое
моделирование и верификация. - ВАНТ, серия «Физика ядерных
реакторов». 2000. Вып. 2, с. 52-69.

10. Универсальный экспериментальный стенд
«Мода» для исследования характеристик
и процессов в плазме и на электродах
термоэмиссионных приборов
Сост.: В.З. Кайбышев
Стенд «Мода» состоит из комплекса установок по исследованию
физических процессов в термоэмиссионных приборах преобразования
энергии и рода тока для космических ядерных энергоустановок
(рис. 10.1). На стенде проводится широкий круг исследований
по влиянию различных факторов (температуры, рабочей среды,
материала и геометрии электродов) на параметры термоэмиссионного
преобразователя энергии и нового класса полностью управляемых
газоразрядных приборов, предназначенных для преобразования
постоянного тока в переменный. Помимо этого, ведутся
фундаментальные исследования влияния моноатомных пленок
щелочных и щелочноземельных металлов (Cs, Ba и др.) на электронную
эмиссию различных материалов с разной кристаллографической
ориентацией поверхности, а также изучаются процессы в плазме
низковольтного разряда, в том числе, при наличии в межэлектродном
промежутке паров щелочных и щелочноземельных металлов [1-7].
Каждая установка содержит высоковакуумные электроразрядные
насосы, сорбционные насосы предварительного вакуума, охлаждаемые
жидким азотом, прогреваемую вакуумную камеру, электросиловую
систему для поддержания и стабилизации на необходимом уровне
температуры отдельных элементов экспериментального прибора,
системы водяного охлаждения камеры и подачи паров цезия и бария.
Отличие установок друг от друга обусловлено конкретной целью и
объектом исследования, для чего в каждом случае разрабатывается и
изготовляется экспериментальный прибор, размещаемый в вакуумной
камере.
Общим для всех установок является приборный парк и система
автоматизации измерений и стабилизации температурных параметров
на базе персонального компьютера и блоков «КАМАК».
Программное обеспечение измерительной системы, позволяет
управлять тепловыми и электрическими параметрами исследуемого

объекта, задавать нужный режим измерений, отображать результаты
измерений на дисплее, выводить результаты на бумажный носитель.
Электрические параметры в системе можно регистрировать по шести
каналам одновременно с максимальным разрешением 1 мксек на
временной базе 20 мсек, а, при необходимости, регистрировать точную
форму колебаний с временным разрешением 50 нсек на временной
базе 50 мксек на любой стадии процесса, используя регулируемую
временную задержку запуска начала измерений относительно
фиксированного момента времени.
В мировой практике нет подобной экспериментальной установки,
предназначенной для исследования нестационарных процессов в
термоэмиссионных приборах преобразования энергии и рода тока.
Установка снабжена полным комплектом конструкторской
и электротехнической документации, техническим описанием и
инструкцией по эксплуатации.
На установке были выполнены уникальные измерения
теплоты испарения электронов с эмиттера в термоэмиссионном
преобразователе энергии. При этом в качестве датчика температуры
эмиттера использовался сам термоэмиссионный преобразователь,
чувствительность напряжения которого к изменению температуры
эмиттера почти на два порядка превосходит чувствительность
вольфрам-рениевой термопары. Благодаря этому удалось измерить, в
отличие от существующих методов, малые изменения теплосодержания
эмиттера при переводе преобразователя из режима холостого хода в
режим съема тока при постоянной подводимой тепловой мощности.
Это гарантирует неизменность температуры всех остальных элементов
прибора и позволяет свести к минимуму погрешности, связанные с
изменением неконтролируемых тепловых потоков.
Оригинальной разработкой является плазменный вентиль,
параметры которого выгодно отличаются от параметров существующих
в настоящее время газоразрядных приборов: газотронов, тиратронов,
таситронов, - функциональных аналогов полупроводниковых диодов,
тиристоров, транзисторов. Как и в таситроне в плазменном вентиле
можно управлять не только моментом поджига разряда, но и гасить
его маломощным сигналом на управляющий электрод. При этом, в
отличие от таситрона, где средние во времени плотности тока довольно
низки (доли ампера на см2) и высоки падения напряжения в разряде
(десятки вольт), в разработанном вентиле плотность тока до 10 А/см2

и выше, а падение напряжения 1,5-2,5 вольт. По экономичности
вентиль не уступает полупроводниковым приборам, но значительно
превосходит по температурной и радиационной стойкости.
Другим существенным преимуществом вентиля является
практически неограниченный ресурс катода - самого уязвимого
элемента газоразрядных приборов. В отличие от полупроводниковых
приборов вентиль работоспособен в условиях высоких температур
окружающей среды (до 700 °С) и ионизирующего излучения.
Была разработана конструкция и изготовлен экспериментальный
полностью управляемый трехсекционный вентиль со смесью паров
бария и цезия, обеспечивающий переключение тока до 10 А/см2
(суммарный ток с каждой секции до 50 А) при напряжении до 200 В,
внутреннем падении напряжения 1,5-2,5 В и частоте переключений
до 10-17 кГц (рис. 10.2). Трехсекционность вентиля позволила в
одном эксперименте изучать влияние отдельных конструктивных
особенностей на характеристики прибора, а также испытать в режиме
работы в схеме однофазного инвертора. Пары бария обеспечили
высокую плотность тока с катода при практически неограниченном
сроке службы, пары цезия - низкое падение напряжения в разряде, а
конструкция управляющего электрода при соответствующих величинах
давлений паров бария и цезия - полное управление разрядом.
На рис. 10.3 показан образец отпаянного автономного
прибора, установленного на испытательном стенде. Особенностью
прибора является наличие двух корпусов. В объёме внутреннего
высокотемпературного корпуса расположены электроды,
электроизоляторы которых выполнены из материала, стойкого в
парах цезия и бария. Из-за отсутствия вакуумноплотного соединения
данного изоляционного материала с металлом герметичность прибора
в целом обеспечивается наружным корпусом с изоляторами, стойкими
в атмосфере только цезия. Незначительные из-за низкого давления
(~10~4-10"3торр) утечки бария из внутреннего высокотемпературного
объема обеспечивают ресурс прибора в десятки тысяч часов при малом
(порядка 0,5-1,0 г) запасе бария. Проникающий через негерметичный
внутренний корпус барий конденсируется на относительно холодных
элементах наружного корпуса, температура которых достаточна для
предотвращения конденсации цезия.
В другом специально разработанном вентиле были размещены
ленгмюровские зонды в трех областях разряда, в том числе, и

внутри области сетки. В сочетании с высокими разрешающими
возможностями измерительной системы это впервые позволило
измерить изменение параметров плазмы в разных областях разряда
в смеси паров цезия и бария в процессе модуляции тока, включая и
такой быстропротекающий процесс, как гашение разряда.
Рис. 10.2. Трехсекционный Рис. 10.3. Автономный таситрон
таситрон (на международной
экспозиции в г. Альбукерке, США)

Список литературы
1. Кайбышев В.З., Кузин Г.А., Мельников М.В. О возможности
использования термоэмиссионного преобразователя для
управления током в электрических цепях. - ЖТФ. 1972. Т. 42,
№6, с. 1265-1269.
2. Кайбышев В.З., Кузин Г.А. Влияние третьего электрода на
обрыв тока в низковольтной дуге. - Там же. 1975. Т. 45, №2,
с. 320-327.
3. Kaibyshev V.Z., Wernsman В., El-Genk M.S. Experimental
Investigation and Analysis of the Operation Characteristics of a Planar Cs-Ba
Tasitron. - Rev. Sci. Instrum. 1994. V. 11, № 65, p. 3449.
4. Кайбышев В.З., Боровских А.А. и др. Особенности поджига
разряда в цезий-бариевом таситроне. В сб.: Доклады конференции
«Ядерная энергетика в космосе». 1991. С. 264-277. Сухуми.
5. Kaibyshev V.Z., Murray С, Wernsman В., El-Genk M.S. Ignition
and Extinguishing Characteristics of Cs-Ba Tasitron. - J. Appl. Phys.
1992. V. 10, № 72, p. 4556.
6. Кайбышев В.З. Экспериментальное исследование процессов в
плазме цезий бариевого таситрона. - Атомная энергия. 2000. Т. 89,
вып. 2, с. 97-105.
7. Джашиашвили Ю.Н., Кайбышев В.З. Новый метод измерения
теплоты испарения электронов с эмиттера ТЭП. - In: Procedihg
24-th IECEC. 1989. P. 1165-1169. Washington.

Список сокращений
A3 Аварийная защита
АИС Автоматизированная информационная система
АПЛ Атомная подводная лодка
АСНИ Автоматизированная система научных исследований
АСУ ТП Автоматизированная система управления
технологическим процессом
AT Аналитический тренажер
АЭС Атомная электростанция
БГР Быстрый газовый реактор
БЩУ Блочный щит управления
БЭР Бустерный энергетический реактор
ВАХ Вольт-амперная характеристика
ВВР Водо-водяной реактор
ВВЭР Водо-водяной энергетический реактор
ВГ-400 Высокотемпературный газовый (реактор) тепловой
мощностью 400 МВт
ВГМ-200 Высокотемпературный газовый материаловедческий
(реактор) тепловой мощностью 200 МВт
ВГР-50 Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
тепловой мощностью 50 МВт
ВИР Водяной импульсный реактор
ВНИИЭФ Всесоюзный научно-исследовательский институт
экспериментальной физики
ВТГР Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
ВТО Верхней торцевой отражатель
ВЦС Вакуумно-цезиевая система
ГНЦ Государственный научный центр
ГПД Газообразные продукты деления
ГТ Газовая турбина
ГТ-МГР Модульный гелиевый реактор с газовой турбиной

ЖРД Жидкостной реактивный двигатель
ЗПК Замкнутый промежуточный контур
ИАЭ Институт атомной энергии (одно из прежних названий
РНЦ «Курчатовский институт»)
ИВГ Импульсный высокотемпературный газовый (реактор)
ИГР Импульсный графитовый реактор
ИИН Импульсный источник нейтронов
ИНГ Импульсный нейтронный генератор
ИР ГИТ Исследовательский реактор газовый
ИЯР Институт ядерных реакторов
КА Космический аппарат
КБ Конструкторское бюро
КБХА Конструкторское бюро химавтоматики
КИП и А Контрольно-измерительные приборы и автоматика
КНК-4 Камера нейтронная компенсированная
КО Компенсирующий орган
КПД Коэффициент полезного действия
КТС Комплексная тренировочная система
КЯЭУ Космическая ядерно-энергетическая установка
ЛАЭС Ленинградская атомная электростанция
ЛИП АН Лаборатория измерительных приборов Академии Наук
(первое название РНЦ «Курчатовский институт»)
МВГР-ГТ Материаловедческии высокотемпературный газовый
реактор с газовой турбиной
МГУ Московский государственный университет
МИГР Многоканальный импульсный графитовый реактор
MP Материаловедческии реактор
НИИ Научно-исследовательский институт
НИИТ Научный институт источников тока
НИИТП Научно-исследовательский институт тепловых
процессов

НИКИЭТ Научно-исследовательский и конструкторский институт
энерготехнологий
НИР Научно-исследовательская работа
НОТ Нагрев обратными токами
НПО Научно-производственное объединение
НПС Неизвлекаемый поглощающий стержень
НФП Нейтронно-физический прототип
ОР Органы регулирования
ПГ-100 Петля гелиевая
ПИР Прибор для измерения реактивности
ПК Петлевой канал
ПМ Пренебрежимо малый вклад
ПМТ Полномасштабный тренажер
ПНИТИ Подольский научно-исследовательский технологический
институт
ППЭ Профилирующие поглощающие элементы
ПРЗ Противорадиационная защита
пэл Поглощающий элемент
«Р» Стенд «Ромашка»
РБ Реакторный блок
РБМК Реактор большой мощности канальный
РНЦ Российский научный центр
РП-50 Реактор-преобразователь электрической мощностью
50 кВт
РР Ручное регулирование
СНМ Счетчик нейтронов модифицированный
СУЗ Система управления и защиты
СФТИ Сухумский физико-технический институт
ТВС Тепловыделяющая сборка
твэл Тепловыделяющий элемент
ТЭМ Транспортный энергетический модуль

ФГУП Федеральное государственное унитарное предприятие
ФЭИ Физико-энергетический институт, г. Обнинск
ХИ Холодильник-излучатель
ХТМ-73 Прибор для измерения газообразных примесей в гелии
(хроматограф)
ХФТИ Харьковский физико-технический институт
хэл «Холостой» элемент
ЦКБМ Центральное конструкторское бюро машиностроения
ЦНГ Центробежный насос газовый
ЦПП Центральный петлевой пульт
ЦЩУ Центральный щит управления
ЧАЭС Чернобыльская атомная электростанция
ЧМИ Человеко-машинный интерфейс
ЭГК Электрогенерирующий канал
ЭРД Электрореактивный двигатель
ЮАР Южноафриканская Республика
ЯБ Ядерная безопасность
ЯРД Ядерный ракетный двигатель
ЯЭРДУ Ядерная электроракетная двигательная установка
ЯЭУ Ядерно-энергетическая установка
JAR Программа расчета реакторов. Метод сетки.
MCU Программа расчета реакторов методом Монте-Карпо
NASA Национальное космическое агентство (США)
ODIMOR Установка, предназначенная для измерения распределения
энерговыделения и скоростей реакций путём гамма-
сканирования твэлов
PBMR Реактор с насыпной активной зоной малой мощности
PNK Программа аналитического расчета реакторов
TR1SO Многослойное покрытие микротоплива
WIMS D4 Программа расчета ячейки реакторов