РЕАКТОРНЫЕ И ПОСЛЕРЕАКТОРНЫЕ ИСПЫТАНИЯ И ИССЛЕДОВАНИЯ НА БЫСТРЫХ КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ ВЫСОКОПЛОТНОГО НИЗКООБОГАЩЕННОГО УРАН-ЦИРКОНИЕВОГО КАРБОНИТРИДНОГО ТОПЛИВА

UZrCN fuel is a high-density, high-temperature fuel that has potential for application in different type reactors. In the past, reactor tests using UZrCN HEU (96% U-235) fuel have been performed to low burnup. However, reactor-testing data are still needed at high burnup to confirm the optimal performance of this-type fuel. The SM-3 research reactor, which is a high-flux reactor located at the State Scientific Center – Research Institute of Atomic Reactors, Dimitrovgrad, Russia, will be used to test a UZrCN LEU (19.73% U-235) fuel to ~40% of burnup. The fuel will then be examined to determine its performance during irradiation.On the “Giacint” and “Kristal” critical facilities located at the Joint Institute for Power and Nuclear Research – SOSNY of the National Academy of Sciences of Belarus, Minsk, Belarus, criticality experiments on multiplying systems modeling physical features of cores with UZrCN LEU (19.75% U-235) fuel have been prepared for use in works on fast reactors with gaseous and liquid-metal coolants. Critical assemblies represent uniform hexagonal lattices of fuel assemblies, each of which consists of 7 fuel rods and has no clad. The active fuel length is 500 mm. Clad material is stainless steel or Nb. Three types of fuel assemblies with different matrix material (air, aluminum and lead) are investigated. These are side radial, top and bottom reflectors – beryllium (internal layer) and stainless steel (external layer).This article desribes the design of the experiment that will be performed in the SM-3 reactor and discusses the results of different calculations that have been performed to show that the experiment design will meet all objectives. The description of construction and composition of critical assemblies with UZrCN fuel and the calculation results are also presented. Топливо UZrCN представляет собой высокоплотное высокотемпературное топливо, которое может применяться в реакторах различных типов. В прошлом реакторные испытания ВОУ (96% U-235) UzrCN-топлива были выполнены только с низким выгоранием. Вместе с тем данные реакторных испытаний необходимы при высоком выгорании для подтверждения оптимальных характеристик этого типа топлива. Высокопоточный исследовательский реактор СМ-3, расположенный в Государственном научном центре – Научно-исследовательский институт атомных реакторов (г. Димитровград, Россия), будет использоваться для испытания НОУ (19,73% U-235) UzrCN-топлива до ~40 % выгорания. Затем топливо будет исследоваться для определения его характеристик после облучения.На критических стендах «Гиацинт» и «Кристал» в Объединенном институте энергетических и ядерных исследований – Сосны Национальной академии наук Беларуси (г. Минск, Беларусь) осуществляется подготовка к экспериментам по критичности на размножающих системах, моделирующих физические особенности активных зон с НОУ (19,75% U-235) UzrCN-топливом для использования в работах по новому поколению быстрых реакторов с газообразными и жидкометаллическими теплоносителями. Критические сборки представляют собой однородные гексагональные решетки топливных сборок, каждая из которых состоит из семи топливных стержней и не имеет оболочки. Длина активной части топливного стержня составляет 500 мм. Материал оболочки – нержавеющая сталь или ниобий. Будут исследованы три типа топливных сборок с различным материалом матрицы в них (воздух, алюминий и свинец). Боковой радиальный, верхние и нижние отражатели – бериллий (внутренний слой) и нержавеющая сталь (внешний слой).В настоящей статье описываются проектные данные эксперимента, который будет осуществлен на реакторе СМ-3, и обсуждаются результаты расчетов, призванные показать, что эксперимент будет отвечать всем поставленным целям. Также представлены описания конструкции и состава критических сборок с топливом UZrCN и результаты их расчетов.

Исследования в областях физики ядерных реакторов и ионизирующих излучений в Объединенном институте энергетических и ядерных исследований - Сосны НАН Беларуси

The history of the development of the science researches on nuclear reactor physics and techniques, description of the experimental and calculate-analytical base of JNE and JINPR - Sosny as well as the scientific links with other organizations in the past and nowadays are presented. A few new tendency of the fundamental science researches on increasing nuclear and radiation NPP safety in the future and the ways of using radiation of the nuclear spent fuel are described.В связи с началом строительства АЭС в Республике Беларусь представляется целесообразным ознакомить общественность Беларуси с характером и результатами некоторых работ в Институте ядерной энергетики (ИЯЭ) АН БССР и его правопреемнике Объединенном институте энергетических и ядерных исследований -Сосны (ОИЭЯИ - Сосны) НАН Беларуси в области физики ядерных реакторов и использования радиоактивных излучений, что является основной целью настоящей статьи. Приводятся история развития в Беларуси с 1958 г. научных исследований по физике и технике ядерных реакторов, описание экспериментальной и рас-четно-аналитической базы ИЯЭ и ОИЭЯИ - Сосны, научных связей с другими организациями в прошлом и в настоящее время. Представлены некоторые новые направления фундаментальных научных исследований по повышению ядерной и радиационной безопасности АЭС