ТИБР – это аббревиатура транспортабельного импульсного быстрого реактора. Он относится к исследовательским импульсным ядерным установкам, которые представляют собой мощный источник нейтронов, необходимый для изучения физических свойств атомного ядра. В них имитировалось воздействие ядерного взрыва на разного рода объекты, главным образом на военную технику, включая образцы ядерного оружия.

ТРЕЩИНОСТОЙКОСТЬ — способность материала сопротивляться развитию трещин (разрушению) при однократном, циклическом и замедленном разрушении. В механике разрушения к основным характеристикам трещиностойкости относят: критическое значение коэффициента интенсивности напряжений; критическое раскрытие берегов трещины в тупиковой части; работу, которую нужно затратить на образование трещины. Наиболее надежную оценку трещиностойкости материалов дают испытания образцов с предварительно нанесенной усталостной трещиной, поскольку это наиболее распространенный опасный дефект конструкции. Рост трещины начинается, если коэффициент интенсивности напряжения или его размах (при циклическом нагружении), превышающий некоторый порог, и состоит из трех стадий: нарастающей скорости роста, стабильным относительно медленным ее распространением и ускорением развития, заканчивающегося разрушением. Кинетику разрушения описывают диаграммами в координатах: длина трещины — число циклов или время при циклическом нагружении; длина трещины — время при длительности статичного нагружения. Кинетические параметры разрушения позволяют прогнозировать работоспоспособность материалов в конструкциях. Способы повышения трещиностойкости металлов и сплавов включают: рациональное микролегирование (выбор сплава); формирование оптимальных микроструктур; уменьшение содержания нежелательных примесей, особенно легкоплавких и сегрегирующих на границах зерен; оптимальные режимы ТМО, формирующие наиболее желательныей тип и параметры микроструктуры; создание поверхностого слоя, строение и напряженное состояние которого затрудняет зарождение в нем микротрещин (мелкое зерно, сжимающие напряжения и т.п.).

Турбодетандер - устройство, позволяющее утилизировать энергию, возникающую при избыточном давлении в газотранспортной системе

Начало проектирования – ноябрь 1956 года. Физический пуск – 7 июня 1961 года. Время эксплуатации – 1965–1969 гг. В 50-е годы, когда зарождалась атомная энергетика, появлялись невероятно смелые идеи. Одна из них – сделать самоходную атомную электростанцию для работы на Крайнем Севере. Первым эту мысль высказал «атомный» министр Ефим Славский. В 1955 году Ефим Павлович Славский посетил ленинградский Кировский завод. Именно в беседе с директором ЛКЗ И.М. Синевым впервые прозвучало предложение о разработке мобильной атомной электростанции, которая могла бы питать электроэнергией гражданские и военные объекты, расположенные в отдаленных районах Крайнего Севера и Сибири. Предложение Славского стало руководством к действию, и уже вскоре ЛКЗ в кооперации с Ярославским паровозостроительным заводом подготовил проекты атомного энергопоезда – передвижной АЭС небольшой мощности для транспортировки по железной дороге. Предусматривались два варианта – одноконтурная схема с газотурбинной установкой и схема с использованием паротурбинной установки самого локомотива. Вслед за этим к разработке идеи подключились и другие предприятия. Славский обладал неуемной пробивной энергией, да и полномочия у него были громадные – он поручил разработку проекта обнинскому ФЭИ (тогда еще «Лаборатории В»). Очень скоро, в 1957 году, эскизный проект передвижной станции был готов. Его авторы – Юрий Анатольевич Сергеев и Дмитрий Леонидович Бродер. Ученые предложили поставить свою электростанцию на гусеницы, сделав ее практически вездеходной. Идея казалась заманчивой: станция на гусеницах воим ходом подойдет к какому-то руднику, поселку, угольному разрезу и начнет обеспечивать его энергией. А через год-три перейдет на другое место. Зачем в условиях вечной мерзлоты строить стационарную станцию, когда можно обойтись более экономичным и прогрессивным вариантом? В «железе» проект воплотили на Кировском заводе в Ленинграде. Два года спустя было произведено специальное оборудование для постройки опытных образцов ТЭС-3. Установка ТЭС-З, введенная в эксплуатацию в 1961 г., являлась опытным образцом крупноблочной транспортабельной атомной электростанции небольшой мощности. Она предназначалась для накопления экспериментальных данных, необходимых при разработке передвижных атомных электростанций подобного типа, которые могут быть использованы для снабжения электроэнергией труднодоступных и удаленных районов страны. Станция выполнена по двухконтурной схеме с гетерогенным водо-водяным реактором тепловой мощностью 8,8 тыс. кВт, охлаждаемым водой под давлением 130 ат при температурах на входе реактора 275 °С и на выходе 300 °С. Расход воды в первом контуре установки 320 т/ч. В активной зоне реактора, имеющей форму цилиндра высотой 600 и диаметром 660 мм, размещены 74 тепловыделяющие сборки с высокообогащенным ураном. Средняя тепловая нагрузка в реакторе равна 0,6·106 ккал/(м2·ч), максимальная – 1,3·106 ккал/(м2·ч). Длительность кампании реактора 250 суток, а при частичной догрузке тепловыделяющих элементов – до 1 года. Мощность турбогенератора станции 1,5 тыс. кВт, однако три ее парогенератора могут давать пар давлением 20 ат и температурой 285 °С в количестве, достаточном для получения мощности на валу турбины до 2 тыс. кВт. Все оборудование станции размещено на четырех гусеничных самоходных транспортерах. На двух самоходах находится реакторная парогенераторная установка, на двух других – турбогенератор, пульт управления и вспомогательное оборудование. Общий вес оборудования, установленного на самоходах, около 210 тонн. Для защиты от излучения во время работы вокруг первых двух самоходов сооружается на месте эксплуатации земляная защита. Кроме того, реакторный самоход снабжен транспортируемой биологической защитой, позволяющей производить монтажные и демонтажные работы уже через несколько часов после остановки реактора, а также перевозить реактор с частично или полностью выгоревшей активной зоной. При транспортировке охлаждение реактора осуществляется с помощью воздушного радиатора, обеспечивающего съем до 0,3% номинальной мощности установки. Эксплуатация ТЭС-3 подтвердила ее работоспособность, позволила уточнить принципы АЭС и АТЭЦ для дальних районов, впервые осуществить опыт эксплуатации АЭС в режиме саморегулирования.