Тематики

IMSR - это проект передовой АЭС четвертого поколения, разрабатываемый в Канаде компанией Terrestrial Energy. Топливом для данного жидкосолевого реактора служит стандартный низкообогащенный уран (НОУ) - коммерческий стандарт топлива на современных действующих атомных электростанциях - обогащенный до 5% урана-235.

В рамках Программы предусмотрено формирование сетевой синхротронной и нейтронной научно-исследовательской инфраструктуры на территории Российской Федерации, включая создание уникальных научных установок класса «мегасайенс» нового поколения. Программа будет нацелена на ускоренное развитие исследований и разработок с использованием синхротронного и нейтронного излучений в различных областях науки и техники для реализации приоритетных направлений научно-технологического и инновационного развития Российской Федерации, необходимых для ответов на большие вызовы, обозначенные в Стратегии научно-технологического развития Российской Федерации, утвержденной Указом Президента Российской Федерации от 1 декабря 2016 г. № 642 «О Стратегии научно-технологического развития Российской Федерации». В Программе будут предусмотрены также мероприятия по подготовке специалистов (инженеров) в области создания установок класса «мегасайенс», основанных на синхротронном и нейтроном излучении, и исследователей, проводящих исследования на них на мировом уровне.

В систему пароснабжения промышленного предприятия входят магистральные паропроводы, отключающая и регулирующая арматура, тепловые пункты, узлы сбора и откачки парового конденсата. В ряде проектов пароснабжение заводов почти полностью базируется на утилизационных установках. Как известно, пароснабжение промышленных предприятий охватывает процессы производства, транспорта, регулирования и потребления пара.

Прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах - это ядерный реактор на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт, который в настоящее время сооружается на Мадрасской атомной электростанции в Калпаккаме, Индия. Центр атомных исследований Индиры Ганди отвечает за проектирование этого реактора.

Реактор бассейнового типа на тепловых нейтронах. Теплоноситель, замедлитель и отражатель - обессоленная вода.Введен в эксплуатацию в 1967 году, работал на тепловой мощности 10МВт до 1988 года без отклонений от нормальных режимов.С 1988 по 1998 годы были проведены работы по усилению безопасности в условиях высокой сейсмичности (расчеты и обоснования, усиление конструкций, дублирование систем, ответственных за безопасность, оформление новой документации). За счет изменения конфигурации активной зоны тепловая мощность была уменьшена до 6 МВт без потери нейтронных потоков. Технические характеристики Тепловая мощность, МВт 6 Топливо UAl4 Загрузка 235U, кг 4,46 Обогащение 235U, % 36 Высота активной зоны, мм 600 Диаметр экспериментального канала, мм 68 Плотность потока тепловых нейтронов:   в центральном канале 1,4×1014 н/см2·с в двух каналах активной зоны 1,1×1014 н/см2·с в периферийных каналах 1012 - 1013 н/см2·с Продолжительность кампании 14 суток Реактор оснащен гидропочтой, пневмопочтой, универсальной петлевой установкой, установкой нейтронной радиографии, установкой для анализа ураносодержащих проб методом запаздывающих нейтронов, внутриреакторными установками для испытаний конструкционных материалов на длительную прочность и ползучесть, цепочкой горячих камер для работ с высокоактивными материалами. На базе реактора, помимо фундаментальных ядерно-физических и материаловедческих исследований и внутриреакторных испытаний, проводятся работы по производству медицинских радиоизотопов и гамма-источников, нейтронному лугированию кремния, нейтронно-активационному анализу. Изучается возможность модернизации активной зоны для использования урана низкого обогащения. Проводятся национальные и международные семинары по физической защите ядерных установок, учету и контролю ядерных материалов.