ICN - Pitesti
ASIGURAREA SI CRESTEREA PERFORMANTELOR REACTORULUI TRIGA - ICN

Directii de cercetare:

  • Asigurarea functionarii reactorului in conditii de securitate nucleara conform limitelor si conditiilor tehnice si in acord cu specificatiile de iradiere. Asigurarea conversiei reactorului de la utilizarea combustibilului nuclear inalt imbogatit (HEU) la utilizarea combustibilului usor imbogatit in izotopul 235U (LEU). Aceasta presupune:
    • efectuarea de calcule neutronice si termohidraulice folosind coduri specializate;
    • efectuarea de masuratori asupra parametrilor de functionare, recalibrari, teste nedistructive asupra combustibilului iradiat in general si caracterizarea comportarii la iradiere a combustibilului LEU;
    • asigurarea functionarii propriu-zise a reactorului.
  • Testarea la iradiere in conditii specificate a unor elemente combustibile pentru stabilirea performantelor combustibilului in conditii variate (normale, tranzitorii);
  • Testarea unor materiale de structura din aliaj Zr-Nb prelevate din componente utilizate la CNE Cernavoda pentru studiul proprietatilor mecanice si rezistenta la coroziune a materialelor de structura;
  • Utilizarea complementara a neutronilor pentru a raspunde unor necesitati, asigurand astfel si o crestere a eficientei utilizarii reactorului nuclear:
    • iradierea de tinte pentru producerea de radioizotopi utilizati in industrie si medicina (192Ir, 131I, 99Mo);
    • analize prin activare cu neutroni pentru determinarea concentratiei unor elemente de interes, radiografia cu neutroni pentru teste nedistructive ale unor obiecte inclusiv radioactive;
    • analize structurale folosind difractia cu neutroni sau imprastierea la unghi mic;
    • verificari si calibrari de aparatura in fluxuri neutronice de referinta.
  • Proiectare, construire si omologare de tehnologii si echipamente pentru fabricatia de elemente combustibile tip TRIGA-LEU si bare de control (sectiunea absorbanta de neutroni);
  • Studii privind modernizarea unor sisteme din componenta reactorului si dispozitivelor de iradiere;
  • Studii privind posibilitatea cresterii puterii reactorului TRIGA in scopul asigurarii unor densitati de flux neutronic superioare.

Principalele rezultate ale cercetarii:

  • Conversia HEU-LEU a reactorului TRIGA:
    • Functionarea reactorului a avut ca obiectiv principal iradierea combustibilului LEU, simultan cu efectuarea testelor de iradiere utilizand diverse dispozitive de iradiere;
    • Procesul  conversiei reactorului TRIGA-SSR de la functionarea cu combustibil HEU la cea cu combustibil LEU a inceput in februarie 1992 si a continuat in septembrie 1996, martie 1998, octombrie 2000,  martie 2004 fiind finalizat in mai 2006; 
    • Examinarea periodica in LEPI a unui numar cuprins intre trei si zece elemente combustibile TRIGA LEU pentru formularea unor concluzii relativ la comportarea lor la iradiere. Performantele reactorului nu au fost afectate in acest proces.
  • Dezvoltarea tehnologiei de fabricatie combustibil TRIGA LEU:
    • Concept de fabricatie al combustibilului cu uraniu usor imbogatit original, bazat pe metalurgia pulberilor pentru obtinerea aliajului Zr-U-Er, prelucrare mecanica si hidrurare controlata pentru obtinerea raportului H/Zr=1.6;
    • Modernizarea/adaptarea echipamentelor utilizate pentru operatiile din fluxul tehnologic, dezvoltarea softurilor de comanda si control, inlocuirea adecvata a sistemelor de comanda si control cu unele moderne bazate pe microprocesoare.
  • Proiectarea neutronica, mecanica si realizarea unei noi bare de control TRIGA:
    • Dezvoltarea unui nou concept de bara de control cu 16 pini absorbanti;
    • Proiect mecanic cu elemente absorbante cu teaca de incoloy pe baza caruia s-a facut evaluarea de reactivitate a noului sistem de bare de control care satisfac deplin toate cerintele impuse de ”Limitele si Conditiile Tehnice pentru Zona Stationara a Reactorului TRIGA ” prevazute in autorizatia de functionare.
  • Determinarea borului si gadoliniului prin spectrometria radiatiei gama prompte:
    • Proiectarea si realizarea instalatiei de spectrometrie gama prompta la canalul radial de la reactorul TRIGA – ACPR;
    • Stabilirea metodei de determinare a concentratiei si abundentei izotopice a materialelor absorbante din sistemul de oprire rapida de la reactorul CNE Cernavoda;
    • Stabilirea metodei de determinare a concentratiei elementare care nu pot fi determinate prin analiza prin activare cu neutroni (NAA), in probe de mediu.
  • Autorizarea ca etalon pentru masuratori de flux neutronic a coloanei termice:
    • Proiectarea si realizarea dispozitivului «Coloana termica» la reactorul TRIGA, cu scopul de a obtine conditii de termalizare superioare pentru fluxul neutronic;
    • Realizarea sistemului ∑∑ in canalul central al coloanei termice pentru generarea de neutroni intermediari;
    • Caracterizarea neutronica a sistemului ∑∑ si instrumentarea acestuia pentru:
      • verificarea si calibrarea mijloacelor de masurare neutronica (contori cu bor, camere de ionizare cu bor, camere de fisiune, detectori autoalimentati);
      • efectuarea unor iradieri in conditii speciale.
    • Elaborarea documentatiei necesare autorizarii sistemului ∑∑ ca etalon secundar al densitatii fluxului de neutroni termici si intermediari.
  • Analiza prin activare cu neutroni:
    • Dezvoltarea si implementarea metodei standardului K0;
    • Analiza pentru stabilirea compozitiei elementare in probe de interes pentru CNE Cernavoda;
    • Analiza unor probe de mediu;
    • Iradierea si caracterizarea probelor cu continut de nanoparticule de reniu, holmiu, itriu folosite in tratarea tumorilor canceroase.
  • Neutronografia:
    • Modernizarea instalatiei de neutronografie din piscina TRIGA;
    • Realizarea de neutronografii pe elemente combustibile TRIGA LEU iradiate pentru stabilirea performantelor acestor elemente sau a altor componente (casete, bare de control, etc.);
    • Realizarea de neutronografii pe elemente de combustibil iradiate in dispozitivele de iradiere de la reactorul TRIGA, casete de combustibil, bare de control, etc.;
    • Proiectarea si realizarea instalatiei de neutronografie uscata de la canalul tangential al reactorului TRIGA ACPR.
  • Difractia cu neutroni:
    • Realizarea difractometrului de neutroni de inalta rezolutie DIR1, folosind focalizarea cu cristal curbat;
    • Proiectarea si realizarea difractometrului SANS;
    • Metoda difractiei cu neutroni in perspectiva va fi utilizata pentru :
      • analiza structurala propriu-zisa a unor tipuri de materiale noi precum cele cu memoria formei sau supraconductoare;
      • determinari, de tensiuni si texturi, pe materiale;
      • studii privind tranzitia de faza in materiale.
  • Ingineria iradierilor de combustibil si materiale de structura in reactorul TRIGA ICN:
    • Proiectarea a doua sisteme, unul hidraulic si altul de control comanda, care adaptate dispozitivului de iradiere Capsula C2, permit testarea unui element combustibil in conditii anormale de functionare (in regim de accident tip LOCA), in conditii de securitate nucleara;
    • Modernizarea Capsulei C5 destinata iradierilor de materiale de structura, prin construirea unui nou portesantion si a unui nou sistem de control - comanda;
    • Dezvoltarea capacitatii de efectuare a testelor in reactorul pulsat (ACPR)  de  durata scurta  oferind posibilitatea examinarii rapide a elementelor combustibile experimentale. Testele de iradiere realizate pana in prezent in Capsula C6 in reactorul ACPR, furnizeaza date experimentale privind comportarea combustibilului nuclear in regim de accident, date care sunt folosite pentru validarea si calibrarea codurilor de calcul,  pentru elaborarea analizelor de securitate si evaluarea riscului de eliberare de produsi de fisiune radioactivi;
    • Realizarea unor teste in ACPR care permit:
      • analiza comportarii termomecanice a unor elemente combustibile , in conditiile unei tranziente rapide de putere;
      • analiza limitelor si mecanismelor de defectare a tecii elementului combustibil;
      • stabilirea energiei prag de defectare in functie de caracteristicile geometrice si microstructurale ale elementelor combustibile nucleare;
      • studiul interactiei mecanice combustibil-teaca;
      • dezvoltarea unei baze de date experimentale privind comportarea combustibilului nuclear in regimuri tranziente.

Contact: Dr. Dumitru BARBOS; e-mail: dumitru.barbos@nuclear.ro

Noutati

Evenimente Stiintifice

Ultima actualizare: 10-02-2014.


Evenimente stiintifice

  • Site optimizat pentru Internet Explorer 7+