ИГР реакторының технологиялық жүйелері

Жұмыс түрі: Іс-тәжірибеден есеп беру
Тегін: Антиплагиат
Көлемі: 29 бет
Таңдаулыға:

Кафедра Техникалық физика және жылуэнергетика
(оқу кафедрасы атауы)

Білім беру бағдарламасы 6В05303- Техникалық физика
( код, шифр, БББ атауы)

ЕСЕП

өндірістік тәжірибе бойынша
(тәжірибе түрі)

ҚР ҰЯО РМК Атом энергисы институты филлиалы ИГР ЗРК
(тәжірибе өту орны)

Білім алушы 2, ТФ-201 ______________ Рахметоллаева А.Т. (курс, топ) (қолы, күні) (Аты - жөні)

Университет бойынша
тәжірибе жетекшісі. _______________ Мясоедова Е.Н. (қолы, күні) (Аты - жөні)

Тәжірибе өту бойынша
жетекшісі. _______________ Козинец А.А. (қолы,күні) (Аты-жөні)

Комиссии мүшелері: _________________________ ________________________
(қолы, күні) (Аты-жөні)

___________________________ ________________________
(қолы, күні) (Аты-жөні)

___________________________ ________________________
(қолы, күні) (Аты-жөні)

___________
(баға)

Семей - 2024
РЕФЕРАТ
Өндірістік тәжірибе бойынша есепте ҚР Ұлттық ядролық орталығының (ҚР ҰЯО) құрылымы мен негізгі функциялары, оның құрамына кіретін ғылыми институттар, ИГР (ИГР ЗРК) зерттеу реакторы кешені туралы материалдар келтірілген және ҚР ҰЯО-да шешілетін міндеттер көрсетілген.
Есепте ИГР реакторының құрылу тарихы қарастырылған. ИГР реакторының су жүйесінің схемасы 1-қосымшада көрсетілген.
Жұмыста ИГР ЗРК-дағы (реакторды пайдалану кезіндегі ядролық қауіпсіздік, өрт қауіпсіздігі) қауіпсіздік пен еңбекті қорғаудың негізгі ережелері мен ережелері берілген. Көгеру, сыну және дислокация кезінде алғашқы медициналық көмек көрсету талаптары қарастырылған.
Өндірістік практикадан өтудің мақсаты кәсіби қызметті өз бетінше жүзеге асыру тәжірибесін алу, қызметтің әртүрлі салаларында алынған теориялық білім негізінде кәсіби дағдылар мен іскерліктерді тұжырымдау болып табылады.
Өндірістік тәжірибенің міндеттері:
- мамандық ерекшеліктерін зерттеу;
- нақты кәсіпорынның ерекшеліктері мен құрылымын зерттеу.
Өндірістік практикадан өту нәтижесінде студент - практикант қызметтің қамтылатын түрлерін: зерттеудің жаңа әдістеріне дербес оқыту, өзінің кәсіби қызметінің ғылыми және ғылыми-өндірістік бейінін өзгерту қабілетін; зерттеу және жобалау жұмыстарын ұйымдастыруда практика машықтары мен дағдыларын пайдалану қабілетін ескере отырып, практикалық дағдыларды, іскерліктер мен кәсіби құзыреттерді игеруі тиіс.
Бұл есеп кіріспеден, қорытындыдан, әдебиеттер тізімінен және негізгі бөлімнен тұрады, ол өз кезегінде негізгі талдау жұмыстары жүргізілген өндірістік және ақпараттық мәселелер тізімінен тұрады.
Есепте барлығы 30 бет, 1 қосымша бар.
Мазмұны
Кіріспе 4
1 ҚР ҰЯО құрылымы 5
1.1 ҚР ҰЯО құрамына кіретін ғылыми институттардың мақсаты мен міндеттері 5
1.2 ИГР Зерттеу Реактор Кешені 6
1.2.1 ЗРК ИГР құрылымы мен мақсаты 7
1.2.2 Технологиялық қызмет құрылымы, негізгі міндеттері мен функциялары 7
1.2.3 Басқару және қорғау жүйелері қызметінің құрылымы, негізгі міндеттері және негізгі функциялары 8
2 РЕАКТОРЛАР ФИЗИКАСЫ 10
2.1 Радияциялық қыздыру механизмдері 10
2.2 ИГР реакторының құрылу тарихы 12
2.3 ИГР реакторының технологиялық жүйелері 13
2.4 Су жүйесі (эксперименттік контур) 17
3 ЕҢБЕК ҚАУІПСІЗДІГІ ЖӘНЕ ЕҢБЕКТІ ҚОРҒАУ 19
3.1 ИГР реакторын пайдалану кезінде ядролық қауіпсіздікті қамтамасыз ету 19
3.2 Технологиялық қызмет кезінде өрт қауіпсіздігін қамтамасыз ету 19
3.3 Өнеркәсіптік қауіпсіздіктің жалпы ережелері - рұқсат және жұмыс қауіпсіздігін қамтамасыз ететін адамдар 21
3.4 Алғашқы медициналық көмек көрсету 23
Қорытынды 25
Қабылданған қысқартулар тізімі 26
Пайданылған әдебиеттер тізімі 28
1 - қосымша-эксперименттік контурдың сызбасы 30

Кіріспе
Атом электр станциясының (АЭС) қауіпсіздігі - бұл АЭС-тің авариялардың алдын алу және олардың салдарын персоналға, халыққа және қоршаған ортаға радиациялық әсердің рұқсат етілген шектерімен шектеу, сондай-ақ қалыпты пайдалану кезінде белгіленген нормалармен осы әсерді шектеу қасиеті.
АЭС жұмысының қауіпсіздігін қамтамасыз етудегі ең бастысы-ядролық тізбекті реакция кезінде ыдырау өнімдерінің шығуына кедергі келтіретін жағдайларды қамтамасыз ету. Ол үшін АЭС - тегі барлық отын реакторға жылу бөлетін элементтерде (ЖБЭЛ) - герметикалық дәнекерленген тот баспайтын болаттан жасалған тыстарда тиеледі. Бұл қаптама-жинақтарда реактордың жұмысы кезінде пайда болатын уран бөлу өнімдерінің негізгі бөлігі қалады. ЖБЭЛ өз мерзімін өтеген кезде, ол реактордан алынады және құнды элементтерді өңдеу және алу үшін арнайы зауытқа жіберіледі. Радиоактивті заттардың айтарлықтай ағуы болмайды. Бұл ядролық энергетиканың электр станцияларының басқа түрлеріне қарағанда маңызды артықшылықтарының бірі, олардың шығарындылары (қалдықтары) күл, қож және газ түрінде көптеген жағдайларда қоршаған ортаға тиісті тазартусыз шығарылады. АЭС - те радиоактивті заттардың-уранның бөліну өнімдерінің ықтимал шығарылуының алдын алатын қауіпсіздіктің физикалық тосқауылдары көзделген [1, 2].
АЭС-та электр энергиясын өндіру кезіндегі басты міндет персонал мен қоршаған ортаға әсер етумен байланысты жабдықты пайдалану кезінде кез келген істен шығу тәуекелін төмендету болып табылады. Қауіпсіздік бойынша барлық іс-шаралар тәуекел коэффициентін төмендетуге бағытталған. Арнайы жүйелер жабдықтың істен шығуын ескере отырып, электрмен жабдықтау станциясы толық жоғалған кезде де реактордан сенімді жылу шығаруды қамтамасыз етеді [2].
АЭС радиациялық қауіпсіздігі станция персоналының белгіленген дозалық шектерден асып кету мүмкіндігін болдырмайтын және нақты дозалық жүктемелерді іс жүзінде қолжетімді минимумға дейін төмендететін осындай еңбек жағдайларын жасауға және сақтауға бағытталған ұйымдастырушылық-техникалық іс-шаралар кешенінің арқасында сақталады. Барлық шаралар кешенінің технологиялық негізі радионуклидтердің таралуын шектейтін қорғаныс кедергілерінің тұжырымдамасы болып табылады [2].

1 ҚР ҰЯО ҚҰРЫЛЫМЫ

ҚР ҰЯО ҚР Президентінің 1992 жылғы 15 мамырдағы Жарлығымен бұрынғы Семей сынақ полигоны кешенінің және Қазақстан аумағында орналасқан тиісті ғылыми ұйымдар мен объектілердің базасында құрылды. ҚР ҰЯО қызметі Министрлер кабинеттерінің 1993 жылғы 21 қаңтардағы қаулысымен белгіленген міндеттерге сәйкес құрылды:
1 Қазақстан Республикасының аумағында ядролық сынақ қаруының салдарын жою;
2 Қазақстан Республикасында атом энергетикасын дамыту үшін ғылыми-техникалық, технологиялық, кадр базасын құру;
3 Семей сынақ полигонының бұрынғы әскери-өнеркәсіптік кешенін конверсиялау және оның ғылыми-техникалық әлеуетін Қазақстан Республикасының мүддесінде сынау;
4 Әлемнің қолданыстағы полигондарында сыналатын ядролық қаруды бақылау.

1.1 ҚР ҰЯО құрамына кіретін ғылыми институттардың негізгі мақсаттары мен міндеттері
Ядролық физика институты (ЯФИ) 1957 жылы құрылды, 1992 жылы ҚР ҰЯО құрамына кірді. Қызметінің негізгі бағыттары: қатты дененің ядролық және радиациялық физикасы және радиациялық материалтану саласында іргелі зерттеулерді дамыту, ядролық-физикалық зерттеу әдістерін дамыту, радиоэкология, жоғары білікті кадрларды даярлау (аспирантура, докторантура).
Атом энергиясы институты (АЭИ) 1992 жылы РФ Атом энергиясы министрлігінің "Луч" ғылыми-өндірістік бірлестігінің Біріккен экспедициясы негізінде құрылды. Қызметінің негізгі бағыттары: ҚР-да атом энергетикасын дамыту бағдарламасын қолдау үшін ғылыми-зерттеу және тәжірибелік-конструкторлық жұмыстар, нақты өңірлерде АЭС салудың техникалық - экономикалық негіздемесін жүргізу, Атом және термоядролық энергетиканың қауіпсіздігі, ғарыштық ядролық энергетикалық қондырғылар, қатты дененің радиациялық физикасы және реакторлық материалтану.
Геофизикалық зерттеулер институты (ГЗИ) 1992 жылы Бурабай және Қазкелен геофизикалық обсерваториялары мен Ақтөбе, Бурабай, Курчатов, Мақаншы сейсмикалық станциялары негізінде құрылды. Қызметінің негізгі бағыттары: ядролық сынақтарды бақылау, ядролық сынақтарды жүргізудің салдарын зерттеудің геологиялық-геофизикалық әдістері және бұрынғы ядролық полигондардың геологиялық құрылымдарының мониторингі, атом энергетикасы объектілерін салуға арналған алаңдарды таңдау және негіздеу жер сілкіністерін тіркеу, сейсмология және геологиялық барлау.
Радиациялық қауіпсіздік және экология институты (РҚЭИ) 1992 жылы ҚР ҰЯО 52605 әскери бөлімінің ғылыми-зерттеу бөлімшесінің және радиоэкологиялық бөлімшелерінің базасында құрылды. Қызметінің негізгі бағыттары: радиоэкология, ядролық сынақтар жүргізілген немесе радиациялық-қауіпті объектілері бар ҚР өңірлерінің радиациялық мониторингі, радиациялық-ластанған аумақтарды рекультивациялау, қоршаған орта объектілеріне радиациялық әсердің медициналық-биологиялық аспектілері.

1.2 ИГР зерттеу реакторының кешені
Әлемдегі ең көне зерттеу реакторларының бірі ИГР реакторы және бүгінгі танда ол нейтрондык және гамма-сәулеленудің ерекше көзі болып табылады, қуаттың өзгеруінің жоғары динамикасымен сипатталады.(1-сурет)

сурет. ИГР зерттеу реакторының кешені

ХХ ғасырдың 50-ші жылдарында реакторлық техниканың қарқынды дамуы оның белсенді аймағында үлкен реактивтілікті енгізген кезінде туындайтын стацинарлық емес физикалық процестерді эксперименттік зерттеу үшін импульстік реактор құруды айқындады. ИГР реакторының тарихы КОКП ОК мен КСРО МК 1958 жылғы 13 мамырдағы №518-246 қаулысынан басталады. Қорғаныс министрлігінің №905 объектісінде (Семей ядролық полигоны) жоғары температуралы гомогендік графит реакторының эксперименттік қондырғысын салу. ИГР реакторын қысқа мерзімде құру болып табылды. 1961 жылдың өзінде импульстік реакторлардың динамикасын экспериментті түрде зерттеуді бастауға, ал 1962 жылдан бастап перспективалы реактор қондырғылардың, оның ішінде ЯРҚ - ядролық реакторлық қозғалтқыштың отын және конструкциялық материалдарының жай-күйін зерттеуге кірісуге мүмкіндік берді.ИГР реакторының ядролық қауіпсіздігі реактивтіліктің елеулі теріс коэффициентімен шартталған, ол БҚЖ стерженьдерін алу арқылы оң реактивтілікті енгізуден басталатын кез келген физикалык мүмкін болатын қуат импульсінің кепілді сөндірілуін қамтамасыз етеді.
1.2.1 ЗРК ИГР құрылымы мен мақсаты
ИГР ЗРК келесі құрылымдық бөлімшелерден тұрады:
- басшылық;
- пайдалану және сынау қызметі;
- басқару және қорғау жүйелерінің қызметі;
- технологиялық бақылау қызметі;
- технологиялық қызмет;
- электроэнергетикалық қызмет;
- жылу энергетикалық қызметі.
Негізгі міндеттері:
- реакторлық және стендтік сынақтар мен зерттеулер жүргізу;
- ИГР реакторын және стендтік ілмекті қондырғыларды пайдалану шектері мен жағдайларында пайдалану;
- пайдалану және сынау кезінде еңбек қауіпсіздігін және еңбекті қорғауды, ядролық, радиациялық, газ, өрт қауіпсіздігін және өнеркәсіптік санитарияны қамтамасыз ету [3].
Негізгі функциялары:
- дайындық және эксперименттік жұмыстарды ұйымдастыру және бақылау, орындау;
- реакторлық, стендтік және инженерлік жүйелерді сынауға уақтылы дайындау, олардың сенімді жұмыс істеуін қамтамасыз ету;
- жүйелер мен жабдықтарды техникалық дұрыс және қауіпсіз пайдалану;
- бағдарламалық-әдістемелік, жобалық, пайдалану және атқарушылық құжаттаманы, бөлімшелерде жұмыстарды қауіпсіз жүргізу бойынша құжаттаманы әзірлеу;
- ядролық материалдарды физикалық қорғау, есепке алу және бақылау талаптарын сақтау бойынша іс-шараларды әзірлеуге және өткізуге қатысу;
- материалдық және еңбек құралдарын үнемдеу және ұтымды пайдалануды ұйымдастыру;
- еңбек қауіпсіздігі және еңбекті қорғау жөніндегі жұмысты ұйымдастыру;
- кадрларды іріктеу және орналастыру, оқыту және оның біліктілігін арттыру;
- объектішілік режим мен коммерциялық құпия режимінің талаптарын орындау[3].

1.2.2 Технологиялық қызмет құрылымы, негізгі міндеттері мен функциялары
ИГР ЗРК-ның технологиялық қызметі кешеннің құрылымдық бөлімшесі болып табылады және ИГР ЗРК басшысының пайдалану және сынау жөніндегі орынбасарына тікелей бағынады. Қызмет жұмыстары ИГР ЗРК бекіткен тоқсан сайынғы жоспар бойынша жүргізіледі, содан кейін басшылыққа жоспардың орындалуы туралы есепті ұсынады.
Технологиялық қызмет мыналардан тұрады:
ОТҚ және эксперименттік бұйымдарды пайдалану топтары. Топ жетекшісі-жетекші инженер.
агрегаттық-стендтік арматураны, металдарды газжалынды өңдеуге арналған жабдық пен аппаратураны тексеру учаскесінің пневмогидравликалық жүйелерін (ПГЖ) пайдалану топтары. Топ жетекшісі-қызмет бастығы.
Қызметтің негізгі міндеттері:
ОТҚ, МСҚ, ядролық материалдарды (ЯМ) сақтау орындарын және иондаушы сәулелену көздерін (ИСК), эксперименттік бұйымдарды, стендтік арматура агрегаттарын тексеру учаскесін, металдарды газ-жалынмен өңдеуге арналған жабдықтар мен аппаратураларды және қосалқы жабдықтарды пайдалану шектері мен жағдайларында пайдалану
реакторлық және стендтік қондырғылардың жүйелері мен элементтерін модификациялау.
Қызметтің негізгі функциялары:
сынақтарға қойылатын технологиялық талаптарды әзірлеуге қатысу;
эксперименттік бұйымдармен көліктік-технологиялық операцияларды жүргізу;
3) эксперименттік бұйымдарды кіріс бақылау және қабылдау-тапсыру сынақтары;
4) технологиялық жүйелер мен сынақ объектілерін жұмыс компоненттерімен қамтамасыз ету
5) ОТҚ, ПГЖ және эксперименттік бұйымдарды эксперименттерге дайындау;
6) қолданыстағы нормативтік-техникалық құжаттарға сәйкес технологиялық жүйелер мен жабдықтарға технологиялық қызмет көрсету және жоспарлы-алдын ала жөндеу;
7) ЯМ мен ИСК-ні қабылдау, сақтау, есепке алу, бақылау және тасымалдау;
8) радиоактивті қалдықтарды жинау, сақтау, есепке алу және ИГР ЗКР-ға тапсыру;
9) қызмет жұмысының негізгі көрсеткіштері бойынша есепке алу мен есептілікті жүргізу;
10) объектішілік режимді және коммерциялық құпия режимін сақтау [4].

1.2.3 Басқару және қорғау жүйелері қызметінің құрылымы, негізгі міндеттері және негізгі функциялары
Жалпы ережелер
1.1 Басқару және қорғау жүйелері қызметі ойындар кешенінің құрылымдық бөлімшесі болып табылады және ойындар ҒЗЖ бас инженерінің пайдалану және сынау жөніндегі орынбасарына тікелей бағынады.

1.2 Қызметті қызмет бастығы басқарады, ол ИГР кешенінің бас инженерінің ұсынысы бойынша Институт директорының бұйрығымен тағайындалады және босатылады. Қызмет бастығы лауазымына Электрондық техника және автоматика саласындағы мамандық бойынша жоғары техникалық білімі және жетекші инженер лауазымында қызметте кемінде үш жыл жұмыс тәжірибесі бар білікті мамандар қатарынан адам тағайындалады.
1.3 Қызмет жұмысы ЗРК ИГР бас инженері бекіткен тоқсандық жоспар бойынша жүргізіледі, содан кейін оған жоспардың орындалуы туралы есеп беріледі [5].
2 Ұйымдастыру құрылымы
2.1 Қызмет басқару және қорғау жүйелерін пайдалану тобынан (АҚҚ) және жетекші инженерлер басқаратын ойын кешеніндегі технологиялық сынақ процесін автоматты басқару жүйелерін (АБЖ) пайдалану тобынан тұрады.
3 Негізгі міндеттері
3.1 АБЖ-ны сынауға уақтылы және сапалы дайындау, олардың сенімді жұмыс істеуін қамтамасыз ету.
3.2 АБЖ-ны техникалық дұрыс және қауіпсіз пайдалану.
3.3 Пайдаланылатын жүйелерді ағымдағы және перспективалық жетілдіру.
4 Негізгі функциялары
4.1 Қызметтегі жұмыстардың орындалуын жоспарлау, есепке алу, ұйымдастыру және бақылау.
4.2 Сынақтарға қойылатын техникалық талаптарды әзірлеуге қатысу. Сынақтарға дайындық кезінде жүйелерге қойылатын техникалық талаптарды орындау. Сынақтардың технологиялық процесін жедел жүргізу. Ядролық сынақ қауіпсіздігін қамтамасыз ету
4.3. Жаңа жүйелерді жобалау және қолданыстағы жүйелерді қайта құру үшін бастапқы деректерді дайындау, жобалау құжаттамасын әзірлеуге қатысу, пайдалану және ұйымдастыру құжаттамасын шығару.
4.4 Жүйелерге кестеге сәйкес техникалық қызмет көрсету және жоспарлы-алдын ала жөндеу. Пайдаланылатын жүйелер мен жабдықтарды қолданыстағы нормативтік-техникалық құжаттамаға сәйкес келтіру.
4.5 Қолданыстағы ұйымдастырушылық және техникалық құжаттаманы уақтылы және сапалы қайта қарауды жүргізу.
4.6 Қызметке бекітілген ғимараттарды, үй-жайларды, құрылыстар мен аумақтарды тиісті санитарлық және өртке қарсы жағдайда ұстау.
4.7 Бөгде бөлімшелер мен ұйымдар орындайтын жобалау, монтаждау, баптау және жөндеу жұмыстарының өндірісін бақылау. Жүйелер мен жабдықтарды пайдалануға қабылдауға қатысу.
4.8 Жедел персоналды іріктеу және орналастыру, оқыту және оның біліктілігін арттыру, нұсқама. Қызметте жұмыс жүргізу үшін қажетті ақпаратты жедел бөлу [5].
2 РЕАКТОРЛАР ФИЗИКАСЫ
2.1 Радиациялық қыздыру механизмдері
Сәулелену кезіндегі қатты заттардың мінез-құлқын зерттеумен айналысатын физика бөлімі қатты дененің радиациялық физикасы деп аталады.
Атом және термоядролық қондырғылардың әртүрлі құрылымдық түйіндері мен жұмыс бөліктері жасалған барлық дерлік материалдар жұмыс кезінде осы сәулеленулерге ұшырайды. Ядролық реакторлар мен жобаланған термоядролық аппараттардың жұмыс істеу ұзақтығы кемінде 10 жыл болуы керек (әйтпесе олар экономикалық тұрғыдан тиімсіз болады), сол уақыт ішінде конструкция материалдары да үздіксіз "жұмыс істеуі" керек. Материалдарға әсер ететін реакторлардың сәулеленуі олардың құрылымын, демек олардың беріктігін, электрлік және басқа қасиеттерін өзгертеді. Сондықтан жаңа конструкциялық радиацияға төзімді материалдарды таңдау немесе жасау проблемасы адамзаттың жаңа энергия көздерін игерудегі одан әрі ілгерілеуінде түбегейлі маңызға ие болады [6, 7, 8].
Радиациялық ақаулар-бөлшектердің немесе электромагниттік сәулелену кванттарының ағынымен сәулелендіру кезінде пайда болатын Кристалл құрылымының ақаулары. Қатты денеге (нысанаға) берілген энергия атомаралық байланыстардың бұзылуына және Френкель жұбы типінің бастапқы радиациялық ақауын (бос орын және түйінаралық атом) қалыптастыру үшін атомдардың ығысуына әкелуі мүмкін.
Радиациялық әсердің әсері зерттеу объектісі арқылы гамма-кванттың өтуімен анықталады. Радиациялық жылыну реактордың нейтрондары мен гамма-кванттарының материалдар ядроларымен өзара әрекеттесуі кезінде, сондай-ақ нейтрондарды ұстап алу кезінде ядролар шығаратын қайталама гамма-кванттардың әсерінен, яғни келесі процестер нәтижесінде пайда болады:
- нейтрондардың серпімді және серпімді емес шашырауы есебінен;
- реакторда бөлу актісінде пайда болған гамма-кванттар есебінен;
- бөліну сынықтарының кешеуілдеп гамма-сәулеленуі есебінен;
- реактордың белсенді аймағындағы реакциялардың (n, в) есебінен;
Осы процестердің әрқайсысы зерттелетін материалдың үлгісін жылытуға өз үлесін қосады. Әрине, жылынудың қарапайым механизмін болжауға және зерттелетін материалдар тек сыртқы (реакторлық) гамма-сәулемен жылытылады деп болжауға болады. Алайда, тәжірибе көрсеткендей, радиациялық қыздыру процесі әлдеқайда күрделі және оны қандай да бір қарапайым механизммен түсіндіруге болмайды [9, 10, 11].
Нейтрондық сәулелену кезінде ұшатын бөлшек оған серпімді соққыларда (электронды жүйені қоздырмай, белгілі бір шекті EP-ден асатын энергияны) берген жағдайда атомды ығыстырады. EP типтік мәндері 1080 эВ құрайды. Нейтрондар қоздыратын ядролық реакциялар өнімдерінің ядродан шығуы сонымен қатар кері әсер ету нәтижесінде атомдардың ығысуына әкелуі мүмкін. Зарядталған бөлшектердің (электрондар, позитрондар, протондар, иондар) сәулеленуі инерциялық (электрон энергиясы) және серпімді энергияның мақсатты атомдарға ауысуымен қатар жүреді. Сәйкесінше, осындай әсер ету кезінде сәулелену ақауларының пайда болуы нейтрондарға да, электромагниттік кванттарға да сәулеленуге тән механизмдердің арқасында пайда болады. Энергияны электрондарға беру кезінде радиациялық ақаулардың пайда болуы негізінен диэлектриктер мен жартылай өткізгіштерде мүмкін. Металдарда атом электрондарының қозуына радиация арқылы "жұмсалған" энергия болып табылады. ол құрылымға ешқандай ақаулар жасамай, жылуға айналады.
Қатты күйдегі материалдардағы радиациялық ақаулардың пайда болуы олардың қасиеттерінің өзгеруімен бірге жүреді. Осылайша сәулеленген үлгілердің нысаны мен өлшемдері өзгереді (радиациялық ісіну), бұл ретте осы өзгерістердің анизотропты сипаты шоғырлануға да, радиациялық ақаулардың конфигурациясына да байланысты болады. Қатты заттардың механикалық қасиеттері өзгереді, бұл пластикалық материалдардың кірістілік шегінің жоғарылауында, серпімділік модулінің жоғарылауында және жылжудың үдеуінде көрінеді. Радиациялық ақаулардың жинақталуы қорытпалар құрылымының реттілік дәрежесін өзгертеді және фазалық ауысуларды тездетеді.
Радиациялық ақаулардан туындаған материалдар қасиеттерінің өзгеруі көбінесе оларды практикалық қолдануды қиындатады. Сонымен, құрылымдық элементтердің механикалық қасиеттерінің, құрамының біркелкілігі мен геометриялық өлшемдерінің өзгеруі ядролық реакторлардың қызмет ету мерзімін шектейді. Радиация әсіресе жартылай өткізгіш материалдар мен құрылғыларға қатты әсер етеді. Жартылай өткізгіштердің электрлік сипаттамаларының радиациялық ақаулардың төмен концентрациясының пайда болуына жоғары сезімталдығына байланысты жартылай өткізгіштердің сәулеленуі, тіпті радиацияның төмен дозаларында да, жартылай өткізгіш құрылғылардың параметрлерінің өзгеруімен бірге жүруі мүмкін.
Сонымен қатар, қатты денелерде радиациялық ақаулардың пайда болуы, әсіресе басқа әсерлермен (температураның, механикалық жүктеменің, электр өрісінің, жарықтың өзгеруімен) байланысты, қатты күйдегі материалдардың қасиеттерін бағытты реттеуге мүмкіндік береді.
Радиациялық өрістердегі материалдардың мінез - құлқын қарастыру кезінде назар аударатын ең басты қабілеті-олардың сәулелену әсеріне төтеп беру және бастапқы қасиеттерін сақтау қабілеті, бұл "радиациялық төзімділік"терминімен анықталады. Олардың радиациялық төзімділігі бойынша заттар мен материалдар айтарлықтай ерекшеленеді. Бұл олардың физика-химиялық сипаттамаларының айырмашылығына байланысты: элемент құрамы, фазалық күй, молекулалардың химиялық және электрондық күйі, құрылымның ақаулары. Радиациялық тұрақтылық радиациялық жағдайға, сәулелену түріне, дозаның қуатына, қоршаған ортаның температурасына, пайдалану жағдайларына байланысты [6, 7].
Материалдардың радиациялық тұрақтылығы-радиацияның әсерінен материалдардың қасиеттерін (механикалық, электрлік, оптикалық және т.б.) сақтау қабілеті. Сәулелену әсерінен адам байқаған материалдардың алғашқы өзгерістері зиянды болды, сондықтан "материалдардың радиациялық зақымдануы"термині пайда болды. Енді жылдам бөлшектердің көмегімен белгілі бір жағдайларда материалдардың құрылымын мақсатты түрде өзгертуге болады, осылайша олардың макроскопиялық қасиеттерін айқындайды. Бұл радиациялық технологияларды, мысалы кристалдарды, кейде олардан арнайы қасиеттері бар дайын өнімдерді алу кезінде қолдануға кең мүмкіндіктер ашады.
Қазіргі заманғы технологияларды дамыту, қолда бар энергетикалық қондырғыларды жетілдіру және термоядролық аппараттарды жобалау конструкциялық материалдар әртүрлі сыртқы әсерлер кезінде, оның ішінде жылдам бөлшектермен сәулелендіру кезінде де өз ресурсын өңдеуді талап етеді.
Ядролық және термоядролық реакторлардың сәулелену бөлшектері қондырғылардың конструктивтік элементтерімен (ЖБЭЛ қабықшалары, корпустары, бірінші қабырғасы және т.б.) өзара әрекеттеседі, пайдаланылатын материалдардың құрылымын өзгерте отырып, атомдарды сындырады. Бұл жағдайда материалдардың қасиеттері де өзгереді. Қасиеттердің өзгеруі кристалдық тордағы атомдардың ығысуына, ядролық реакцияларға, Химиялық байланыстардың үзілуіне және т.б. байланысты. Соңғысы негізінен молекулалардың химиялық өзгеруіне байланысты. Ең үлкен әсер нейтрондық және γ-сәулелену. Іс жүзінде материал қасиеттерінің өзгеруі әсер етуші сәулеленуді сипаттайтын шамамен, мысалы, нейтрон флюенсімен немесе γ-сәулеленудің жұтылған дозасымен салыстырылады. Радиациялық зақымдану процесінің дамуы материалдың бастапқы құрылымына және сәулелену жүргізілетін жағдайларға байланысты. Негізінен сәулелену жағдайлары қондырғылардың түрімен анықталады.
Сәулелену жағдайында келесі факторлар түсініледі:
1) бомбалаушы бөлшектердің түрі, энергиясы және спектрі;
2) бөлшектер ағынының тығыздығы;
3) сәулелену ұзақтығы (доза, нейтрондық флюэнс);
4) сәулелену температурасы;
5) басқа сыртқы әсерлер [6, 7, 8].
2.2 ИГР реакторының құрылу тарихы
ИГР реакторын жобалау. ИГР реакторын құру қажеттілігі 50-ші жылдары импульстік реакторларда болатын стационарлық емес физикалық процестерді эксперименттік зерттеу міндеті қойылған кезде пайда болды. Тарихи тұрғыдан, академик И.В. Курчатов 19.12.1957 ж. өткізген "Доуд - 3" реакторын құру жөніндегі жұмысты ұйымдастыру және 1961 ж. ИГР реакторын энергетикалық іске қосуға дейін құру туралы қаулының шығуы туралы бірінші кеңестен бастап үш жыл өтті. 1958 жылдың 2-ші жартысында жергілікті жерге реакторлық ғимарат салынды, маусым айында - қазаншұңқырлар жұмысы жүргізілді, ал 1959 жылғы 19 қазанда комиссия объектінің технологиялық жабдығы бар бірінші кезектегі жалпы құрылыс кешенін пайдалануға рұқсат берді. [12].
ИГР реакторын түрлендіру. 1966 жылы 22 желтоқсанда реактордың өзегін өзгерту туралы шешім қабылданып, 1967 жылы қыркүйекте ол жүзеге асырылды. Бұл жұмыстың нәтижесі орталық эксперименттік арнаның диаметрінің 180 - ден 290 мм-ге дейін ұлғаюы және уран-235 бойынша активті аймақтың жүктелуінің 7,46-дан 9 кг-ға дейін ұлғаюы болды [12].
1967 жылы 20 қазанда белсенді аймақтың қозғалмалы және қозғалмайтын бөліктерінің жоғарғы және төменгі шекаралары толық көтеріліп, сәйкес келген кезде алғашқы физикалық іске қосу жүргізілді. Физикалық іске қосу процесінде мыналар анықталды:
- реттеу органдарының әртүрлі жағдайларындағы реактордың дағдарысты жай-күйі;
- реактордың "суық" күйдегі артық реактивтілігі, ол 18+-2βээф құрады, - бұл есептік мәннен едәуір төмен болды-30,9βээф.
Осы реактивтілік мәніне жету үшін белсенді аймақ қалауының жылжымалы бөлігінің биіктігі 1330-дан 1463 мм-ге дейін ұлғайтылды, белсенді аймақтың жылжымалы бөлігінің ортасында қосымша уранмен сіңдірілген 4 баған орнатылды, орталық жең (ішкі диаметрі 360 мм) крест тәрізді жең (ішкі диаметрі 290 мм) ауыстырылды, орталық арнаның тереңдігі 450 мм-ге азайды.[12].

2.3 ИГР реакторының технологиялық жүйелері
ОТҚ су және газ жүйелеріне (СЖ және ГЖ) бөлінеді және ИГР реакторын қауіпсіз пайдалануды қамтамасыз етеді.
Су жүйесі. ИГР реакторының СЖ ОТҚ құрамына кіреді және іске қосуға дайындық кезінде, іске қосу кезінде және еріту процесінде реактор конструкциясы элементтерін салқындатуға су беруге арналған.
СЖ келесі контурларды қамтиды:
1. элементтерді қамтитын негізгі контур (НК):
- реактор корпусын салқындату тізбегі;
- "үстел" салқындату тізбегі;
- вакуумдық сорғылардың салқындату тізбегі;
- негізгі контурдың толтыру сызығы.
НК реактордың қаптамасын салқындатуға және ИГР реакторының газ жүйесінің вакуумдық сорғыларын іске қосу, "үстелді" салқындату және салқындату процесінде реактордың белсенді аймағында пайда болатын жылуды кетіруге арналған. Негізгі контурдың құрамына негізгі контурдың қоректендіру сызығы да кіреді.
НК келесі элементтерді қамтиды:
- Сорғылар, құйынды консольдік ҚК 524 және консольді сорғы KM, 2034;
- Негізгі контурдың жылу алмастырғышы (НКЖА) және негізгі бак (НБ);
- Құбырлар және бекіту-реттеу арматурасы;
- Бақылау-өлшеу аспаптары (БӨА);
- Шығын өлшегіш құрылғылар (ШӨҚ);
- Сорғыларды басқару пульті [13].
2. Тәжірибелік контур (ТК). Тәжірбиелік контур ИГР реакторының орталық және бүйірлік эксперименттік арналарында орналасқан қозғалмайтын ҚА - 228 және ҚА - 82 ампулаларын (НА) салқындатуға арналған.
3. Градирня контуры (ГК). ГК суды ЭК-да салқындатуға арналған. ГК келесі элементтерді қамтиды:
- ҚК 524 құйынды консольді сорғы;
- ҚК 226 құйынды консольді сорғы;
- Желдеткіш;
- Бассейні бар градирня;
-Бекіту-реттеу арматурасы мен БӨА құбырлары.
Дренажды контур (ДК). Дренажды контур НК, ТК, ГК-дан суды дренаждауға, сондай-ақ ағынды суларды соруға арналған. ДК консольді-моноблокты км2030 сорғыларынан, кері клапаннан, тиекті арматурадан және құбырлардан тұрады [13].
Газ жүйесі. ГЖ ОТҚ құрамына кіреді және РГҚ гелий ортасын құруға және қолдауға, газ ортасының қысымын бақылауға, жөндеу профилактикалық жұмыстарын жүргізу кезінде қауіпсіз жағдайларды қамтамасыз етуге, сондай-ақ реакторды гелиймен немесе азотпен толтыруға, химиялық талдаулар мен радиометриялық өлшеулер үшін сынамалар алуға арналған. ГЖ тұрады:
1. Газ-вакуумдық контурдан (ГВК), ол реактордың газ қуысын вакуумдауға, реакторды герметизациялаумен байланысты жұмыстарды орындау кезінде ауа айналымын қамтамасыз етуге арналған. Газ қуысының көлемі - 28 м3. Артық қысым 30-дан 50 мм-ге дейін болуы керек.сынап бағанасы (4,1∙10-3-тен 6,8∙10-3 МПа-ға дейін).
ГВК тұрады:
- РГҚ вакуумдауға арналған вакуумдық сорғылар;
- май тұндырғышы; контурдың пайдаланылған газды шығару құбырларына майдың енуіне жол бермейтін [14];
-ГАЗ-1 және ГАЗ-2 газ үрлегіші, реактор көлемі арқылы оның герметизациялануы кезінде және жөндеу жұмыстарын орындау кезінде ауа айналымын жүзеге асыруға арналған;
- БӨП, - сорғыларды, газ үрлегіштерді басқару пульті;
- контур жабдығын аэрозольмен ластанудан қорғайтын Петрянов сүзгісі (меншікті белсенділік деңгейі 10-4 Кил дейін);
- құбырлар мен бекіту арматурасы;
- сүзгілері бар ағызу құбыры (16 дана);
- РГҚ-дан газ аэрозольдерін атмосфераға шығаруға арналған шығарынды құбыр.
Шығарылатын құбырда гамма датчигі, газ белсенділігін өлшеу үшін газды алдын ала іріктеумен гамма - газды бақылау жүйесі орнатылған. Газ шығару құбырынан шығару құбырына жіберіледі, ол жерден сүзгілермен тазалағаннан кейін (16 дана) шығару ... жалғасы

Сіз бұл жұмысты біздің қосымшамыз арқылы толығымен тегін көре аласыз.