Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Реферат

Способ эксплуатации тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий загрузку тепловыделяющей сборки в ядерный реактор, ее облучение при номинальном или пониженном тепловом режиме, выгрузку тепловыделяющей сборки из ядерного реактора, проверку герметичности тепловыделяющих элементов, повторную загрузку тепловыделяющей сборки в ядерный реактор и эксплуатацию при номинальном или пониженном тепловом режиме, отличающийся тем, что, с целью увеличения ресурса работы сборки путем восстановления пластичности конструкционного материала, после облучения тепловыделяющей сборки флюенсом (5 - 10) 10²² см^-2 перед повторной загрузкой тепловыделяющей сборки ее выдерживают в течение 250 - 1000 ч при температуре 450 - 700^oC вне ядерного реактора в потоке жидкого натрия со скоростью 2 - 5 м/с при содержании кислорода и (или) углерода не более 5 10^-4 мас.%, охлаждают до температуры перегрузки.