Приведены некоторые результаты материаловедческих исследований опытных твэлов реактора СМ второго и третьего вариантов конструктивного исполнения. Установлено, что твэлы второго варианта работоспособны в эксплуатационных условиях модернизированной активной зоны реактора СМ. Состояние твэлов третьего исполнения после реакторных испытаний оценено как предельно допустимое. Полученные результаты материаловедческих исследований позволят выбрать оптимальное конструктивное исполнение твэлов для решения основных задач модернизации реактора СМ.
Ключевые слова: модернизация активной зоны; дисперсионные твэлы; вредное поглощение нейтронов;
диоксид урана; матрица на основе алюминия.
POST-IRRADIATION EXAMINATIONS OF THE SM EXPERIMENTAL LOW NEUTRON POISONING FUEL ELEMENTS BASED ON INTERMETALLIDE AND URANIUM DIOXIDE ENCLOSED IN SILUMINE MATRIX
© Ilgiz F. Gilmutdinov, V.Yu. Shishin, V.A. Starkov, V.V. Pimenov (e-mail: bri@niiar.ru)
Presented here are the post-irradiation examination (PIE) data for the experimental fuel elements of the SM reactor. Examined were the experimental fuel elements of the second and third design modifications. It was found out that fuel elements of the second design modification could operate properly under the operating conditions of the reconstructed SM reactor core. According to the PIE data of fuel elements
of the third design modification, such a state could be considered as an ultimate state. The PIE data make it possible to choose the most suitable design of fuel elements to fulfill the major objectives for the purpose of the SM core reconstruction.
Key words: the reactor core reconstruction; dispersion fuel elements; neutron poisoning; uranium dioxide; aluminum matrix.
