/Н.Н. Пономарев-Степной, Е.C. Глушков, Г.В. КомпаниеЦ, В.И. Носов, Е.И. Чуняев, Е.В. Бурлаков, В.М. Качанов, В.Е. Житарев, В.А. Павшук, А.С. Каминский, Е.С. Субботин. Препринт ИАЭ-6459/
4. - М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2007 - 53 с.
В инновационной атомной энергетике будут широко использоваться ВТГР с графитовым замедлителем. В связи с этим, важное значение имеют физические характеристики реакторного графита. В настоящей работе обобщены данные по физическим свойствам графита, используемого в РНЦ «Курчатовский институт» на стендах АСТРА, РБМК и ГРОГ. На основе анализа паспортных данных и результатов измерений размеров и весов графитовых блоков и длины диффузии тепловых нейтронов в графитовых кладках были определены плотность графита и микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов графита с учетом примесей и оценены неопределенности их значений. Показано, что рассматриваемый реакторный графит обладает высокой чистотой с малым содержанием поглощающих нейтроны примесей. Эквивалентное содержание в реакторном графите примесей составляет 1 ррт вес. естественного бора (так называемый «борный эквивалент»). Полученные на основе поведенного анализа физические характеристики реакторного графита стендов АСТРА, РБМК и ГРОГ хорошо согласуются между собой.
Препринт выполнен при поддержке ведущей научной школы РФ по Госконтракту с Федеральным агентством по науке и инновациям №02.445.11.7261.
