Close

19.03.2019

РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РЕСПУБЛИКЕ КАЗАХСТАН

Институт атомной энергии проводит работы по обоснованию создания и развитию национальной атомной энергетики. В рамках этого направления проводятся следующие работы:

  • технико-экономические исследования в обоснование строительства атомных электростанций в Республике Казахстан, в том числе в рамках Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО);
  • разработка нормативно-правовых и технических документов в обеспечение формирования всеобъемлющей и самодостаточной нормативно-правовой базы атомной промышленности и атомной энергетики в Казахстане;
  • технико-экономические исследования дальнейшего обращения с ОЯТ реактора БН-350;
  • опытно- конструкторские разработки установок и экспериментальных устройств в рамках исследований в обоснование безопасности объектов использования атомной энергии.

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПО ПРОБЛЕМАМ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Проект COTEL

На экспериментальных установках стенда по исследованию тяжелых аварий были проведены:

  • эксперименты по получению расплава активной зоны реактора (кориума) и перемещения его к исследуемым объектам;
Струя расплава имитатора кориума, содержащего UO2
  • эксперименты по исследованию взаимодействия расплава с водой;
  • эксперименты по исследованию взаимодействия расплава с «сухой» бетонной ловушкой;
  • эксперименты по исследованию взаимодействия расплава с материалом модели днища реактора при условиях подачи воды на охлаждение внешней поверхности модели днища и имитации остаточного тепловыделения в расплаве.
  • эксперименты по исследованию взаимодействия расплава с водой и бетоном, при условиях подачи охлаждающей воды на поверхность расплава, находящегося в бетонной ловушке и имитации остаточного тепловыделения в расплаве при помощи электрических нагревателей.

В проекте получена качественная и количественная информация, необходимая для прогнозирования процесса развития тяжелой аварии и выработки мер по ограничению и локализации ее последствий.

Проект EAGLE

В настоящее время на реакторе ИГР и установке «EAGLE» проводятся эксперименты в обоснование концепции управляемого перемещения расплава топлива в реакторах на быстрых нейтронах для предотвращения возникновения повторной критичности при тяжелых авариях с плавлением активной зоны.

Внереакторные исследования по проблеме безопасности ядерных реакторов на быстрых нейтронах включают:

  • эксперименты по получению расплава с диоксидом урана (UO2) и имитатора кориума (Al2O3);
  • эксперименты по перемещению кориума с диоксидом урана (UO2) по сливной трубе;
  • эксперименты с окисью алюминия по перемещению имитатора кориума по сливной трубе заполненной натрием;
  • эксперименты по взаимодействию расплава с натриевым теплоносителем:

         — фрагментация расплава;

         — охлаждение расплава в бассейне с натрием.

Внутриреакторные эксперименты проводятся на реакторе ИГР с применением специально разрабатываемых экспериментальных устройств и методических решений.

Проект INVECOR

Целью проекта INVECOR (IN-VEssel COrium Retention (INVECOR) является улучшение обоснования безопасного удержания расплава в корпусе легководного реактора в условиях тяжелой аварии путем экспериментального моделирования тепловых и физико-химических процессов при удержании бассейна расплава прототипного кориума на днище водоохлаждаемого корпуса реактора.

Для выполнения экспериментов используется установка «Лава-Б». Установка оснащена индукционной печью для получения расплава 60 кг прототипного кориума и устройством приема сливаемого расплава (УПР), содержащего водоохлаждаемую модель днища силового корпуса реактора, устройство для имитации остаточного тепловыделения мощностью до 90 кВт и набор датчиков температуры, давления и деформации.

Для обеспечения температурных условий для физико-химического взаимодействия “кориум/сталь” применен теплоизоляционный пакет между охлаждающей водой и внешней поверхностью модели корпуса.

Основными результатами Проекта являются новые экспериментальные данные по финальной структуре бассейна кориума с естественной конвекцией при имитации остаточного тепловыделения в топливе и абляции модели днища корпуса при различных составах расплава и тепловых нагрузках на стенку в 2-D конфигурации с реальной кривизной днища корпуса реактора.

Проект CORMIT

Проект CORMIT (Corium and Refractory Materials Interaction Test ) посвящен подготовке и проведению экспериментальных исследований по взаимодействию кориума с жаростойкими материалами, которые будут использованы для защитного покрытия подреакторной ловушки расплава. Экспериментальные исследования позволят провести обоснованный выбор эффективного жаростойкого материала, покрывающего проектируемые подреакторные ловушки расплава, предназначенные для повышения безопасности японских АЭС, в случае тяжелой аварии с плавлением активной зоны реактора.

Проект Fukushima Debris

Целью работы, проводимой по проекту «Fukushima Debris», является получение затвердевшего расплава топливных и конструкционных материалов активной зоны реактора для последующего изучения их свойств. Данные по структуре и физико-механическим свойствам полученного прототипа кориума позволят разработать процедуру извлечения материала из аварийных реакторов  Фукусимы и выбрать подходящий инструментарий.

Проект SAIGA

Осуществляется подготовка экспериментальной программы испытаний топлива перспективного реактора ASTRID (Франция) в условиях возникновения аварийных ситуаций, обусловленных резким ростом мощности в топливе и прекращением расхода теплоносителя через активную зону.

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ЯДЕРНОЙ И ТЕРМОЯДЕРНОЙ ТЕХНИКИ

В рамках научно-технической и инновационной деятельности филиала проводятся экспериментальные материаловедческие исследования конструкционных материалов ядерной и термоядерной техники. Основными целями данных исследований являются выбор существующих, создание и испытание новых, с повышенными технологическими требованиями, конструкционных материалов, изучение свойств топливных и конструкционных материалов в уникальных условиях эксплуатации в ядерных и термоядерных установках.

Для реализации данных целей институт располагает уникальным современным экспериментальным оборудованием и материаловедческими лабораториями (материаловедческий комплекс) которые территориально расположены на комплексе исследовательских реакторов «Байкал-1».

Основные решаемые задачи, охватывают следующие направления:

  •  исследование структуры, прочностных характеристик, элементного и фазового состава материалов активной зоны энергетических реакторов после их электротермического или реакторного плавления;
  • исследование состояния продуктов взаимодействия расплава материалов активной зоны энергетических реакторов с теплоносителем, материалом силового корпуса реакторов и бетоном;
  • изучение процессов физико-химического взаимодействия материалов компонентов активной зоны при их разогреве вплоть до температуры плавления;
  • водородопроницаемость конструкционных материалов термоядерных установок;
  • определение основных параметров взаимодействия изотопов водорода с перспективными материалами ТЯР;
  • — исследование влияния газовых сред и облучения на диффузионные, сорбционные и физико-механические свойства конструкционных материалов;
  • проведение анализа проб газовых сред, образующихся в процессе экспериментальных работ;
  • исследования изменения структурно-фазового состояния, коррозионной стойкости и физико-механических свойств конструкционных материалов после радиационных, термических и механо-термических воздействии;
  • освидетельствование реакторных комплексов предприятия;
  • определение свойств ВОУ и НОУ топлива исследовательских реакторов предприятия;
  • — проведение термогравиметрического анализа и дифференциальной сканирующей калориметрии конструкционных и топливных материалов в различных средах при температурах до 1600 °С;
  • исследования спектрально-люминесцентных характеристик ядерно-возбуждаемой плазмы, образованной продуктами ядерных реакций;
  • создание новых материалов водородной энергетики.

Для решения указанных задач материаловедческий комплекс достаточно полно оснащен необходимым научно-экспериментальным оборудованием.