Close

19.03.2019

ҚАЗАҚСТАН РЕСПУБЛИКАСЫНДА АТОМ ЭНЕРГЕТИКАСЫН ДАМЫТУ

Атом энергиясы институты ұлттық атом энергетикасын құруды және дамытуды негіздеу  бойынша жұмыстарды жүргізеді. Осы бағыт аясында келесі жұмыстар жүргізіледі:

  • Қазақстан Республикасында атом электр станцияларын салуды негіздеуге арналған, сондай-ақ Халықаралық Инновациялық ядролық реакторлар мен отындық циклдер (ИНПРО) жөніндегі жоба аясындағы техникалық-экономикалық зерттеулер;
  • Қазақстандағы атом өнеркәсібі мен атом энергетикасының жан-жақты қамтылған және толық қамтамасыз етілген нормативтік-құқықтық базасын қалыптастыруды қамтамасыз етуге арналған нормативтік-құқықтық және техникалық құжаттарды әзірлеу;
  • БН-350 реакторының ПЯО–мен әрі қарай жұмыс істеуге арналған техникалық-экономикалық зерттеулер;
  • атом энергиясы пайдаланылатын объектілердің қауіпсіздігін негіздеуге арналған зерттеулер аясында қондырғылар мен эксперименттік құрылғылардың тәжірибелік-конструкторлық әзірлемелері.

АТОМ ЭНЕРГЕТИКАСЫНЫҢ ҚАУІІІСІЗДІГІ МӘСЕЛЕЛЕРІ БОЙЫНША ЭКСПЕРИМЕНТТІК ЗЕРТТЕУЛЕР

 COTEL жобасы

Стендтің эксперименттік қондырғыларында ауыр апаттарды зерттеу бойынша төмендегілер жүргізілді:

  • реактордың белсенді аймағының балқытпасын (кориумды) алу және оны зерттелетін объектілерге орнын ауыстыру эксперименттері;
Құрамында UO2 бар кориум ұқсатқышы балқытпасының ағысы
  • балқытпаның сумен өзара әрекеттесуін зерттеу эксперименттері;
  • балқытпаның «құрғақ» бетонды тұзақпен өзара әрекеттесуін зерттеу эксперименттері;
  • балқытпаның реактор түбі үлгісінің материалдарымен түп моделінің сыртқы бетін салқындату үшін суды беру және балқытпада қалдықты жылу бөлуді ұқсату  жағдайлары кезінде өзара әрекеттесуін зерттеу эксперименттері;
  • балқытпаның сумен және бетонмен, салқындату суын бетонды тұзақтағы балқытпа бетіне жіберу және электр жылытқыштарының көмегімен балқытпада қалдықты жылу бөлуді ұқсату жағдайлары кезінде өзара әрекеттесуін зерттеу эксперименттері.

Жобада ауыр апаттың даму үдерісін болжау және оның салдарын тежеу мен оқшаулау бойынша шара қолдану үшін қажетті сапалық және сандық ақпараттар алынды.

EAGLE жобасы

Қазіргі уақытта ИГР реакторында және «EAGLE» қондырғысында белсенді аймақты балқытатын ауыр апаттар кезінде қайталама сындылықтың туындауын болдырмау үшін жылдам нейтрондардағы реакторларда отын балқытпасының басқарылып орнын ауыстыру концепциясын негіздеуге арналған эксперименттер жүргізіледі.

Жылдам нейтрондардағы ядролық реакторлардың қауіпсіздігі мәселесі бойынша реактордан тыс зерттеулерге енетіндер:

  • уран диоксиді бар (UO2) балқытпаны және кориум ұқсатқышын (Al2O3) алу эксперименттері;
  • төккіш құбыр бойымен уран диоксиді (UO2) бар кориумның орнын ауыстыру эксперименті;
  • натриймен толтырылған төккіш құбыр бойымен кориум ұқсатқышының орнын ауыстыру бойынша алюминий тотығымен эксперименттер;
  • балқытпаның натрий жылу тасымалдағышымен өзара әрекеттесу эксперименті: 

             — балқытпаны фрагменттеу;

             —  балқытпаны ішінде натрийі бар бассейінде салқындату.

Реактор ішіндегі эксперименттер арнайы әзірленетін эксперименттік құрылғылар мен әдістемелік шешімдерді қолданумен ИГР реакторында жүргізіледі.

INVECOR жобасы

INVECOR (IN-VEssel COrium Retention (INVECOR) жобасының мақсаты – ауыр апат жағдайында прототипті кориум балқытпасының бассейнін, реактордың су салқындататын корпусының түбінде ұстап қалу кезіндегі жылулық және физика – химиялық үдерістерді эксперименттік үлгілеу арқылы, жеңілсулы реактордың корпусында балқытпаны қауіпсіз ұстап қалу негіздемесін жақсарту болып табылады.

Эксперименттерді жүргізу үшін «Лава-Б» қондырғысы пайдаланылады. Қондырғы 60 кг прототиптік кориум балқытпасын алуға арналған индукциялық пешпен және реактордың күш корпусы түбінің су салқындататын үлгісінен, қуаттылығы 90 кВт дейінгі қалдықты жылу шығаруды ұқсатуға арналған құрылғыдан және температура, қысым мен деформация бергіштерінің жинағынан тұратын құйылатын балқытпаны қабылдап алатын құрылғымен (БҚҚ) жабдықталған.

«Кориум/болат» физика-химиялық әрекеттесуіне арналған температуралық жай-күйді қамтамасыз ету үшін корпус үлгісінің салқындататын суы мен сыртқы бетінің арасына жылуоқшаулаушы пакет қолданылды.

Жобаның негізгі нәтижелері отында қалдықты жылу бөлуді ұқсату және балқытпаның әртүрлі құрамы мен реактор корпусы түбінің нақты қисықтылығымен 2-D конфигурацияның қабырғасына жылу жүктемелері кезінде корпус түбінің моделін абиляциялау кезіндегі табиғи конвекциясы бар кориум бассейнінің соңғы құрылымы бойынша жаңа эксперименттік деректер болып табылады.

 CORMIT жобасы

 CORMIT (Corium and Refractory Materials Interaction Test ) жобасы кориумның ыстыққа төзімді материалдармен өзара әрекеттесуі бойынша эксперименттік зерттеулерді дайындауға және жүргізуге арналған, олар балқытпаның реактор астындағы тұзағының қорғаныш жабыны үшін пайдаланылатын болады. Эксперименттік зерттеулер реактордың белсенді аймағын балқытатын ауыр апаттар жағдайында,  жапондық АЭС қауіпсіздігін арттыруға арналған, жобаланатын балқытпаның реактор астындағы тұзақтарын жабатын тиімді отқа төзімді материалға негізделген таңдау жүргізуге мүмкіндік береді.

Fukushima Debris жобасы

«Fukushima Debris» жобасы бойынша жүргізілетін жұмыстардың мақсаты – реактордың белсенді аймағының отындық және құрылмалық материалдарының қатқан балқытпасының қасиетін кейіннен зерттеп білу үшін оларды алу болып табылады. Алынған кориум прототипінің құрылымы мен физика-механикалық қасиеттері бойынша деректер Фукисиманың апатты реакторларынан материалдарды шығарып алу рәсімін әзірлеуге және лайықты аспаптарды таңдауға мүмкіндік береді.

SAIGA жобасы

ASTRID перспективалық реакторының (Франция), отындағы қуаттың кенеттен өсуімен және белсенді аймақ арқылы жылу тасымалдау шығынының тоқтауымен шартталған, отынды апаттық ахуал туындаған жағдайларда сынаудың эксперименттік бағдарламасын дайындау жүзеге асырылуда.

ЯДРОЛЫҚ ЖӘНЕ ТЕРМОЯДРОЛЫҚ ТЕХНИКАНЫҢ ҚҰРЫЛМАЛЫҚ МАТЕРИАЛДАРЫН ЭКСПЕРИМЕНТТІК ЗЕРТТЕУ

Филиалдың ғылыми-техникалық және инновациялық қызметінің аясында ядролық және термоядролық техниканың құрылмалық материалдарына эксперименттік материалтану зерттеулері жүргізіледі. Осы зерттеулердің негізгі мақсаттары қолдағы бар құрылмалық материалдарды таңдап алу, технологиялық талаптары жоғары жаңа құрылмалық материалдарды құру және сынау, ядролық және термоядролық қондырғыларда пайдаланудың бірегей жағдайларында отындық және құрылмалық материалдардың қасиетін зерттеп білу болып табылады.

Осы мақсаттарды іске асыру үшін институттың бірегей заманауи эксперименттік жабдықтары және аумағы жағынан «Байкал-1» зерттеулік реакторлар кешенінде орналасқан материалтану зертханалары (материалтану кешені) бар.

Негізгі шешетін міндеттер, келесі бағыттарды қамтиды:

  • энергетикалық реакторлардың белсенді аймағының материалдарын электртермиялық немесе реакторлық балқытудан кейін, олардың құрылымын, беріктік сипаттамаларын, элементтік және фазалық құрамын зерттеу;  
  • жылутасымалдағышы бар энергетикалық реакторлардың белсенді аймағының материалдары балқытпасының реакторлардың күш корпусының материалымен және бетонмен өзара әрекеттесу өнімдерінің  жай-күйін зерттеу;
  • белсенді аймақ компоненттері материалдарының физика-химиялық өзара әрекеттесу үдерістерін, оларды балқыту тепературасына дейін қыздыру кезінде зерттеп білу;
  • термоядролық қондырғылардың құрылмалық материалдарының су өткізгіштігі;
  • сутегі изотоптарының ТЯР перспективалық материалдарымен өзара әрекетттесуінің негізгі параметрлерін анықтау;
  • газды орта мен сәулелендірудің құрылмалық материалдардың диффузиялық, сорбциялық және физика-механикалық қасиеттеріне әсерін зерттеу;  
  • эксперименттік жұмыстар үдерісінде туындайтын газды орта сынамаларына талдау жүргізу;
  • құрылмалық материалдардың құрылымдық-фазалық жағдайының, коррозиялық төзімділігінің және физика-механикалық қасиеттерінің радиациялық, термиялық механикалық-термиялық әсерлерден кейін өзгеруін зерттеу;
  • кәсіпорынның реакторлық кешендерін куәландыру;
  • кәсіпорынның зерттеу реакторларының ЖБУ және ТБУ отындарының қасиеттерін анықтау;
  • құрылмалық және отындық материалдарға әртүрлі орталарда 1600 °С дейінгі температураларда термогравиметрлік талдау және  дифференциалдық сканерлеуші калориметрия жүргізу;
  • ядролық реакция өнімдерінен туындаған ядролық-қоздырылатын плазманың спектрлік-люминесценттік сипаттамаларын зерттеу;
  • сутектік энергетиканың жаңа материалдарын құру.

Көрсетілген міндеттерді шешу үшін материалтану кешені қажетті ғылыми-эксперименттік жабдықтармен жеткілікті мөлшерде толық жарақталған.