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
COTELS жобасы
Ауыр апаттарды зерттеу бойынша стендтің эксперименттік қондырғыларында:
– реактордың белсенді аймағының балқытпасын (кориумның) алу және оны зерттелетін объектілерге жылжыту жөніндегі эксперименттер;
– балқытпаның сумен әрекеттесуін зерттеуге арналған эксперименттер;
– балқытпаның «құрғақ» бетон тұзағымен әрекеттесуін зерттеу бойынша эксперименттер;
– реактордың түбі моделінің сыртқы бетін салқындатуға су беру және балқытпадағы қалдық жылу бөлуді модельдеу жағдайында балқытпаның түп моделінің материалымен өзара әрекеттесуін зерттеу бойынша эксперименттер;
– бетон тұзағында орналасқан балқытпаның бетіне салқындатқыш су беру және электр жылытқыштарының көмегімен балқытпадағы қалдық жылу бөлуді модельдеу жағдайында балқыманың сумен және бетонмен әрекеттесуін зерттеу бойынша эксперименттер.
Жобада ауыр аварияның даму процесін болжау және оның салдарын шектеу және оқшаулау бойынша шаралар әзірлеу үшін қажетті сапалы және сандық ақпарат 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: су салқындататын реактор корпусының түбінде прототиптік кориум балқымасының бассейнін ұстап тұру кезінде жылу және физика-химиялық процестерді эксперименттік модельдеу арқылы ауыр апат жағдайында жеңіл су реакторының корпусында балқыманың қауіпсіз ұсталуын негіздеуді жақсарту.
Эксперименттерді орындау үшін «Лава-Б» қондырғысы пайдаланылды, ол 60 кг прототиптік кориумның балқымасын алуға арналған индукциялық пешпен және құрамында реактордың корпусы түбінің сумен салқындатылатын моделі, қуаты 90 кВт дейінгі қалдық жылу бөлуді имитациялауға арналған құрылғысы, температура, қысым және деформация датчиктер жинағы бар құйылатын балқыманы қабылдау құрылғысымен (ҚБҚҚ) жарақталды.
Жобаның негізгі нәтижелері: реактор корпусының түбінің нақты қисықтығы бар қабырғаға 2-D конфигурациясындағы жылу жүктемелері және балқыманың әртүрлі құрамы кезінде корпус түбінің моделінің абляциясы және отындағы қалдық жылу бөлуді имитациялау кезінде табиғи конвекциялы кориум бассейнінің соңғы құрылымы бойынша жаңа эксперименттік деректер.
CORMIT жобасы
Cormit (Corium and Refractory Materials Interaction Test) жобасы реактор астындағы балқыма тұзағын қорғау үшін қолданылатын ыстыққа төзімді материалдармен кориумның өзара әрекеттесуі бойынша эксперименттік зерттеулерді дайындауға және жүргізуге арналған. Эксперименттік зерттеулер реактордың белсенді аймағының балқытумен өтетін ауыр авария болған жағдайда жапон АЭС қауіпсіздігін арттыруға арналған жобаланатын реактор астындағы балқытпаның тұзақтарын жабатын тиімді ыстыққа төзімді материалды негізделген таңдау жүргізуге мүмкіндік береді.
«Fukushima Debris» жобасы
Жобаның мақсаты: олардың қасиеттерін әрі қарай зерттеу үшін реактордың белсенді аймағының отын және конструкциялық материалдарының қатқан балқымасын алу. Алынған кориум прототипінің құрылымы мен физика-механикалық қасиеттері туралы мәліметтер Фукусима апаттық реакторларынан материалды алу процедурасын әзірлеу және қолайлы құралдарды таңдау үшін қажет.
SAIGA жобасы
2019 жылғы маусымда ҚР Ұлттық ядролық орталығы мен Атом энергиясы және баламалы көздер жөніндегі Француз комиссариаты (CEA) арасында француздық дизайндағы ASTRID перспективалы реакторының белсенді аймағында ауыр аварияның даму процестерін зерделеуге бағытталған SAIGA (Severe Accident in-pile tests for Generation IV reactors and ASTRID project) жобасын ИГР реакторы базасында дайындау және іске асыру үшін жеті жылдық келісімшартқа қол қойылды.
Осы жоба шеңберінде активті аймақтан балқытылған отынды шығаруға арналған құрылғымен жабдықталған натрий жылу тасымалдағышы бар жылдам нейтрондардағы реактордың ЖБҚ деградациясына зерттеулер жүргізілетін болады. Бұл сынақ салқындатқыш ағынының толық жоғалуымен (ULOF) ауыр апаттың дамуымен бірге болатын оқиғалар тізбегі кезінде пайда болатын құбылыстар үшін мүмкіндігінше өкілдік болуы керек.
Эксперимент жүргізу үшін ASTRID реакторындағы номиналдыға жақын модельдік ЖБҚ ішінде натрий ағынын қамтамасыз ететін натрий ілмегі жасалатын болады. Натрий шығынын авариялық төмендетуді модельдеу процесінде ИГР реакторы ЖБҚ отынында тұрақты энергия бөлінуін қолдайтын болады, нәтижесінде жылу бөлетін элементтердің қабықтары мен отындары балқып, ЖБҚ бұзылуы орын алады. Зерттеудің негізгі мақсаты – бұл балқытылған материалдың ЖБҚ көлемінде таралу процесі мен параметрлері.
БРЕСТ жобасы
2016 жылғы 27 мамырда Мәскеу қаласында ҚР ҰЯО РМК Бас директоры, профессор, ф.-м.ғ.д., Э.Ғ. Батырбеков бастаған Н.А. Доллежаль атындағы «ЭТҒЗИ» АҚ басшылығымен және жетекші мамандарымен ҚР ЭМ делегациясының кездесуі өтті (Ю.Г. Драгунов, бас конструктор-директоры, корр-мүшесі, РҒА, профессор, РФ еңбек сіңірген конструкторы, т.ғ.д.) Брест, БН-1200 типті реакторлардың твэлдері мен ЖШЖ жылу техникалық сенімділігін негіздеу бойынша жұмыстарды жүргізу кезіндегі перспективалық ғылыми-техникалық ынтымақтастық мәселелерін талқылады, олардың бас конструкторы «ЭТҒЗКИ» АҚ болып табылады.
Осы сәттен бастап ҚР ҰЯО РМК мен «ЭТҒЗКИ» АҚ Энергия бөлу қуатын ұлғайта отырып, тез ағатын үдерістер жағдайында БРЕСТ-ОД-300 аралас нитридті уран-плутоний отыны бар твэлдердің мінез-құлқына зерттеулер дайындау және жүргізу мәселелері бойынша тығыз ынтымақтастық бастады.
Сынақтардың негізгі мақсаты жылу жүктемелерінің шекті мәндерінің шамасын анықтау болып табылады.
Жұмыс барысында ампулалық құрылғы конструкциясының және ИГР реакторында Брест-ОД-300 ТВЭЛ макеттерін сынау режимдерінің есептік негіздемесі орындалған, оларда ТВЭЛ макеттері орнатылған ампулалық құрылғылар ойындарының реакторлық кешеніне жеткізу жүзеге асырылған, реактордан кейінгі материалтану зерттеулерін жүргізу үшін АРҒЗИ МҒО (РФ) реакторішілік сынақтар жүргізілген және ТВЭЛ макеттері бар сәулеленген ампулалық құрылғылар шығарылған.
2021-2022 жж.:
– Брест-ОД-300 СНУП-отыны бар 3 твэлден тұратын 5 ампулалық сәулелендіру құрылғысы бар ИГР реакторында 9 эксперимент орындалды;
– твэлдің қабығы үшін бұзушы энергия бөлінісінің мәндерін және шекті жұмыс температурасын анықтау үшін эксперименттік деректер алынды;
– Ресейге сәулелендіру құрылғыларын әкелу және әкету бойынша операциялар жүзеге асырылды.
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.