НИКИЭТ обнародовал информацию о своих последних работах по завершающим стадиям топливного цикла и по перспективным реакторам

ОАО "НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля" обнародовал свой годовой отчет за 2011 годexternal link, opens in a new tab, в котором рассказал о своей деятельности.

Ранее СМИ уже сообщалиexternal link, opens in a new tab о результатах деятельности НИКИЭТ по одному из приоритетных направлений деятельности института - участию в Президентской программе по разработке ядерного электрореактивного двигателя мегаваттного класса. Как следует из опубликованного отчета, по иным напрвлениям деятельности института были достигнуты следующие результаты:

Тема «Разработка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем «БРЕСТ» (ФЦП ЯЭНП)

• Завершены работы первого этапа технического проекта РУ БРЕСТ-ОД-300 по уточненному техническому заданию;
• Проведен ряд исследований конструкционных материалов, элементов РУ, разработаны макеты активной зоны.

Многоцелевой быстрый исследовательский реактор МБИР (ФЦП ЯЭНП)

• Разработан, согласован и утвержден эскизный проект РУ, включая ЭП реактора, ТВС, ИМ СУЗ;
• Выполнена корректировка и разработка дополнительных технических требований к основному контурному и перегрузочному оборудованию;
• Разработаны частные ТЗ на элементы и системы РУ (ТВС, ИМСУЗ, КСКУЗ, АСКУ); 
• Разработаны материалы технического проекта РУ в части принципиальной схемы теплоотвода;
• Выпущены исходные данные для проектирования вспомогательных систем ИЯУ. 

Международный проект ИТЭР

• Разработаны, изготовлены и испытаны опытные образцы НКПС модулей бланкета;
• Опытное производство дооснащено новым специальным оборудованием и материалами на общую сумму 169 млн. руб.;
• Разработаны, изготовлены и испытаны опытные образцы СМ бланкета ИТЭР;
• На  изготовленных макетах элементов в опытном образце НКПС проведена отработка режимов ЭЛС замкнутых полостей каналов охлаждения;
• Освоено роботизированное плазменное нанесение электроизолирующего керамического покрытия на поверхности материалов;
• Оформлены 2 заявки на полезные модели и 1 заявка на изобретение.

Модернизация АЭС с РБМК, научно-техническая поддержка эксплуатации РБМК, обеспечение безопасности АЭС на заключительном этапе эксплуатации

• В 2011 г. из 172,68 млрд. кВт.×ч. электроэнергии, выработанной на АЭС России, 77,165 млрд. кВт.×ч. выработано на АЭС с реакторами РБМК (44,7 %);
• Закончены модернизация и замена оборудования, выработавшего ресурс, на 1-м энергоблоке Смоленской АЭС и разработка отчета по углубленной оценке безопасности. Энергоблок подготовлен к процедуре продления срока эксплуатации;
• На энергоблоках Ленинградской АЭС продолжились работы по испытанию новой конструкции ТВС с профилированным по высоте топливом различного обогащения (ТВС-П). Сегодня в реакторы загружено 200 ТВС-П. Данное  топливо значительно повысит экономичность и надежность активной зоны реакторов РБМК;
• На реакторе 1-го энергоблока Ленинградской АЭС был выполнен значительный объем контроля и расчетно-экспериментальных работ, что позволило совместно с НИЦ «Курчатовский институт» разработать и защитить в Ростехнадзоре «Обоснование безопасности эксплуатации РУ энергоблока № 1 ЛАЭС в период 2011–2012 гг.» (411.131 От). Эксплуатация энергоблока была продолжена. Готовится комплексная программа НИР и ОКР, выполнение которой позволит выбрать оптимальные режимы эксплуатации энергоблоков с РБМК на заключительном этапе эксплуатации, позволяющие обеспечить работу энергоблоков до ввода на площадках АЭС замещающих мощностей.

Вывод из эксплуатации ядерных радиационно опасных объектов и обращение с ОЯТ и РАО

• Выполнены конструкторские проработки и выпущена проектно-сметная документация по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов ЭИ-2 (площадка ОАО «СХК»), АД и АДЭ-1 (площадка ФГУП «ГХК»), при этом была создана технология удаления извлекаемых РАО, а также технология создания защитных глиняных барьеров в шахте аппарата и за ее пределами.
• Выпущены отчеты по обоснованию безопасности проводимых работ;
• Разработано расширенное техническое задание на проектирование системы обращения с РАО Билибинской АЭС;
• Проведено авторское сопровождение процесса изготовления оборудования комплекса гидроакустической дезактивации транспортных контейнеров ОЯТ для вновь создаваемого опытного демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ на ФГУП «ГХК». Изготовлена, испытана и поставлена Заказчику система управления и контроля установки дезактивации;
• На Белоярскую АЭС поставлен дистанционный инструмент для очистки от РАО шахт реакторов АМБ и бассейнов выдержки ОЯТ. Инструмент позволяет значительно снизить дозозатраты при проведении работ по удалению РАО с блоков. Проведены шеф-монтаж инструмента, обучение оперативного персонала;
• Выполнены технические проекты контейнера для загрязненного оборудования и шибера камеры для ОДЦ переработки ОЯТ на ФГУП «ГХК»;
• Выполнен проект организации контейнерного хранения ТРО в ХСО-2 Белоярской АЭС с разработкой необходимого транспортно-технологического оборудования. Разработан проект извлечения и сортировки НАО из ХСО-1 Белоярской АЭС.

Исследовательский реактор ИБР-220

• Осуществлено сопровождение работ по физическому и энергетическому пуску реактора ИБР-2 после модернизации (согласование технических решений, участие в комплексных испытаниях приводов СУЗ, корректировка и согласование ООБ, работа в составе рабочих комиссий, комиссии по ядерной безопасности, Государственной приемочной комиссии, участие в физическом и энергетическом пусках);
• Разработано техническое предложение на компоновку активной зоны ИР мощностью 1 МВт (ТВС типа ВВР-М2 с топливом на основе UO₂);
• Разработаны технические предложения на компоновки активных зон ИР мощностью 5…10 МВт (ТВС типа ИРТ-4М или ИРТ-У с топливом на основе UO₂) и мощностью 15…25 МВт (ТВС типа ВВР-КН с топливом на основе UO₂).

Проект «Прорыв»: цель, назначение и состав разработки

Цель планируемой работы – разработка проекта и создание головного образца замкнутого полного ядерно-энергетического комплекса для последующего тиражирования при создании широкомасштабной ядерной энергетики.

Назначение разработки – обоснование и освоение объекта ядерной электрогенерации при одновременном повышении безопасности, стратегическом обеспечении сырьевой независимости, решении проблемы долгоживущих РАО (в том числе накопленных) и технологическом усилении режима нераспространения, восстановление конкурентоспособности ЯЭ на базе быстрых реакторов и ЗЯТЦ.

Уточнен состав головного энергокомплекса на площадке Белоярской АЭС:

1. АЭС мощностью 1200 МВт (БН-1200 или БРЕСТ-1200);
2. АЭС с БРЕСТ-ОД-300;
3. пристанционный комплекс производств топливного цикла.

Вывод из эксплуатации и экологическая реабилитация АПЛ

• Разработана проектная и техническая документация для обеспечения работ на завершающей стадии экологической реабилитации аварийных АПЛ зав. №№ 175, 610. Результаты работы  – реакторные блоки этих АПЛ размещены на твердом основании 02.06.2011 г. и 16.11.2011 г. соответственно;
• Разработан проект ОСТ на поставку ОЯТ корабельных и судовых реакторных установок;
• Создана актуализированная база данных по РАО, временно хранящихся на объектах Северо-западного региона;
• Сформирован блок информационно-аналитической системы, обеспечивающий предоставление сведений по учету текущего местонахождения и состояния объектов утилизации;
• Обеспечено научно-техническое сопровождение работ по выполнению программных мероприятий по комплексной утилизации АПЛ и реабилитации радиационно-опасных объектов.