Автор: Ю.Г. Драгунов, Директор - Генеральный конструктор АО «НИКИЭТ», Член-корреспондент РАН
Российско-казахстанское сотрудничество в области использования атомной энергии имеет богатую историю. Совместными силами российских и казахстанских ученых, конструкторов, специалистов создан ряд уникальных исследовательских реакторных установок, которые по своим характеристикам и экспериментальным возможностям превосходили существующие зарубежные аналоги. В их числе реакторные комплексы ИГР (1961 г.) и ИВГ.1 (1975 г.) для испытаний компонентов ядерных ракетных двигателей и энергодвигательных установок, экспериментальные петлевые установки для работ по безопасности ядерной энергетики. В 1996-1998 гг. выполнен уникальный проект МНТЦ на реакторе РА для изучения рассеянного от атмосферы реакторного излучения.
В 1967 г. был введен в эксплуатацию многоцелевой исследовательский реактор в Казахстане – реактор ВВР-К, на котором проводились испытания материалов и компонентов высокотемпературной техники. Непрерывная эксплуатация реактора осуществлялась до 1988 г. В 1988-1998 гг. выполнялись работы по усилению сейсмобезопасностии физической защите реактора. Эксплуатация реакторного комплекса была возобновлена с 1998 г. В настоящее время спектр работ, проводимых на реакторе, существенно расширен – запущено производство изотопов, проводятся испытания материалов и нейтронно-активационный анализ.
Это далеко не полный перечень совместных работ, выполненных по проектам или при участии АО «НИКИЭТ» – одного из крупнейших в России центров ядерной техники и технологии, многопрофильного института, занимающегося целым рядом важнейших направлений.
Одна из самых значимых совместных работ последнего времени – перевод реактора ВВР-К на низкообогащенное топливо. Как правило, подобные конверсии активных зон сопровождаются снижением уровня нейтронного потока и уменьшением длительности кампании реактора, что снижает эффективность использования и экономику ИР.
Поэтому, чтобы компенсировать нежелательные эффекты, для конверсии реактора ВВР-К в Казахстане была сразу разработана принципиально новая конструкция тепловыделяющей сборки: изменилось количество твэлов в ТВС, их размеры, в качестве топлива использован диоксид урана с повышенным содержанием урана-235. Более надежными и удобными в работе стали концевые детали ТВС. При разработке новых изделий для активной зоны всегда на первом месте стоят вопросы безопасности и надежности. Для повышения эксплуатационной надежности новой ТВС ВВР-КН в конструкцию введены дистанционирующие ребра, которые обеспечивают гарантированный зазор между твэлами и повышают изгибную жесткость изделия.
Все это, как показали расчеты и пусковые работы на реакторе, привело к впечатляющим результатам – эксплуатационные параметры и экспериментальные возможности установки были существенно повышены относительно прежней активной зоны на высокообогащенном уране. Это значимый успех совместной работы специалистов России и Казахстана.
Потенциал новой ТВС для реактора ВВР-К достаточно высок и позволит при определенной доработке активной зоны еще больше увеличить длительность кампании и энергетические параметры реактора.
В целом, в настоящее время в мире растет интерес к новым проектам исследовательских реакторов. Исследовательские реакторы являются недорогим и доступным источником нейтронов, на основе которых можно создавать Центры развития науки и образования, технологий, производить изотопную продукцию для медицинского и промышленного применения, решать другие задачи. Количество планируемых к сооружению исследовательских реакторов в последние годы возрастает, особенно за счет стран-«новичков». На 2016 г. сооружается 8 исследовательских реакторов и планируется к сооружению 11. С учетом понимания в международном отраслевом сообществе того, что исследовательский реактор может стать первым шагом к созданию в стране атомной энергетики, количество потенциальных заказчиков может в ближайшие годы еще больше возрасти.
У нас в институте работы по совершенствованию конструкции исследовательских реакторов поставлены на системную основу, и мы имеем проработанные технические решения на любой вкус заказчика. С этой целью разработан мощностной ряд базовых установок: (до 1 МВт, 1-2 МВт, 10-20 МВт), адаптируемых под выполнение конкретных научных, образовательных, прикладных исследовательских и производственных программ Заказчика.
В технических предложениях на базовые исследовательские установки реализованы повышенные требования по безопасности, с удовлетворением требований не только российской нормативной базы, но и требований надзорных органов стран Евросоюза. Эффективность этих мер обеспечена использованием технических решений, подтвердивших высокую надежность, оптимизацией компоновки активной зоны для достижения максимальных потребительских параметров, использованием высоконадежного российского НОУ-топлива. В базовые проекты заложена возможность изменения компоновки активной зоны под эксперимент, возможность размещения большого разнообразия экспериментальных устройств для покрытия всех потребностей Заказчика: вертикальных и горизонтальных экспериментальных каналов, источников холодных, ультрахолодных и горячих нейтронов, каналов пневмо- или гидропочты. Также предусмотрена возможность оснащения петлевыми установками, каналами легирования кремния и другими установками.
Эта основа позволяет НИКИЭТ представлять на международном рынке конкурентные предложения исследовательских реакторов, участвовать в международных тендерах на поставку новых или модернизацию действующих исследовательских реакторов. Совместно с другими организациями Госкорпорации «Росатом» НИКИЭТ как главный конструктор исследовательских реакторов является участником создания на территории стран-заказчиков Центров ядерной науки и технологий. В настоящий момент НИКИЭТ участвует в переговорах, целью которых является сооружение таких Центров в Республике Беларусь, во Вьетнаме. Рассматриваются и другие площадки для сооружения. Начаты работы в рамках реализации интегрированного предложения Госкорпорации «Росатом» для Многонационального государства Боливия: поставка Центра «под ключ», развитие и создание элементов национальной инфраструктуры в области использования атомной энергии в мирных целях, включая развитие кадров. АО «НИКИЭТ» для этого центра будет разрабатывать исследовательский реактор малой мощности.
В настоящий момент в России, на площадке АО «ГНЦ НИИАР» (Димитровград), осуществляется сооружение реакторной установки МБИР – исследовательской ядерной установки с многоцелевым реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем тепловой мощностью 150 МВт, предназначенной для проведения широкого спектра исследовательских и экспериментальных работ с применением реакторного излучения. НИКИЭТ является главным конструктором реакторной установки. Ввод в эксплуатацию данной установки существенно расширит возможности в первую очередь в областях исследования топлива, топливного цикла, создания новых конструкционных, поглощающих материалов. На базе исследовательской ядерной установки МБИР создается Международный центр исследований (МЦИ МБИР).
Проект реактора МБИРУчастие казахстанских коллег в совместных исследованиях на площадке МБИР, рабочее взаимодействие АО «НИКИЭТ» с Институтом ядерной физики РК в работах по модернизации реактора, позволят наладить более тесное сотрудничество между специалистами ядерщиками России и Казахстана.
Давние научно-технические связи НИКИЭТ с казахстанскими коллегами в области атомной науки и техники, во многом сходные задачи и проблемы, накопленные богатый опыт и знания, открывают широкие перспективы в самых различных областях сотрудничества – модернизации исследовательских реакторов, снятии с эксплуатации ядерных объектов, разработки новых проектов исследовательских реакторов, возобновления работ по ЯЭДУ, испытаниям ТВС и твэлов нового поколения, термоядерных установок и исследований, инновационных конверсионных технологий.
