Безопасность на реакторе ИГР
12.06.19

Безопасность на реакторе ИГР

В Информационном Центре по атомной энергии г.Нур-Султан (ИЦАЭ Нур-Султан), проходит 3х дневный цикл встреч для будущих физиков-ядерщиков. Будущие выпускники своими глазами познакомятся с отраслью, а также узнают о возможностях магистратуры.

Сегодня многие из нас посмотрели и призадумались над правдивостью пятисерийного «исторического» драматического мини-сериала от телеканала HBO и телесети Sky. Надо отдать должное современным мэтрам от кино, создатели и сценаристы знатно потрудились, НО

постановлением ЦК КПСС и СМ СССР за №518-246 от 13 мая 1958 года, на территории современного Казахстана была построена экспериментальная установка с высокотемпературным гомогенным графитовым реактором (реактор ИГР*).

Создание реактора ИГР в кратчайшие сроки позволило уже в 1961 году начать экспериментальные исследования динамики импульсных реакторов, а с 1962 года приступить к исследованию поведения топливных и конструкционных материалов перспективных реакторных установок, в том числе ЯРД — ядерного реакторного двигателя.

Среди импульсных реакторов ИГР обладает самым высоким флюенсом тепловых нейтронов и интегральной дозой гамма-излучения в экспериментальной полости, имеющей диаметр 228 мм и высоту 3825 мм.

Данный реактор и поныне служит целям науки.

«… наиболее информативные данные о безопасности энергетических реакторов различных типов, возникающих при аварийных ситуациях связанных с длительным прекращением охлаждения активной зоны или несанкционированным увеличением реактивности с последующим плавлением активной зоны, можно получить путем проведения экспериментальных исследований.»- сказал МУХАМЕДОВ Нуржан Еролович, доктор Phd, начальник лаборатории филиала ИАЭ РГП НЯЦ РК, рассказывая о том, как сегодня проходят эксперименты на импульсно-графитовом реакторе и насколько он безопасен для всех нас.

Экспериментальные исследования проводятся по следующим направлениям:

— взаимодействие кориума с конструкционными материалами реактора, в том числе удержание кориума в корпусе реактора;
– пути перемещения расплава активной зоны по конструкционным элементам реактора, заполненным натриевым теплоносителем, а также процессы блокировки проходного сечения каналов при перемещении по ним расплава;
– условия охлаждения кориума натриевым теплоносителем в бассейне нижнего пленума реактора и его фрагментация при взаимодействии с натрием;
– взаимодействие кориума со строительными конструкциями (ловушка, защитная оболочка и пр.) в условиях, реализующихся при работе пассивных и активных средств подавления аварийных процессов.

Проводимые исследования по данной теме направлены на поиск эффективных решений предотвращения аварийных ситуаций или сведения к минимуму возможности их возникновения и смягчения последствий случившихся аварий.


*Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана. Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.