• 13 июля, 2024

Перспективы развития научно-технического потенциала бывшего ядерного полигона обсудили в Курчатове

Сен 12, 2023

В Национальном ядерном центре Республики Казахстан состоялось открытие X международной конференции «Семипалатинский испытательный полигон: наследие и перспективы развития научно-технического потенциала». В работе конференции приняли участие ведущие специалисты научных организаций Казахстана, стран Ближнего и Дальнего зарубежья.

В программу конференции включено более 150 докладов по актуальным вопросам в области развития атомной энергетики, технологий управляемого термоядерного синтеза, водородной энергетики, радиационной экологии и медицины, рассмотрены результаты работ в поддержку укрепления режима нераспространения ядерного оружия и ДВЗЯИ (Договор о всеобъемлющем запрещении ядерных испытаний), сообщили в пресс-службе НЯЦ РК.

Кроме пленарного, запланированы секционные заседания и секция стендовых докладов.

Серия выступлений посвящена вопросам безопасности атомной энергетики и развитию термоядерной энергетики.

Представлены результаты комплексных исследований, проведенных на экспериментальной базе Национального ядерного центра РК – реакторных комплексах – КИР ИГР и КИР «Байкал-1», казахстанском термоядерном материаловедческом токамаке КТМ, внереакторных стендах и установках. Результаты данных работ придали новый импульс исследованиям и разработкам по повышению безопасности атомной энергетики и развитию технологий управляемого термоядерного синтеза. Создан уникальный материаловедческий комплекс, не уступающий, а по ряду характеристик превосходящий возможности аналогичных материаловедческих лабораторий, имеющихся в научных организациях атомной отрасли стран ближнего и дальнего зарубежья, работающих с облученными ядерными материалами, — отметили в пресс-службе НЯЦ РК.

С использованием модернизированной экспериментальной базы реализован широкий спектр исследований, направленных на изучение различных аспектов тяжелой аварии с расплавлением активной зоны.

Проведены испытания элементов активных зон перспективных ядерных реакторов в условиях исследовательского ядерного реактора, максимально приближенных к условиям развития тяжелой аварии с разрушением активной зоны.

Впервые в международной практике реакторных испытаний обеспечено расплавление и контролируемое перемещение представительных объемов ядерного материала (до 8 кг диоксида урана обогащением до 17% по урану-235). Испытания с такими объемами расплавляемого в условиях исследовательского реактора ядерного материала не проводятся больше нигде в мире. Полученные данные используются при разработке компьютерных кодов по моделированию аварий на АЭС и ложатся в основу технических решений, направленных на создание максимально безопасного реактора на быстрых нейтронах с внутренне присущим свойством безопасности и исключения возможности возникновения повторной критичности при развитии тяжелой аварии, — добавили в НЯЦ.

За последние годы в НЯЦ РК выполнен перевод (конверсия) исследовательского ядерного реактора ИВГ.1М с использования высокообогащенного уранового топлива (90% по урану-235) на топливо пониженного обогащения (19,75% по урану-235). В результате не только исключены риски распространения ядерных материалов, пригодных для изготовления ядерного оружия, но и, за счет осуществленной модернизации, существенно улучшены эксплуатационные характеристики реактора.

Кампания реактора, или ресурс использования одной загрузки топливом, увеличена более, чем в два раза. Значительно увеличен запас реактивности реактора, что позволит проводить исследования с более сложными устройствами.

Впервые в Республике Казахстан создан, осуществлен физический пуск и введен в эксплуатацию не имеющий аналогов в мире экспериментальный комплекс на базе токамака КТМ для проведения исследований по физике плазмы, испытаний материалов и узлов будущих реакторов термоядерного синтеза, совершенствования технологий управляемого термоядерного синтеза (УТС). Создан и введен в эксплуатацию уникальный имитационный стенд на базе плазменно-пучковой установки, позволяющий изучать взаимодействие плазма-стенка, проводить предварительное тестирование диагностик, используемых на токамаке КТМ. Проведены исследования, в том числе реакторные эксперименты в поддержку создания реактора ИТЭР и будущих энергетических термоядерных реакторов.

Проведенные исследования на уникальном и первом в мире материаловедческом токамаке КТМ позволили Республике Казахстан войти в 10 ведущих стран мира, обладающих технологиями управляемого термоядерного синтеза.

Учитывая уникальность и практическую значимость работ, в этом году работа «Исследования и разработки мирового уровня для создания атомно-энергетической отрасли и реализации Стратегии достижения углеродной нейтральности Республики Казахстан» выдвинута на соискание Государственной премии Республики Казахстан в области науки и техники имени аль-Фараби за 2023 год.

Кроме пленарного, секционных заседаний и секции стендовых докладов запланированы технические туры на объекты Национального ядерного центра Республики Казахстан – территорию бывшего Семипалатинского испытательного полигона, реакторные комплексы, лаборатории, внереакторные стенды и установки, экспозиционные залы.