ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ПОДДЕРЖКУ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

В настоящее время проводится большой объем научно-исследовательских работ в обоснование новых проектов по безопасности ядерного реактора, в которых особое внимание уделяется запроектным авариям, несмотря на тот факт, что применяемые технические решения сокращают вероятность возникновения таких аварий.
Для изучения параметров тяжелой аварии и разработки мер ликвидации ее последствий требуется экспериментальная база, которая позволяет моделировать аварийную ситуацию максимально близко к реальным условиям. Национальный ядерный центр (НЯЦ) – лидирующая исследовательская организация в атомной сфере в Республике Казахстан – обладает такой экспериментальной базой, обеспечивая научную и техническую поддержку мирному использованию ядерной энергии, проводя исследования, направленные на усиление безопасности ядерного реактора [1].
В данной статье представлены концепция и основные результаты исследований, проводимых на экспериментальной базе НЯЦ в обоснование безопасности ядерных реакторов, в сотрудничестве с JAEA (Японское агент¬ст¬во по атомной энергии), которое является главным иностранным партнером в данной сфере, а также текущие планы по реализации новой программы экспериментов.

1. N.A. Nazarbayev, V.S. Shkol’nik, E.G. Batyrbekov, etc. Carrying Out Scientific, Technical and Engineering Works to Bring the Former Semipalatinsk Test Site to a Safe Conditions (in 3 volumes) // RSE “National Nuclear Center of RK”, Ministry of Energy RK, Kurchatov – 2016. – Volume 1 – p. 320. Volume 2 – p. 448. Volume 3 – p. 596.

2. GEN IV International Forum, “GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy System”, 21 August 2009.

3. Reactor facilities for fuel pins and FA testing in emergency and transient operation modes / V. P. Burukin, A.V. Klinov, Yu.G. Toropov // Nuclear technology abroad. – 1988. No.6. p. 7–15.

4. Overseas programs of reactor research in emergency and transient modes of NPF fuel pins operation / V. P. Burukin, A. V. Klinov, Yu.G. Toporov // Nuclear technology abroad. – 1988. No.5. p. 3–7.

5. M.N. Devisheva. Overseas research and development programs on NPP safety based on water-cooled reactors: review – М.: CSRIatominform, 1989. – p. 44.

6. Nuclear Fuel Behavior Under Reactivity-Initiated Accident (RIA) Conditions: State-of-the-art Report / Nuclear Energy Agency, OECD. – Paris, 2010. – 210 p. – ISBN 978-92-64-99113-2, NEA/CSNI/R (2010).

7. I. V. Kurchatov, S.M. Feinberg, N.A. Dollezhal. Impulse Graphite Reactor IGR. Nuclear Power. – 1964. – V. 17. – No 6. – p. 463-474.

8. Kotake S, Sakamoto Y, Mihara T, Kubo S, Uto N, Kamishima Y, Aoto K, Toda M. Development of advanced loop-type fast reactor in Japan. Nucl Technol. 2010; 170:133–147.

9. Hishida M, Kubo S, Konomura M, Toda M. Progress on the plant design concept of sodium-cooled fast reactor. J Nucl Sci Technol. 2007; 44:303–308.

10. Kubo, Sh. Et al. Main outcomes and future plan of the EAGLE project / NNC RK Bulletin, issue 1, March 2016, p. 13-18.

11. Konishi, K. et al. The Eagle project to eliminate the recriticality issue of fast reactors; Progress and results of in-pile tests / Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), Jeju, Korea Nov. 2006, pp. 465–471.

12. Kamiyama K, Saito M, Matsuba K, Isozaki M, Sato I, Konishi K, Zuyev VA, Kolodeshnikov AA, Vassiliev YS. Experimental study on fuel-discharge behavior through in-core coolant channels. J Nucl Sci Technol. 2013;50(6):629–644.

13. Kamiyama, K. et al. Experimental studies on the upward fuel discharge for elimination of severe recriticality during coredisruptive accidents in sodium-cooled fast reactors. J Nucl Sci Technol. 2014; 51(9):1114-1124.

14. A.D. Vurim, V.A. Gaidaichuk, Yu.L. Istomin, Yu.V. Aleinikov, Zh.R. Zhotabayev. Experimental studies at the IGR reactor in support of the method determining the spatial position of fuel in experimental devices under conditions simulating disruptive severe accidents and fuel melting. NNC RK Bulletin, No.4, 2010, p. 33–40.

15. A.D. Vurim, Yu.A. Popov, V.A. Vityuk, Zh.R. Zhotabayev. Investigations in support of fuel mass indirect determination technique in the central experimental channel of IGR reactor on the parameters of thermal neutrons field. NNC RK Bulletin, No. 4, 2010, p. 41–49.

16. V.A. Vityuk, A.D. Vurim, V.M. Kotov, and A.V. Pakhnits. Determination of the parameters for fuel assembly tests in a pulsed graphite reactor - Atomic Energy, Vol. 120, No. 5, September, 2016, pp. 323–327, DOI:10.1007/s10512-016-0138-3.

17. Skakov, M., Mukhamedov, N., Deryavko, I. On the issue of substantiation of test modes for ampoule experimental device in research reactor. Bulletin of the Tomsk Polytechnic University-Geo Assets Engineering, vol. 328, issue 7, pp. 51–58.

18. Skakov, M., Mukhamedov, N., Deryavko, I., Wieleba, W., Vurim, A. Research of structural-phase state of natural corium in fast power reactors. Vacuum. 2017;141: 216–221.

19. The ASTRID technological demonstrator. 4th-Generation sodium-cooled fast reactors. –Tome 3, December, 2012., 96 pages.

20. F. Serre, F. Payot, C. Suteau, L. Trotignon, E. Batyrbekov, A. Vurim, A. Pakhnits, V. Vityuk, S. Kubo, A. Katoh, Y. Tobita, K. Kamiyama, K. Matsuba, J. Toyooka. R&D and Experimental Programs to support the ASTRID Core Assessment in Severe Accidents Conditions. – Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power plants (ICAPP 2016), April 17-20, 2016 – San Francisco (CA, USA), Vol. 3, 2016, pp. 2173–2182.

21. F. Payot, F. Serre, A. Bassi, C. Suteau, E. Batyrbekov, A. Vurim, A. Pakhnits, V. Vityuk. The SAIGA experimental program to support the ASTRID Core Assessment in Severe Accident Conditions. – Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg, June 26–29, 2017 (Paper ID IAEA-CN245-067).