О ядерных реакторах и их творцах - История, состояние и перспективы Свердловского филиала НИКИЭТ

История, состояние и перспективы Свердловского филиала НИКИЭТ
В 1959 г. по инициативе И.В. Курчатова было принято правительственное решение о создании региональных ядерных научно-исследовательских центров. В Свердловске на физико-техническом факультете Уральского политехнического института для подготовки специалистов по новой технике намечалось сооружение исследовательского ядерного реактора. В дальнейшем его строительство переносится на площадку Белоярской АЭС. Минсредмашем формируется организационная структура будущего ядерного объекта. Вначале она именовалась предприятием п/я № 26, с 1963 г. — Свердловским физико-техническим институтом (СФТИ).
К началу строительных работ НИКИЭТ — главный конструктор многих исследовательских реакторов, с учетом опыта эксплуатации уже действующих аппаратов, а также тенденций их развития внес ряд оригинальных изменений в конструктивную схему реактора ИРТ, введя более совершенную систему охлаждения и придав активной зоне необычную физико-инженерную гибкость. По существу, был разработан проект нового реактора, получившего индекс ИВВ-2.

Исследовательский реактор ИВВ-2М

Благодаря самоотверженному труду строителей и монтажников, сотрудников НИКИЭТ и СФТИ, 23 апреля 1966 г. был осуществлен физический пуск реактора ИВВ-2. К осени того же года реактор был выведен на мощность 1000 кВт, а в ноябре 1967 г. - на проектную мощность 5000 кВт. Менее двух лет потребовалось физикам и конструкторам НИКИЭТ, его опытному производству, сотрудникам СФТИ для выполнения задач, связанных с увеличением мощности аппарата вдвое по сравнению с проектной, а в начале 1980-х годов после реконструкции реактор был выведен на устойчивую работу на мощности 15 000 кВт и стал именоваться ИВВ-2М.
Учитывая острую потребность НИКИЭТ в проведении реакторных исследований, особенно в связи с развертыванием работ по РБМК, приказом Е.П. Славского от 12 мая 1969 г. на базе комплекса ИВВ-2 образуется Свердловский филиал института (СФ НИКИЭТ). Создание и ввод в эксплуатацию такого уникального физического инструмента, как реактор — это лишь одна сторона работы коллективов НИКИЭТ и его Свердловского филиала. Одновременно с расширением возможностей реактора росла и совершенствовалась стендовая база филиала. Идея создания в нем условий для выполнения замкнутого цикла (реакторные и послереакторные) исследований реализовалась после сооружения в 1973 г. комплекса защитных камер.
Огромный вклад в организацию СФ НИКИЭТ, в определение научно-технической направленности будущих работ и формирование стендовой базы внесли Н.А. Доллежаль и главный инженер, а затем директор СФ В.И. Зеленов.
Научная проблематика СФ НИКИЭТ в последующие годы весьма разнообразна: это вопросы реакторной физики и технологии, реакторного материаловедения, физики твердого тела, физики и химии теплоносителей, нейтронно-активационного анализа. Тематика конкретных исследований определяется не только нуждами НИКИЭТ, предприятий Минсредмаша и других ведомств, но и научных организаций Уральского региона.
Так, например, большой по объему и длительности цикл исследований в СФ связан с разработкой и обеспечением безопасной эксплуатации канальных реакторов РБМК. Филиал принял участие в обосновании применения цирконий-ниобиевых сплавов в качестве материалов технологических каналов, каналов СУЗ и тепловыделяющих элементов, в выборе режимов их термообработки и сварки. Исследователями СФ изучено влияние реакторного облучения на механические и коррозионные свойства, получены зависимости радиационного роста и радиационной ползучести сплавов от флюенса и плотности нейтронного потока.
Также продолжительным и плодотворным стало сотрудничество СФ с разработчиками космической ядерной техники. “Пробой пера” в начале 1970-х годов явилось исследование совместимости ниобия и его сплавов с литием, используемым в качестве жидкометаллического теплоносителя. За прошедшие годы созданы уникальные высоковакуумные стенды для испытаний термоэмиссионных преобразователей, в настоящее время это — фактически единственная в мире экспериментальная база для подобных испытаний. Расцвет исследований по космической ядерной энергетике в 1985- 1990 гг. в СФ связан с правительственными программами по созданию ядерных энергодвигательных установок. В короткие сроки были развернуты работы по конструкционным материалам, материалам радиационной защиты, топливным композициям, отработке составов теплоносителей, компонентам СУЗ, а также по проектированию и строительству в СФ новых экспериментально-производственных корпусов. И хотя в 1990-е годы эти программы были свернуты, результаты выполненных работ позволили расширить экспериментальные возможности СФ, создать задел для будущей деятельности в других направлениях.
Выше рассказано лишь о части проведенных в СФ исследований. Специалисты филиала принимали и принимают участие в работах по газоохлаждаемым реакторам, атомным станциям теплоснабжения, транспортным установкам разных поколений и назначений, реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, термоядерным установкам. Ими изучалось воздействие реакторного облучения на изменение свойств алюминиевых и циркониевых сплавов, нержавеющих сталей и высоконикелевых сплавов, ниобия, ванадия, бериллия и других металлов, а также различных топливных материалов.
Сегодня СФ НИКИЭТ — это:

1. исследовательский реактор ИВВ-2М;
2. материаловедческий комплекс с защитными камерами;
3. конструкторский отдел;
4. цех по изготовлению экспериментальных устройств.

Реактор работает циклами по 300 ч на заданной мощности с остановками продолжительностью до 2 сут для перегрузки экспериментальных устройств. Два раза в год он останавливается для планово-предупредительных ремонтов продолжительностью около одной недели.
Напомним некоторые основные характеристики реактора:

1. тепловая мощность реактора                                           15 МВт
2. максимальная плотность потока нейтронов:
3. тепловых                                                                             5-1014 см-2с-1
4. быстрых (Е>0,1 МэВ)                                                      2-1014 см-2-с-1

Активная зона реактора обеспечивает одновременное размещение до 40 экспериментальных устройств. Зона имеет водяные полости:

1. центральную диаметром до 120 мм                               - 1 шт.
2. периферийные диаметром 60 мм                                     - 6 шт.
3. центральные полости в ТВС диаметром 29 мм - 20 шт.

В отражателе можно организовать водяные полости диаметром:

1.  до 130 мм                                                                     - 1 шт.

- 64 мм                                                                                           - 10 шт.
- 24 мм (в бериллиевом блоке)                                                - 25 шт.

Кроме того, в активной зоне и в отражателе при необходимости могут быть сформированы водяные полости для размещения экспериментальных устройств диаметром до 250 мм. Реактор оснащен восемью горизонтальными каналами для выведения пучков нейтронов и двумя вертикальными экспериментальными каналами диаметром 160 и 210 мм.
В реакторе могут размещаться экспериментальные каналы и ампулы с образцами материалов или элементов конструкций. Для проведения испытаний в условиях, близких к рабочим или моделирующих проектные и тяжелые аварии, внутриреакторные экспериментальные устройства подключены к соответствующим стендам. С их помощью создаются и контролируются параметры проведения экспериментов по составу среды, температуре, давлению, нагрузкам, ведется их запись и предварительная обработка.
В настоящее время на реакторе работают стенды и установки для:

1. облучения топлива и макетов твэлов разных типов в газовых средах, в том числе в водороде при температурах до 3000 °C с определением кинетики выхода продуктов деле ния;
2. определения длительных и кратковременных механических свойств материалов с использованием плоских и трубчатых образцов при температурах 60-1100 °C;
3. изучения коррозионных процессов в материалах в водных, паровых и газовых средах при температурах 200-1100 °C;
4. исследования процессов диффузии, растворения и переноса изотопов водорода в конструкционных материалах и их сварных соединениях при температурах до 900 °C;
5. изучения процессов газовыделения из материалов радиационной зашиты:
6. облучения образцов в жидком азоте.

Горизонтальные каналы оборудованы комплексом нейтронных дифрактометров и спектрометров для исследования поликристаллических и монокристаллических материалов в интервале температур 2,5-1250 К при давлениях до 10 кбар и магнитных полях до 1,5 Тл.
Реакторный комплекс оснащен технологической системой очистки и подачи водорода во внутриреакторные экспериментальные устройства, имеет транспортные средства для перевозки облученных в жидком азоте образцов в материаловедческий корпус без их отогрева.
В корпус защитных камер для послереакторных исследований
поступают все материалы и экспериментальные устройства, извлеченные из реактора ИВВ-2М, а также доставленные в СФ фрагменты твэлов и элементы отработавших конструкций энергетических реакторов. Корпус оснащен 14 защитными камерами для проведения исследований материалов активностью до 50 кг/экв. радия, а также шестью тяжелыми боксами.
Оборудование защитных камер позволяет проводить:

1. первичные неразрушающие исследования, включающие фотографирование, видеозапись, дефектоскопию, гамма-спектрометрию, измерение геометрических размеров;
2. разборку изделий и вырезку образцов заданных размеров алмазными кругами и электроискровым способом;
3. металлографические исследования;
4. определение массы и плотности;
5. механические испытания на растяжение, сжатие, изгиб, в том числе при циклических изменениях нагрузки;
6. определение характеристик вязкости разрушения при статических и динамических нагрузках;
7. определение характеристик упругости, электросопротивления, коэффициента термического расширения;
8. рентгеноструктурные исследования;
9. определение элементного и изотопного состава материалов;
10. дезинтеграцию топлива.

Идут исследования в защитной камере

В лабораторных помещениях корпуса размещено оборудование для:

1. электронно-микроскопических исследований в просвечивающем и растровом режимах;
2. микрорентгеноспектрального анализа;
3. оже-спектрометрического анализа;
4. рентгеноструктурных исследований в диапазоне 195-2230 К;
5. контроля газовых примесей в металлах;
6. изучения физических и физико-механических свойств материалов;
7. исследования коррозии.

Корпус имеет возможности приемки транспортных контейнеров и перегрузки из них изделий в защитные камеры.
Конструкторский отдел СФ НИКИЭТ лицензирован на право проведения работ для объектов атомной энергетики. Он разрабатывает:
- экспериментальные устройства, рабочие каналы, ампулы для проведения реакторных испытаний (с расчетным обоснованием безопасности их эксплуатации);
- стенды, устройства и приспособления, необходимые для реакторных испытаний и послереакторных исследований;
- оборудование для производства изотопов, чистых и особо чистых материалов.

Сложившиеся в стране в 1990-е годы экономические условия, резкое сокращение инвестиций в атомную энергетику, другие области использования ядерной энергии привели к существенной диверсификации деятельности как НИКИЭТ, так и его Свердловского филиала. С помощью специалистов института удалось изыскать ряд новых и, главное, пользующихся спросом направлений работ, связанных с созданием технологий и выпуском радиоизотопной продукции, чистых и особо чистых веществ и материалов. Для выполнения этих работ привлечена часть основных фондов. Проведены необходимые структурные преобразования: выделены из состава СФ НИКИЭТ в самостоятельные предприятия подразделения, не столь основательно связанные с работой реактора. Это — научно-производственное предприятие “Термоксид”, техноцентр “Лазерная диагностика и чистые технологии”, экспериментально-производственный филиал.
Будущее СФ НИКИЭТ неразрывно связано с развитием атомной энергетики России. Тем самым определяются и главные направления работ на ближайшую перспективу, в которых будет участвовать филиал:

1. обоснование предельного ресурса безопасной эксплуатации ТК РБМК и энергоблоков в целом;
2. повышение ресурса безопасной эксплуатации ТВС РБМК с циркониевыми дистанционирующими решетками до 8-10 лет;
3. ресурсные испытания на заданных режимах ядерных установок космического назначения;
4. экспериментальные исследования ТВС реакторов на быстрых нейтронах с целью обеспечения поэтапного повышения степени выгорания топлива;
5. освоение технологии производства новых видов радиоизотопной продукции;
6. расширение номенклатуры и объемов производства высокочистых редких и редкоземельных металлов.

Квалификация и опыт специалистов СФ НИКИЭТ, их творческие поиски, широкие возможности экспериментальной базы дают основания полагать, что филиал достойно продолжит свою начатую более 30 лет тому назад историю.
В. И. Перехожее