Ученые Казахстана предотвращают тяжелые последствия аварий на АЭС

На пленарной сессии Международной выставки атомной промышленности KazAtomExpo «Мирный атом – безопасный источник чистой энергии» Владимир Витюк презентовал методы проведения внутриреакторных, не реакторных экспериментов по моделированию тяжелых аварий с расплавлением активной зоны водоводяных реакторов, которые являются сегодня основой реакторного парка всего мира.

«В этом плане мы провели уникальные исследования, получили представительный набор данных по взаимодействию расплава с водой, бетоном и металлическими конструкциями. Результаты наших исследований весьма востребованы во всем мире. Например, результаты наших работ по проекту Cormit нашли реальное применение при сооружении специальных ловушек, подреакторных ловушек расплава на японских атомных электростанциях, которые сегодня перезапускаются в этой стране», – заявил он.

Помимо этого, результаты исследований Центра используются для выработки мер по ликвидации последствий аварии на АЭС Фукусима.

«Мы экспериментально смоделировали расплав, изучили его физико-химические свойства и на основании этих данных были выработаны рекомендации для его дальнейшей утилизации», – отметил Витюк.

По его словам, сегодня большой объем работ выполняется в области безопасности реакторов 4-го поколения.

«В частности мы работаем с реакторами на быстрых нейтронах, с жидким металлическим теплоносителем. И в этом направлении уже на протяжении 30 лет активно сотрудничаем с японским агентством по атомной энергии. Проводим многолетние работы в рамках проекта Eagle, а именно изучение и исследование процессов, сопровождающих тяжелую аварию в реакторе, на быстрых нейтронах с теплоносителем. Такой проект реактора сейчас находится в разработке в Японии», – пояснил он.

С 2019 года отечественные ученые реализуют аналогичный проект с французскими коллегами из комиссариата атомной энергии и альтернативных энергоисточников.

«Здесь предметом исследования является топливная сборка перспективного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем по технологии Astrid, который разрабатывается во Франции. Несколько лет назад мы провели достаточно серьезные исследования инновационного смешанного нитридного урано-плутониевого топлива реактора Брест-Од-300 российского дизайна, строительство которого сегодня ведется в рамках проекта "Прорыв". Получили хорошие данные по поведению топлива в переходных и близких к аварийным режимах эксплуатации», – подчеркнул замглавы Ядерного центра.

В заключение он добавил, что сегодня можно с уверенностью сказать, что казахстанские разработки, знания и технологии в области ядерных реакторов позволили стать одними из лучших и востребованных в этой сфере.