Ядерная наука в Казахстане развивается давно и этому способствуют наличие высококвалифицированных кадров и необходимая инфраструктура (более 40 лет эксплуатируются четыре исследовательских реактора, имеются ускорители частиц и циклотроны). Новый виток развития науки и, в частности, ядерной науки начался после увеличения финансирования научных и научно-технических исследований профильным министерством. Как известно, за последние годы финансирование науки увеличено в несколько раз. Ученые Казахстана теперь могут закупать дорогостоящее современное оборудование и принимать участие в работах международных конференциях и симпозиумах, где проводится апробация результатов исследований. Имидж Казахстана на мировой арене растет. Если рассмотреть вклад Института ядерной физики в развитие ядерной науки в Казахстане, то его вклад огромный так как на базе Института проводятся научные исследования по разным направлениям таким как ядерная физика, радиационное материаловедение, радиационная экология, физика ядерных реакторов и ускорителей. В Институте разрабатываются и внедряются радиационные технологии в промышленности, медицине и сельском хозяйстве. Одна из главных установок Института – это исследовательский реактор ВВР-К, который является единственным многоцелевым реактором в Казахстане. На базе реактора ВВР-К проводятся различные научно-исследовательские работы, направленные не только на развитие атомной энергетики, но и термоядерной энергетики. Хочется отметить некоторые работы, которые проводятся в рамках международной кооперации с Агентством по атомной энергии Японии (JAEA), направленные на развитие атомной энергетики. Получаемые результаты исследований востребованы мировым сообществом.
В Институте ядерной физике на протяжении 15 лет ведутся научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по развитию технологий ядерных реакторов четвертого поколения (Gen-IV) таких как высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР).
ВТГР обладает рядом преимуществ по сравнению с другими типами реакторов:
Технология ВТГР является достойной альтернативой энергетическим технологиям, использующим органическое топливо, и находится в русле разработок наукоемких технологий, обеспечивающих переход к атомно-водородной энергетике.
Вопросы, связанные с безопасностью атомной энергетики, всегда являются актуальными и приоритетными для любой страны. С точки зрения развития ВТГР, актуальными задачами необходимыми для безопасной и экономически эффективной эксплуатации ВТГР являются разработка радиационно- и коррозионностойких материалов, обеспечивающих безопасную эксплуатацию реактора, а также сохранение целостности топлива при более глубоком выгорании урана.
На базе реактора ВВР-К была проведена серия радиационных и ресурсных испытаний топлива и конструкционных материалов ВТГР. TRISO топливо было облучено в условиях его эксплуатации в ВТГР до выгорания урана 90 ГВт•д/т с in-situ контролем герметичности топлива. К примеру, на реакторе HTTR (г. Оарай, Япония) максимально полученное выгорание урана составляет 33 ГВт•д/т. В дальнейшем было исследовано влияние длительного нейтронного облучения на рабочие характеристики топлива ВТГР. В результате были получены уникальные экспериментальные данные об изменении внешнего вида и габаритов топлива, герметичности, уровня выгорания и доли поврежденных топливных частиц. Полученные данные особенно важны для определения качества топлива, его пригодности для эксплуатации в ВТГР и улучшения конструкции топлива с TRISO оболочкой, направленной на увеличение глубины выгорания урана и соответственно улучшение его экономических показателей.
Агентство по атомной энергии Японии разработало проект малого модульного реактора (SMR) на базе ВТГР, обладающего присущими физическим явлениям функциями безопасности. Ключевой привлекательной технологией ВТГР является топливо, которое состоит из топливных частиц с трехструктурно-изотропным покрытием (TRISO) в форме пэббла и так называемого «углеродного» матричного материала компактного топливного элемента. Однако углеродсодержащий материал топливного компакта ВТГР легко окисляется под воздействием воздуха / воды при аварийных ситуациях. А это напрямую влияет на безопасность ВТГР, где необходимо сохранить геометрию ТВС и активной зоны, чтобы не допустить аварии, связанной с повторной критичностью. Кроме этого, с точки зрения ядерной физической безопасности, углеродсодержащее топливо ВТГР может быть уязвимым местом при обеспечении режима нераспространения ядерных материалов из-за существующих базовых технологий по извлечению топлива из графитовой матрицы. Решением такой проблемы может быть применение карбида кремния (SiC) в качестве материала матрицы, что позволит исключить (минимизировать), связанные с окислением, механизмы отказа во время тяжелых аварий, что позволит обеспечить еще более высокий уровень защиты реактора. Применение SiC в матрице топливного компакта ВТГР изучается в Японии и США из-за его химической и механической стабильности. Однако на сегодняшний день отсутствуют экспериментальные данные о поведении топливного компакта с SiC-матрицой в условиях реакторного облучения. При этом на базе реактора ВВР-К проведены исследования радиационных свойств усовершенствованного топливного компакта с SiC-матрицей, улучшающего не только его свойства безопасности по отношению к окислению, но и защиты от распространения ядерного топлива за счет химического/физического извлечения. Облучение проводилось при рабочих условиях топливного компакта в ВТГР и до достижения флюенса быстрых нейтронов 1021 см-2. В результате проведенных радиационных испытаний были получены экспериментальные данные по влиянию длительного высокотемпературного нейтронного облучения на свойства топливного компакта ВТГР с SiC-матрицей. Полученные экспериментальные данные позволили понять механизмы дефектообразования в топливном компакте с SiC-матрицей, валидировать расчетные модели, улучшить дизайн топливного компакта.
Как известно, разработка радиационно-стойких материалов для энергетики и промышленности является актуальным и востребованным направлением, которое постоянно эволюционирует с целью поиска материалов с лучшими свойствами. И по данному направлению в ИЯФ на базе реактора ВВР-К также ведутся работы. Например, завершаются исследования радиационной стойкости кабелей с минеральной изоляцией.
Механическая целостность и диэлектрическая прочность изоляции кабелей в сигнальных кабелях ядерных реакторов обеспечивают операторам надежную инфраструктуру для мониторинга условий и управление мерами безопасности во время штатной работы и при аварийных ситуациях. По сравнению с условиями на других типах установок, изоляция кабелей в ядерных реакторах подвергается воздействию повышенных температур, радиации, давления, влажности, агрессивным средам и при этом они должны сохранять свои рабочие характеристики в течение длительного времени (около 40-50 лет). В результате воздействия таких условий происходит деградация электрических свойств изоляции кабелей, что приводит к увеличению потери тока. Это связано с тем, что заряд индуцируется излучением в изолятор. Ухудшение изоляционных свойств кабеля определяется скоростью образования и дрейфом электрического заряда в изоляторе. Поэтому кабель, используемый на ядерных установках, должен соответствовать классу 1Е (обеспечение работоспособности кабеля в радиационных и тепловых полях, при нормальной эксплуатации ядерной установки, не менее 40 лет).
Обычно в качестве материала изоляции сигнальных кабелей используют винил, поливинилхлорид, резину или полиэтилен. Эти материалы в результате взаимодействия с нейтронным и гамма-излучениями и высокой температурой разрушаются, что приводит к изменению электрических характеристик и к дальнейшему обрыву кабеля.
Радиационно-стойкие сигнальные кабели могут быть использованы не только при штатной работе любого ядерного реактора, но и при аварийных ситуациях. Так, например, после тяжелой аварии на атомной электростанции (АЭС) Фукусима-Даичи, остро стал вопрос мониторинга ситуации на АЭС. Имеющиеся на тот момент кабели не выдерживали те режимы эксплуатации, которые были в местах их прокладки, так как подвергались не только радиационному воздействию, но и высоким температурам.
Минеральная изоляция была принята в качестве кандидатного термостойкого материала изоляции сигнальных кабелей. Материалами минеральной изоляции являются высокочистые оксид магния (MgO) или оксид алюминия (Al2O3). Предварительные оценки перспективности использования минеральной изоляции были проведены в агентстве по атомной энергии Японии. Исследования были проведены при высоких температурах. Для этого были изготовлены пробные кабели (экспериментальные образцы). Результаты исследований подтвердили стабильную работу кабелей с минеральной изоляцией и достаточное значение сопротивления изоляции даже при 1000 °C. Однако, полученных данных недостаточно для принятия решения о их перспективности использования в атомной отрасли. Исходя из этого, на базе реактора ВВР-К были проведены исследования, направленные на квалифицирование радиационной стойкости двух типов минеральной изоляции (MgO и Al2O3) сигнальных кабелей, которые имеют большую перспективу применения в атомной энергетике.
Научная новизна исследований заключается в том, что впервые были получены новые экспериментальные данные о поведении сигнальных кабелей с минеральной изоляцией двух типов в смешанных условиях эксплуатации (радиационной поле и высокая температура) до достижения флюенса быстрых нейтронов 1020 см-2. В результате проведенных исследований были изучены деградация электрических свойств изоляции сигнальных кабелей в режиме реального времени (in-situ). Социально-экономический эффект исследований заключается в получении результатов, которые внесут вклад в технологическую модернизацию мировой атомной энергетики и обеспечат ее устойчивое развитие. Вместе с тем устойчивое развитие атомной энергетики позволит сделать свой вклад в снижение выбросов углекислого газа в окружающую среду, что полностью соответствует Парижскому соглашению по климату, к которому присоединился Казахстан.
