Комплекс исследовательского реактора ВВР-К

Строительство здания атомного реактора, начатое в 1961 году, было завершено в 1967 году

Нугуманов Даурен Кабдолдинович
Главный инженер Комплекса исследовательского реактора ВВР-К
d.nugumanov@inp.kz
Краткая информация

Исследовательский реактор ВВР-К – единственный многоцелевой реактор в Республике Казахстан, на базе которого, помимо фундаментальных ядерно-физических и материаловедческих исследований и внутриреакторных испытаний, проводятся работы по производству медицинских радиоизотопов, гамма источников для промышленности, нейтронно-активационному анализу и модификации материалов нейтронным облучением.

На современном этапе на базе реактора ВВР-К проводятся следующие основные работы:

- Исследования влияния нейтронного облучения на структуры и свойства нержавеющих сталей;

- Исследования топлива и конструкционных материалов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора;

- Радиационное окрашивание топазов;

- Нейтронно-трансмутационное легирование кремния;

- Исследование функциональных материалов термоядерных реакторов;

- Ресурсные испытания топлива ядерных реакторов;

- Исследования объектов неразрушающим методом нейтронной радиографии;

- Наработка радиоизотопов для медицины и промышленности.

подробнее
О комплексе

Строительство здания атомного реактора, начатое в 1961 году, было завершено в 1967 году. Монтаж и наладка самого реактора и вспомогательного оборудования было закончено тоже в 1967 году.

Проект атомного реактора ВВР-К (водо-водяной реактор - Казахстанский) был разработан в конце 50-х годов в ИАЭ им.И.В.Курчатова (г. Москва). Представим краткое описание атомного реактора ВВР-К – это исследовательский реактор на тепловых нейтронах, стационарно работающий, бассейнового типа, имеющий мощность 10 МВт, массу урана-235 в загрузке – 7 кг, обогащение по урану-235 – 36%, теплоносителем, замедлителем и отражателем является обессоленная вода.

ПЕРВЫЙ ЗАПУСК

Пуск первого в Казахстане атомного реактора ВВР-К был осуществлен осенью 1967 года.

Эту работу возглавили: представитель Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР КИАЭ Б.Т.Дубовский; бывший тогда начальником отдела эксплуатации реактора В.Н.Околович; СНС этого отдела Г.А. Батырбеков. Следует отметить большую работу по запуску и дальнейшей эксплуатации реактора, проведенную главным инженером Л.А.Юровским и его заместителем А.И.Масловым.

ЗАПУСК АТОМНОГО РЕАКТОРА

С пуском атомного реактора открылись широкие возможности для проведения научных экспериментов, а также внедрения методов ядерной физики в различные отрасли народного хозяйства Казахстана. Следует отметить, что значительные финансовые средства по хоздоговорам Институт ядерной физики получал в основном по работам, проводимым на реакторе.

Значимость результатов работ, выполняемых на атомном реакторе ВВР-К, вызывало неизменный интерес у специалистов. В 1982 году в Институте ядерной физики было проведено Всесоюзное совещание по исследовательским реакторам с участием президента АН СССР А.П.Александрова и секретаря ЦК Компартии Казахстана Н.А.Назарбаева.  

Реактор ВВР-К проработал непрерывно в течение 21 года, безаварийно, без отклонений от нормальных режимов работы, без переоблучения внешней среды выше допустимых норм. По своей конструкции и физическим особенностям он относится к самым безопасным типам реакторов, а по экспериментальным возможностям и эффективности использования – к числу лучших реакторов СССР и, позже, СНГ.

В октябре 1988 года решением Госпроматомнадзора СССР эксплуатация атомного реактора ВВР-К была приостановлена до выполнения требований по обоснованию безопасной работы реактора в условиях высокой сейсмичности. С 1989 года была проделана большая работа по повышению сейсмостойкости и защищенности реактора и обоснованию безопасной его эксплуатации в условиях высокой сейсмичности. В апреле 1997 года был проведен физический пуск атомного реактора ВВР-К, а в декабре – энергетический пуск.
Достигнута максимальная плотность потока тепловых нейтронов – 1,1×1014 н/см2с. Тепловая мощность составила 6 МВт. Реактор оснащен системами гидравлической и пневматической транспортировки облучаемых мишеней, универсальной газовакуумной петлевой установкой, установкой нейтронной радиографии.

техническая база
01/06