Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной
и радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2030 года»

Подробнее о программе

В АО «НИКИЭТ» прошла международная конференция МНТК НИКИЭТ-2018


08.10.2018

Фото: rosatom.ru

2-5 октября 2018 г. в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники имени Н.А. Доллежаля (АО «НИКИЭТ») прошла V Международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" (МНТК НИКИЭТ-2018). Мероприятие было проведено при поддержке МАГАТЭ, РАН, Ядерного общества России и Госкорпорации «Росатом».

В работе конференции приняли участие около 300 российских и зарубежных специалистов. В составе российских участников – специалисты Госкорпорации «Росатом», Ростехнадзора, АО «НИКИЭТ», АО «ОКБМ Африкантов», АО «НИИЭФА», АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», ФГУП НИИ НПО «ЛУЧ», ФГУП «ПО "Маяк"», ФГУП «ГХК», АО «ВНИИНМ», АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», МГТУ им. Н.Э. Баумана, НИЯУ «МИФИ», НИУ «МЭИ», ИБРАЭ РАН, НИЦ «Курчатовский институт» и ряда других организаций. Среди иностранных участников были сотрудники МАГАТЭ, представители 17 зарубежных стран, в том числе Армении, Республики Беларусь, Казахстана, Узбекистана, Бельгии, Бразилии, Германии, Иордании, Италии, Канады, Китая, Нидерландов, Франции, Чешской Республики, Южной Кореи и Японии.

С приветственным словом к участникам конференции обратились советник генерального директора Госкорпорации «Росатом» В.Г. Асмолов, научный руководитель АО «НИКИЭТ» и проектного направления «Прорыв» Е.О. Адамов, исполнительный вице-президент Ядерного общества России С.В. Кушнарев, генеральный директор АО «НИКИЭТ» А.В. Каплиенко.

В рамках конференции были представлены 170 докладов по актуальным проблемам разработки инновационных проектов ядерных установок с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, исследовательских реакторов, реакторов для малой энергетики, управляемого термоядерного синтеза, вопросам регулирования ядерной и радиационной безопасности инновационных ядерных установок.

На пленарной сессии был рассмотрен вопрос об эффективной реализации отработавшего ядерного топлива за счет постепенного перехода к двухкомпонентной ядерной энергетической системе на базе тепловых и быстрых реакторов с замыканием ядерного топливного цикла. Было отмечено, что в рамках проекта «Прорыв» освоена технология изготовления смешанного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топливо), для которого в целом по миру был накоплен опыт испытаний около 150 твэлов. «В программе проекта «Прорыв» мы ушли за тысячу твэлов и в одной из сборок выгорание достигло 7,4%. Этот уровень вполне достаточен для того, чтобы начать эксплуатацию опытно-демонстрационного реактора в Северске. Мы рассчитываем, что на будущий год начнутся активные работы по его сооружению, а пока заканчивается строительство завода по производству СНУП-топлива на 14 тонн в год. Учитывая то, что мы несколько сдвинули время создания реактора, который будет потребителем этого топлива, мы имеем возможность помогать тем, кто так же, как и мы, предполагает развитие реакторов на быстрых нейтронах с поставкой этого, наиболее оптимального, плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах», – отметил научный руководитель проектного направления «Прорыв» Е.О. Адамов.

Научный руководитель НИОКР проектного направления «Прорыв» В.И. Рачков в своем докладе охарактеризовал основные цели и средства достижения технической и экологической безопасности, политической нейтральности, сырьевой устойчивости и конкурентоспособности новой технологической платформы в сравнении с органической энергетикой.

Главный конструктор проектного направления «Прорыв» В.В. Лемехов сообщил, что по результатам обоснования радиационной безопасности энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 подтверждены целевые показатели – исключение необходимости эвакуации и отселения населения за границей промплощадки при нарушениях нормальной эксплуатации реакторной установки с множественными отказами (например, обесточивание с несрабатыванием аварийной защиты, ввод полного запаса реактивности). Технические решения по оборудованию реакторной установки экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования, в том числе на стендах со свинцовым теплоносителем. Проведенные работы позволили перейти к испытаниям опытных образцов. Расчетное обоснование оборудования проведено с учетом влияния свинцового теплоносителя на свойства конструкционных материалов.

На шести профильных секциях рассмотрены актуальные научные и технические решения в области ядерного топлива, теплоносителей, новых материалов, технологий замкнутого топливного цикла, обращения с ОЯТ и РАО, технологической поддержки режима нераспространения ядерных оружейных материалов, интегральных расчетных кодов нового поколения и их применения для обоснования безопасности ядерных энергетических установок и топливного цикла.

В рамках конференции был проведен традиционный круглый стол на тему «Развитие мировой ядерной энергетики и вызовы современности». Его участники обсудили актуальные задачи, вытекающие из условий интеграции ядерной энергетики в мировую экономику, проблемы верификации современных программных средств, вопросы экологической грамотности населения и радиационного воздействия объектов использования атомной энергии на человека и биосферу в сравнении с другими источниками ионизирующих излучений.

Источник: rosatom.ru

Наверх
Обратная связь