Проекты МНТЦ

Проекты МНТЦ, выполнявшиеся под управлением НТЦ БЯТ

К-437 «Исследование физико-механических свойств облученных материалов РУ БН-350 для продления жизни легководных реакторов»

Нейтронно-физические и теплофизические расчеты для кандидатных бланкетных сборок для того, чтобы оценить, каким было аксиальное распределение температуры по высоте чехлов сборок во время их работы, а также аксиальные распределения скорости набора дозы (с.н.а./сек) и общего флюенса. Разделка чехлов бланкетных сборок и вырезку образцов из выбранных участков чехлов в горячих камерах МАЭК.

Упаковка и транспортировка образцов из Актау в НЯЦ (Алатау, Алматы).

Изучение закономерностей радиационного распухания и включает в себя профилометрию чехловых труб, подготовку образцов для гидростатического взвешивания и электронной микроскопии, а также проведение соответствующих исследований в лабораториях МАЭК и НЯЦ. Дополнительно, могут быть проведены Мессбауэровские исследования фазово-структурного состояния образцов сталей и масс-спектрометрическое определение в них содержания примесей, вводимых для повышения радиационной стойкости материалов.

Пятое задание направлено на исследование изменения характеристик прочности и пластичности сталей в результате реакторного облучения. В рамках этого задания, ТОО «МАЭК-Казатомпром» будет проводить «предварительные» механические испытания образцов при их одноосном нагружении, а НЯЦ РК «прецизионные» механические испытания на растяжение и изгиб. Кроме того, будут привлечены оптическая металлография и электронно-спектроскопические исследования. Шестое задание включает в себя определение содержания газообразных примесей в сталях и будет выполняться учеными Института Экспериментальной и Теоретической Физики.

Седьмое задание посвящено анализу результатов комплексного исследования материалов чехлов бланкетных сборок БН-350, с точки зрения предсказания поведения конструкционных материалов в условиях длительного облучения в легко-водных реакторах.

К-512, Стадия 1 «Очистка натриевого теплоносителя БН-350 от изотопов цезия»

Технической задачей данного проекта является разработка, изготовление и эксплуатация цезиевой ловушки на БН-350 для снижения концентрации цезия в натрии первого контура до разумного уровня. Ранее было показано, что концентрации цезия достигнутые на ИБР-II составляли около 110-2 µКи/г. Дополнительной целью является документирование результатов работы, для того чтобы этот опыт мог быть использован в будущем при снятии с эксплуатации других реакторов, использующих натрий в качестве теплоносителя.

К-512, Стадия 2 «Обращение с отработавшими ловушками цезия для последующего захоронения»

Выбор оптимального варианта обращения с отработавшими ловушками цезия реакторной установки БН-350.

К-513 «Разработка опытно-промышленной технологии переработки радиоактивных отходов в геоцементный камень и оборудования для её реализации»

The technical objective of this joint U.S. – Kazakhstan collaborative work is to create a concise plan meeting international standards of excellence to place the BN-350 reactor plant in safe-storage condition. The quality and content of the plan should be such that it will be successfully reviewed and credited by an international peer panel of experts. The intent of the plan is to provide a clear picture of the tasks required to place the BN-350 in SAFESTOR so that other international donors can make confident decisions as to where they can contribute in a meaningful way to support the plant’s decommissioning. In this regard, technical concepts must be developed in parallel for near-term key tasks for placing the plant in safe storage — tasks such as sodium draining and processing.

К-969 « Создание системы автоматизации УПН»

Отработка инженерных решений реализации автоматизированной системы управления и контроля технологических параметров установки переработки натриевого теплоносителя реактора БН-350, отладка алгоритмов управления и контроля, анализ аварийных ситуаций, обучение и тренаж операторов на основе применения средств имитации технологического процесса переработки натрия.

К-970 «Технический проект ГЦК и закупка части оборудования»

Создание опытно-промышленной технологии получения конечного продукта переработки радиоактивного теплоносителя реактора БН-350 в форме, удовлетворяющей требованиям нормативной документации Республики Казахстан к захоронению радиоактивных отходов.

Экспериментальная проверка технологической возможности переработки щелочи натрия в геоцементный камень с использованием имеющегося в Казахстане сырья. Характеризация доступного сырья, исследование его физико-механических свойства и химический состав, разработка рецептура оптимальной смеси компонентов.

Проектные работы по созданию установки получения геоцементного компаунда (УПГЦК).

К-1006 «Разработка система отходящих газов УПН», США, АНЛ-З — завершен»

К-1199 «Разработка альтернативных ГЦК технологий»

Целью и ожидаемым результатом данного проекта является определение наиболее подходящего варианта для обращения с гидроксидом натрия, производимого на установке по переработке натрия БН-350. Данное исследование должно подтверждать результаты, полученные при выполнении проекта МНТЦ ISTC K-970.

В дополнение к этой части проекта объем работ был расширен и в него были включены работы по проведению дополнительных экспериментов, как лабораторных, как и крупномасштабных (в 200 л бочках) для подтверждения границ отклонений технологических параметров с сохранением свойств геоцементного компаунда, определяющих его соответствие регуляторным требованиям РК.

К-1345 «Удаление остатков Na и NA-K из корпуса и петель реактора БН-350»

Удаление остатков натрия, находящегося внутри корпуса реактора БН-350 и в петлях первого/второго контуров, где он все еще остается после дренирования в виде луж в не дренируемых местах и в виде пленки, покрывающей поверхность внутренних компонентов внутриреакторного оборудования.

К-1583 «Обследование могильника горячей камеры реактора БН-350»

Цель проекта: Получение исходной информации о состоянии могильника и находящихся в нем радиоактивных отходов для разработки проекта по опорожнению могильника

K-2057  Кондиционирование и безопасное захоронение жидких радиоактивных отходов