ВІДДІЛ ДОСЛІДНИЦЬКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Відділ дослідницького ядерного реактора створений 3 жовтня 2000 р. на базі відділу проблем зняття з експлуатації ядерних установок та дослідницького ядерного реактора, який на той час був окремою структурною одиницею. Керує відділом чл.-кор. НАН України, д.ф.-м.н. Василь Іванович Слісенко.
В. І. Слісенко |
У відділі працюють 2 доктори і 6 кандидатів наук. У структуру відділу входять лабораторія нейтронної фізики та дослідницький ядерний реактор ВВР-М.
Основним завданням відділу є науковий та науково-технічний супровід безпечної експлуатації ядерного реактора; дослідження низькоенергетичних збуджень конденсованого стану речовини за допомогою спектроскопії повільних нейтронів, а саме:
коливання атомів і молекул, дифузія атомів і молекул, ефекти кристалічного електричного поля в сполуках рідкоземельних елементів тощо; дослідження ядер, що діляться, за допомогою спектрометрії множинності;
розробка радіаційних технологій, зокрема отримання радіоактивних ізотопів; розробка методів визначення вмісту радіоактивних речовин, що діляться.
|
Зліва направо: С. І. Азаров (д.ф.-м.н.), О. А. Василькевич (к.ф.-м.н.), |
У відділі виконуються наукові дослідження та розробляються технічні заходи щодо вдосконалення діючих та введення в експлуатацію нових систем, важливих для безпечної експлуатації. Зокрема, за участю працівників відділу розроблено проект та введено в експлуатацію нову систему управління та захисту (СУЗ) реактора, в якій використано сучасні ідеї створення апаратури управління і реєстрації параметрів реактора на базі сучасної елементної бази. У рамках проекту заміни СУЗ замінено всю апаратуру контролю параметрів реактора, апаратуру управління електродвигунами насосів 1-го і 2-го контурів, електродвигунів спецвентиляторів та всі силові і контрольні електрокабелі, ізоляція яких не поширює горіння. У відділі було розроблено та узгоджено в Державній інспекції ядерного регулювання України проект модернізації системи поводження з відпрацьованим ядерним паливом. Реалізація проекту здійснена за технічним наглядом працівників відділу спеціалізованою будівельно-монтажною організацією. У рамках цього проекту створено додаткове сховище відпрацьованого ядерного палива, що дало можливість привести систему зберігання відпрацьованого ядерного палива до вимог сучасних правил ядерної безпеки: при виході з ладу проектного сховища (побудоване в 1959 р.) відпрацьовані паливні елементи можуть бути розміщені в новому сховищі. Нове сховище дає змогу використати сучасну технологію завантаження відпрацьованих паливних збірок у контейнери для відправлення їх за межі інституту. Реалізація цих проектів дала можливість привести системи, важливі для безпеки, у відповідність до вимог сучасних правил ядерної безпеки.
У 2004 р. Міністерство енергетики та Національна адміністрація з ядерної безпеки США виступили з ініціативою щодо зменшення ризику викрадення та незаконного використання ядерних і радіоактивних матеріалів, а також забезпечення їхнього надійного зберігання (міжнародна програма «Глобальна ініціатива із зменшення загрози»). До цієї програми долучилася й Україна. Відповідно до програми у відділі було здійснено модернізацію сховища відпрацьованого ядерного палива і шляхів транспортування високоактивного палива з урахуванням можливостей оперативної та якісної дезактивації на випадок виникнення аварійної ситуації. Було встановлено додаткову систему відеоспостереження, цифрового запису та зберігання інформації, додаткову систему фізичного захисту і автоматизованої системи пожежної
сигналізації, а також додаткову систему радіаційного контролю і сигналізації щодо самопідтримуваної ланцюгової реакції, потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання, об’ємної активності бета-аерозолів, забруднення радіонуклідами інструментів, спецодягу, персоналу тощо.
12 лютого 1985 р. 25 років від дня фізичного пуску реактора |
Після проходження всіх необхідних процедур і в присутності міжнародних експертів високоактивне високозбагачене відпрацьоване ядерне паливо було підготовлено до відправлення й вивезено з території України. Натомість на це одержано низькозбагачене ядерне паливо. Для конверсії реактора на низькозбагачене ядерне паливо було виконано розрахунки нейтронно-фізичних та теплогідравлічних характеристик рівноважної активної зони реактора з низькозбагаченим паливом і проведено аналіз безпеки реактора в різних умовах, включаючи запроектну аварію з розплавленням активної зони. Отримані результати гарантують безпечну роботу реактора. Завдяки оптимізації компоновки активної зони забезпечується висока ефективність використання реактора з низькозбагаченим ядерним паливом при виконанні вимог, установлених в експлуатаційних межах і критеріях безпеки.
За розробленими працівниками відділу технічними завданнями спеціалізованими організаціями Києва проведено розрахунки міцності (з урахуванням сейсмічності) корпусу (бака) реактора, трубопроводів і обладнання 1-го контуру, обладнання систем аварійного охолодження реактора, в яких показано можливість їхнього використання в подальшому.
Персоналом відділу проведено роботи щодо обґрунтування безпеки експлуатації реактора. На підставі того, що більшість важливих для експлуатації систем реактора модернізовано чи замінено новими з використанням позитивних результатів розрахунків міцності систем, що працюють без заміни з 1960 р., розроблено новий варіант технічного обґрунтування безпеки експлуатації реактора, в якому показано можливість експлуатації реактора до 2023 р.
У відділі обґрунтовано, експериментально підтверджено та реалізовано можливість виробництва в новій активній зоні реактора 99Mo для отримання 99mTc, важливого для застосування в ядерній медицині. Досвід і технологічні розробки з одержання радіонуклідів, а також виготовлення з них зразків дали змогу створити технології дослідно-промислового виробництва радіонуклідної продукції для потреб практики. Зокрема, це закриті джерела випромінювання як загальнотехнічного, так і медичного призначення, а також препарати для різних сфер використання, у тому числі й радіофармпрепарати для медицини. Насамперед розчин Na99mTcO4 потрібної активності у стерильних завальцьованих флаконах пройшов доклінічні дослідження на тваринах в Інституті онкології АМН України.
12 лютого 2010 р. 50 років від дня фізичного пуску реактора |
Результати досліджень показали відповідність характеристик препарату вимогам нормативних документів до лікувальних препаратів. Створена в інституті стаціонарна технологічна лінія з виробництва стерильного розчину Na99mTcO4 може забезпечити готовим радіофармпрепаратом медичні установи (клініки) Києва та прилеглих регіонів.
|
Візит президента НАН України академіка Б. Є. Патона |
У відділі розроблено низку ефективних нейтронних методів дослідження конденсованого стану речовини в широкому діапазоні від іонних, молекулярних і міцелярних водних розчинів до гелів та твердих сполук. Методами нейтронної спектроскопії було визначено характеристики молекулярно-динамічного стану низки розчинів простих і складних органічних сполук; створені методи дослідження молекулярно-динамічного стану речовин у міцелярному стані. Це дає змогу на основі кількісних характеристик молекулярно-динамічного стану встановлювати специфічні особливості перебігу процесів на мікрорівні: міцелоутворення, агрегативної і седиментаційної стійкості дисперсних систем, гелеутворення, комплексоутворення тощо. Це новий напрямок у фізико-хімії дисперсних систем, який грунтується на дослідженнях впливу наночастинок різної природи на молекулярно-динамічний стан середовища.
|
Академіки НАН України І. М. Вишневський, А. Г. Наумовець, генеральний директор НВП «Радій» О. А. Сіора, президент НАЕК «Енергоатом» Ю. О. Недашковський, акад. НАН України Л. А. Булавін під час уведення в експлуатацію новітньої системи управління і захисту дослідницького ядерного реактора |
У відділі створено і функціонує спектрометр для вимірювання нейтронних перерізів, дослідження взаємодії нейтронів з речовиною і розв’язування прикладних задач. В основі його роботи лежить метод спектрометрії множинності випромінювання, тобто спектрометрії кількості частинок, що утворюються в процесах випромінювання. Поєднання методу спектрометрії множинності із спектрометрією енергії і часу досліджуваних реакцій дає змогу одночасно реєструвати акти різних процесів, що відбуваються в досліджуваних зразках і виділення ймовірності кожного із них, визначати абсолютні значення кількості актів досліджуваних процесів унаслідок високої ефективності їхньої реєстрації, досліджувати рідкісні процеси завдяки низькому рівню фону внаслідок можливості введення подій з високою множинністю при одночасній відносно великій ефективності їхньої реєстрації. За допомогою даного спектрометра проведені різноманітні нейтронні дослідження – розроблена методика і проведені вимірювання перерізів радіоактивних ядер, розроблена методика аналізу кількості ядер, що діляться.
Список найбільш важливих публікацій відділу.