МОЛОДЁЖЬ НА ПЕРЕДНЕМ КРАЕ НАУКИ VI РОССИЙСКАЯ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ МОЛОДЫХ СПЕЦИАЛИСТОВ "ИННОВАЦИИ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ" Текст научной статьи по специальности «Энергетика и рациональное природопользование»

УДК 621.039

Молодёжь на переднем крае

науки

VI Российская научно-техническая конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике»

Андрей КАПЛИЕНКО Борис ГАБАРАЕВ

В Москве 1-3 октября 2019 г. состоялась VI Российская научно-техническая конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», организованная АО «Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля» при поддержке Госкорпорации «Росатом». Эти конференции проводятся регулярно раз в два года, но VI конференция примечательна тем, что она пришлась на знаковый для института год: 27 октября исполнилось 120 лет со дня рождения Николая Антоновича Доллежаля, ставшего в 1952 г. основателем НИКИЭТ (ранее НИИ-8) и руководившего им на протяжении 34 лет.

Выдающийся ученый-конструктор Н. А. Доллежаль внёс неоценимый вклад в создание ядерного оборонного щита и атомной промышленности СССР.

В далеко не полный перечень установок, разработанных под его руководством коллективами «Гидросектора» (НИИхиммаш) и НИИ-8 (впоследствии НИКИЭТ) в тесной кооперации с другими институтами и предприятиями, входят:

КАПЛИЕНКО Андрей Владимирович - доктор технических наук, генеральный директор АО «НИКИЭТ». E-mail: avkaplienko@yandex.ru

ГАБАРАЕВ Борис Арсентьевич - доктор технических наук, проф. НИУ МФИ, Заслуженный энергетик РФ, главный научный сотрудник АО «НИКИЭТ». E-mail: boris-gabaraev@yandex.ru

Ключевые слова: реакторы на быстрых нейтронах, коррозионное поведение конструкционных материалов.

110

ОБОЗРЕВАТЕЛЬ-OBSERVER

2/2020

- первый советский промышленный реактор «А», на котором нарабатывали плутоний для первой советской атомной бомбы;

- промышленный реактор «АИ», продукция которого позволила нашей стране первой продемонстрировать мощь термоядерного взрыва;

- реактор первой в мире опытно-промышленной АЭС, разработка которой была инициирована И. В. Курчатовым и поддержана Н. А. Доллежалем ещё в 1949 г., вскоре после первого испытания отечественной атомной бомбы;

- ядерная энергетическая установка для первой советской атомной подводной лодки;

- ядерная энергетическая установка В-5 для первой в мире подводной лодки с корпусом из титановых сплавов, до сих пор остающейся мировым рекордсменом по скорости подводного хода;

- уран-графитовые канальные реакторы РБМК-1000 и РБМК-1500 (надолго остававшиеся самыми мощными в мире) мощностью 1000 и 1500 МВт, ставшие одной из двух основных опор ядерной энергетики СССР;

- исследовательский импульсный реактор ИГР для программы создания ядерных ракетных двигателей, который по величине интегрального потока за импульс почти в 20 раз превосходил сходный (но только по назначению) американский реактор TREAT при тех же габаритах и существенно меньшей загрузке урана;

- исследовательский реактор СМ-2 для проведения глубоких физических исследований и получения трансурановых элементов, ставший для своего времени мировым рекордсменом по нейтронному потоку (до 5-1015 1/см2с);

- импульсный реактор периодического действия ИБР-2 с механическим регулятором реактивности, способным вращаться со скоростью до 3000 об/мин;

- исследовательский реактор ИВГ.1 - по существу, наземный прототип реактора для ядерного ракетного двигателя.

Всю свою долгую жизнь Н. А. Доллежаль руководствовался прочитанными им в юности словами рус-

ского поэта В.Я. Брюсова: «Если можешь, иди впереди века, если не можешь, иди с веком, но никогда не будь позади века».

Практически все установки, спроектированные главным конструктором Н. А. Доллежалем, характеризуются эпитетами «первый» (в мире или СССР), «самый мощный» и т. п. Многие из них по уровню прорыва в будущее до сих пор остаются ещё не покорённой высотой в российском и мировом реак-торостроении.

Родина высоко оценила заслуги Н. А. Доллежаля: он дважды Герой Социалистического Труда, лауреат Ленинской и пяти Государственных премий, действительный член АН СССР и РАН, награждён шестью орденами Ленина, орденом «За заслуги перед Отечеством» 2-й степени и другими государственными наградами.

Именем академика Н. А. Доллежаля названы созданный им «Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники» (НИКИЭТ), улица в Подольске и площадь в Москве. На этой площади 30 октября 2019 г. в торжественной обстановке состоялось открытие памятника, увековечившего имя выдающегося учёного-конструктора.

Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) унаследовал от своего «родителя» способность к саморазвитию и даже через 20 лет после ухода Н. А. Доллежаля устойчиво сохраняет лидерские позиции в разработках инновационных ядерных энерготехнологий. Для сохранения и укрепления научно-технического потенциала НИКИЭТ регулярно проводит различные научно-технические мероприятия, в том числе и российскую научно-техническую конференцию моло-

дых специалистов «Инновации в атомной энергетике».

В работе конференции участвовали более 200 молодых специалистов, аспирантов и студентов из 35 предприятий и 13 российских вузов. Всего на обсуждение участников конференции было представлено 140 докладов.

По три доклада и более представили:

- Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (НИЦ «КИ») - 21 доклад;

- АО «НИКИЭТ» - 16 докладов;

- Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» (ФБУ «НТЦ ЯРБ») - 9 докладов;

- Национальный исследовательский ядерный университет «Московский инженерно-физический институт» (НИЯУ МИФИ) - 6 докладов;

- Национальный исследовательский университет «Московский энергетический институт» (НИУ МЭИ) - 6 докладов;

- АО «Концерн Росэнергоатом» - 4 доклада;

- АО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И. И. Африкантова» (АО «ОКБМ Африкантов») - 4 доклада;

- Томский политехнический университет (ТПУ) - 4 доклада;

- Российский федеральный ядерный центр -Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (ФГУП «РФЯЦ -ВНИИЭФ) - 3 доклада;

- АО «Институт реакторных материалов» (АО «ИПМ») - 3 доклада;

- Московский государственный технический университет им. Н. Э. Баумана (МГТУ им. Н. Э. Баумана) - 3 доклада;

- ОАО «Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И. И. Ползунова» (ОАО «НПО ЦКТИ») - 3 доклада.

В число упомянутых выше 35 предприятий вошли организации из Госкорпорации «Росатом», Госкорпорации «Роскосмос», Российской академии наук и Ростехнадзора, а также НИЦ «Курчатовский институт».

География конференции также выглядит достаточно представительно.

Участники конференции приехали из 16 городов России (Нижний Новгород, Новосибирск, Томск, Екатеринбург, Иваново, Вологда, Обнинск), а также из моногородов (Саров, Северодвинск, Озерск, Заречный, Курчатов, Удомля, Нововоро-неж), в том числе из Москвы и Санкт-Петербурга.

Первоначально участники конференции заявили 160 докладов, однако 20 из них были отклонены на стадии предварительного рассмотрения рабочей группой Программного комитета из-за их несоответствия тематике конференции или отсутствия разрешительных документов. Оставшиеся 140 докладов были распределены по семи тематическим направлениям (секциям):

- энергетические реакторы большой и средней мощности (конструкция, топливо, теплоноситель);

- энергетические реакторы большой и средней мощности (конструкционные и иные материалы, опыт эксплуатации, повышение безопасности);

- энергетические реакторы малой мощности;

- исследовательские реакторы;

- термоядерные установки;

- расчётно-экспериментальное обоснование инновационных проектов и безопасной эксплуатации действующих установок;

- цифровизация, нормативы, аддитивные технологии, обращение с РАО.

Из этих 140 докладов девять были обсуждены на пленарной сессии, 120 рассмотрены на секционных заседаниях, 11 вынесены на стендовую сессию.

112

0Б0ЗРЕВАТЕЛЬ-0BSERVER

2/2020

Кроме того, в рамках наставнической программы конференции научный руководитель АО «НИКИЭТ» профессор Е. О. Адамов прочитал для молодых коллег лекцию «Энергетика мира, современная и возможная роль ядерной энергетики в обеспечении устойчивого развития», а главный научный сотрудник ФБУ «НТЦ ЯРБ» профессор Б. Г. Гордон провёл семинар для аспирантов и соискателей «Рекомендации к защите диссертации».

Для участников конференции был показан видеофильм «Николай Антонович Доллежаль. Золотой век» о первом директоре АО «НИКИЭТ» академике Н. А. Доллежале и проведена экскурсия в его мемориальном кабинете.

Рассмотрение совокупности докладов, представленных на конференции, позволило выделить несколько приоритетных тем:

- энергетические реакторы на быстрых нейтронах (БРЕСТ-ОД-300, БР-1200, БН);

- реакторы действующих энергоблоков (ВВЭР, РБМК, БН-600);

- энергетические реакторы для атомных станций малой мощности (АСММ);

- исследовательские реакторы;

- международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР;

- разработка и верификация расчетных моделей.

Энергетические реакторы на быстрых реакторах (БРЕСТ, БР-1200, БН). Интерес к этим реакторам вызван тем, что именно с ними во многих странах связывают успешное развитие ядерной энергетики. Как известно, в реакторах на быстрых нейтронах в процесс энергетического использования вовлекается изотоп урана и-238, а его содержание в природном уране более чем в 100 раз

превышает содержание и-235, являющегося топливом для доминирующих сейчас ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Ещё одно преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они позволяют осуществить переход к замкнутому ядерному топливному циклу, в котором многократно снижается удельное количество долгоживущих радиоактивных отходов и становится возможным радиационно-эквива-лентное захоронение радиоактивных отходов без нарушения природного радиационного баланса Земли.

Во всех докладах по реактору БРЕСТ-ОД-300 представлена информация о:

- реализации системы контроля и поддержания качества теплоносителя;

- расчётном анализе аварий в реакторной установке типа БРЕСТ с образованием твёрдой фазы в свинцовом теплоносителе при газотурбинном цикле преобразования энергии;

- расчётном исследовании тепло-гидравлических процессов в парогенераторе и контуре циркуляции теплоносителя реакторной установки БРЕСТ-ОД-300.

Доклады по реактору БР-1200 посвящены:

- оптимизации технических решений реакторного блока реакторной установки БР-1200;

- оценке прочности, деформаций и колебаний конструкций здания реакторной установки БР-1200 при ударе самолёта и поиску альтернативных вариантов механической защиты;

- оптимизации частичных перегрузок в активной зоне реакторной установки БР-1200.

Для к реакторов БН даны результаты комплексного анализа аварий перспективной реакторной установки БН, выполненного с применением интегрального кода нового поколения СОКРАТ-БН. В этой установке требование об исключении необходимости эвакуации и отселения населения за пределами площадки АЭС достигается за счёт развитых свойств внутренней самозащищенности и конструкторских решений, направленных на обеспечение безопасности.

Доклады конференции посвящены энергетическим реакторам на быстрых нейтронах, использующим в качестве теплоносителя жидкий свинец или натрий.

Стоит отметить, что отсутствуют доклады о реакторах, в которых предполагается использование жидкого свинцово-висмутового теплоносителя. Между тем китайские и южнокорейские разработчики ядерных реакторов много внимания уделяют свинцово-висмутовому эвтектическому расплаву.

Реакторы действующих энергоблоков (ВВЭР, РБМК, БН-600 и БН-800). Применительно к реакторам ВВЭР прочитаны доклады по:

- разработке и применению моделей для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР;

- разработке методики учёта влияния решёток-интенсификаторов теплоотдачи на величину критического теплового потока с использованием кода SC-INT при расчётах реакторов ВВЭР;

- внедрению системы мониторинга риска для энергоблока с реактором ВВЭР-1000;

- использованию ПС ASTEC для оценки последствий тяжёлых

аварий на энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000.

В докладах, посвящённых реакторам РБМК, рассмотрено;

- восстановление зазора между графитовой кладкой и металлоконструкцией схемы «КЖ» РУ РБМК-1000 с применением робото-технических комплексов;

- проведён анализ поведения графитовых блоков кладки РБМК-1000 под действием несимметричных полей нейтронного облучения при переходных процессах;

- приведены результаты разработки моделей для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с реакторами типа РБМК;

- представлены результаты функционального проектирования программно-технических комплексов реакторного и турбинного отделений 3-го энергоблока Смоленской АЭС.

Применительно к действующим реакторам с натриевым теплоносителем представлены доклады по:

- системе контроля перемещений металлоконструкций реактора БН-600 Белоярской АЭС;

- разработке модели для экспресс-оценки состояния энергоблока АЭС с реакторной установкой типа БН-800.

Энергетические реакторы для атомных станций малой мощности (АСММ). Успехи России в создании первого в мире плавучего энергоблока «Академик Ломоносов» усилили и без того большой интерес к АСММ со стороны многих стран (Россия, Китай, Канада, США, Индонезия, Филиппины и т. д.). Это вполне объяснимо, так как энергоснабжение с помощью АСММ перспективно для:

114

ОВОЗРЕВАТЕЛЬ-ОВвЕКУЕК

2/2020

- освоения Арктики;

- удалённых территорий и островов;

- энергообеспечения крупных промышленных и гражданских объектов, удалённых от дешёвых источников органического топлива.

В недалёком будущем АСММ могут также понадобиться для освоения Луны, Марса и других планет.

В докладах этого направления рассмотрены вопросы создания:

- АСММ с реакторной установкой «Шельф»;

- плавучей АЭС с реакторной установкой «РИТМ-200»;

- многоцелевых атомных энерготехнологических комплексов для производства электроэнергии, теплоснабжения и крупнотоннажного опреснения морской воды.

Два доклада посвящены ядерным реакторам малой мощности, предназначенным для использования в космосе.

Исследовательские реакторы. Реакторы этого типа востребованы как в странах, только приступающих к освоению ядерной энергии, так и в странах с развитой ядерной энергетикой.

В докладах данного направления помимо действующих реакторов СМ, ИВВ-2М, MARIA, ИР-8 и МИР, рассмотрены строящиеся реакторы МБИР и ПИК.

Применительно к действующим реакторам прочитаны доклады о результатах исследования опытных дисперсионных топливных композиций для обоснования работоспособности твэлов с малым вредным поглощением для реактора СМ, повышении надёжности охлаждения облучённых топливных сборок в

шахте-хранилище исследовательского реактора ИВВ-2М, тепловыделяющей сборке МР-2 реактора MARIA, моделировании трёхмерных гидравлических эффектов на примере ТВС ИРТ-3М реактора ИР-8 с помощью одномерного кода ATHLET и методической базе химического контроля состава теплоносителей контуров исследовательского реактора МИР.

Доклад по инновационному исследовательскому реактору МБИР содержит информацию о разработке, изготовлении и испытаниях исполнительных механизмов системы управления и защиты (СУЗ). Применительно к реактору ПИК представлены доклады по опыту продления срока службы внутриреакторного оборудования на примере экспериментальных каналов реактора, организации проходок для экспериментальных устройств в биологической защите реактора, устранению дефицитов безопасности реакторного комплекса при исходных событиях, связанных с разрушением привода шторок СУЗ.

Международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем. Россия является одним из ключевых участников этого глобального международного проекта.

В докладах данного направления представлена информация об:

- адаптации конструкторских решений полномасштабного макета панели первой стенки;

- анализе напряжённо-деформированного состояния и ударных ис-

пытаниях призматических накладок бланкета ИТЭР;

- экспериментальном обосновании работоспособности компонентов панели первой стенки;

- макете испытательного модуля бланкета с керамическим бри-дером и жидкометаллическим теплоносителем для стендовых испытаний.

Разработка и верификация расчётных моделей. Создание инновационных ядерных установок неразрывно связано с расчётным моделированием сложных процессов в этих установках как в условиях нормальной эксплуатации, так и в аварийных условиях.

Доклады данного направления содержат информацию о:

- численных моделях кода ЕВКЛИД/У2 для анализа аварий с разрушением активной зоны быстрых реакторов;

- модуле Логос-Тепло для расчёта теплообмена излучением в симметричных областях;

- моделях поведения топлива с выгорающими поглотителями в рамках топливного кода РТОП-СА;

- использовании ЗО-моделиро-вания при оптимизации радиационной защиты персонала.

Кроме того, были представлены доклады о СГО-моделировании эксперимента, проведённого на 25-стержневом пучке стержней с перемешивающими решётками;

- СГО-моделировании двухцеле-вого контейнера для облучённого (отработавшего) ядерного топлива.

При определении победителей конкурса учитывались тематика и содержание доклада, личный вклад докладчика, презентация доклада. Конкурс проводился раздельно для молодых специалистов из АО «НИКИЭТ» и участников из других организаций.

Научно-технические конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», регулярно проводимые АО «НИКИЭТ» при поддержке Госкорпорации «Росатом», широко признаны в качестве экспертной площадки для рассмотрения задач и предлагаемых решений по ключевым вопросам разработки инновационных проектов и технологий атомной энергетики, о чём свидетельствует статистика конференции и высокий уровень представленных докладов.

Примечательно, что предметом этих докладов стали не только вновь разрабатываемые реакторы, которые уже по определению должны быть инновационными, если они претендуют на свою нишу в атомной энергетике будущего. Во многих докладах показано, что инновации возможны и для действующих реакторов, например, применительно к их модернизации или выводу из эксплуатации.

Безусловно, интересным новшеством стали наставнические мероприятия конференции, которые явились для слушателей не только источником информации, но и ориентировали на размышления о дальнейшей судьбе атомной энергетики.

Семинар профессора Б. Г. Гордона «Рекомендации к защите диссертации» позволил слушателям задать себе вопрос: «А почему бы и нет?!»

116

ОБОЗРЕВАТЕЛЬ-ОШЕКУЕК

2/2020

С учётом возраста большинства участников конференции есть основания полагать, что помимо чисто научно-технического измерения конференция также характеризуется воспитательным моментом с учётом жизненного пути выдающегося учёного-конструктора Н. А. Доллежаля, который всегда шёл впереди века.

Статья поступила в редакцию 5 февраля 2020 г.

Пример оформления библиографических ссылок по стандартам транслитерации

Указ Президента РФ от 7 мая 2012 г. «О мерах по реализации внешнеполитического курса Российской Федерации» // URL: http://www.kremlin.ru/events/ president/news/15256

[Ukaz Prezidenta RF ot 7 maia 2012 g. «O merakh po realizatsii vneshne-politicheskogo kursa Rossiiskoi Federatsiv // URL: http://www.kremlin.ru/events/ president/ news / 15256]

Пономарева Е. Г., Рудов Г. А. «Цветные революции»: природа, символы, технологии // Обозреватель-Observer. 2012. № 3. С. 36-48.

[Ponomareva E.G., Rudov G.A. «Tsvetnye revoliutsii»: priroda, simvoly, tekh-nologii // Obozrevatel-Observer. 2012. № 3. С. 36-48]