Лаборатория проблем безопасности атомной энергии создана в 1994

Статус лаборатории

  • Лаборатория является базовой лабораторией Комитета по атомной энергетике Министерства энергетики и минеральных ресурсов РК
  • Лаборатория в своей деятельности руководствуется Положением, утвержденным Директором ДГП ИЯФ и Председателем комитета по атомной энергетике

Направления исследований

  • экспериментально-теоретические исследования в области физики, техники и безопасности реакторов
  • анализ существующих, разработка проектов новых норм, правил, рекомендаций в области ядерной и радиационной безопасности
  • проведение экспертизы образцов и проб ядерных материалов
  • проведение внутриреакторных исследований с применением петлевой реакторной установки
  • применение ядерных методов в промышленности и медицине

Основные научные достижения

  • Разработаны принципы построения пассивной системы безопасности транспортной ЯЭУ, основанной на деформации спектра нейтронов при попадании установки в водородосодержащую среду
  • Разработана и экспериментально обоснована на критическом стенде программа возобновления эксплуатации исследовательского реактора ВВР-К
  • Показана возможность применения одного из горизонтальных каналов реактора ВВР-К для решения задач нейтронно-захватной терапии злокачественных опухолей
  • Подготовлен проект нормативной документации в области безопасности обращения с радиоактивным натрием

Персонал лаборатории

  • В лаборатории имеются высококвалифицированные специалисты в области экспериментальной реакторной физики, ядерной электроники, программирования, имеющие большой опыт работы на реакторных установках различного класса
  • Сотрудники лаборатории, в большинстве, прошли тренинг в национальных лабораториях США в областях:
    • учета и контроля ядерных материалов;
    • неразрушающего анализа ядерных материалов;
    • пользования компьютерными кодами в обоснование безопасности объектов атомной энергии;
    • вопросов снятия с эксплуатации реакторных установок
  • Квалификация сотрудников повышается участием в конференциях, семинарах и рабочих совещаниях, в том числе проводимых по инициативе МАГАТЭ и КАЭ

Экспериментальная база лаборатории

  • Универсальный критический стенд
  • Установки неразрушающего анализа уран-плутониевых образцов
  • Библиотека компьютерных реакторных кодов
  • Комплекс радиометрических установок
  • Универсальная петлевая установка для проведения длительных внутриреакторных исследований

Технические параметры критического стенда

Основные параметры пучков ускоренных ионов
1 Максимальная мощность 100 Вт
2 Топливная композиция UAl4
3 Обогащение топлива по изотопу 235U 36%
4 Состав и размеры активной зоны:
Вариант А число ТВС типа ВВР-Ц, до —
высота —
максимальный диаметр —
70 шт.
600 мм
1200 мм
Вариант Б число ТВС типа ВВР-КМ, до —
высота —
максимальный диаметр —
45 шт.
1200 мм
1200 мм
5 Режим работы Регулируемый
6 Диаметр экспериментальных каналов:
центральный канал —
периферийные каналы —
65, 96, 140, 380 мм
65, 96, 140 мм
7 Плотность потока тепловых нейтронов в экспериментальных каналах:
центральный канал —
периферийные каналы —
5·108 см-2·с-1
108 см-2·с-1

Участие в выполнении договоров и международных контрактов

  • Договора с Комитетом по атомной энергетике, Казатомпромом и Центром безопасности ядерных технологий
  • Проект МНТЦ (К-12) «Возобновление эксплуатации реактора ВВР-К и его использование в научных целях»
  • Проект МНТЦ (К-578) «Радиационные испытания литиевой керамики для бланкета термоядерного реактора»

Научные интересы

  • Экспериментальная реакторная физика
  • Вопросы снижения обогащения топлива исследовательских реакторов
  • Применение ядерных методов в медицине

Научные публикации

  • Аринкин Ф.М., и др. О возможности локального регулирования профиля и величины энерговыделения петлевых каналов.- «Атомная энергия», т.46, вып.5, 1977.
  • Аринкин Ф.М., и др. Реакторные испытания системы регулирования параметров петлевых каналов.- «Атомная энергия», т.45, вып.5, 1978.
  • Аринкин и др. О реконструкции реактора ВВР-К.- «Известия АН КазССР», сер.физ.-мат., 6, 1983.
  • Аринкин и др. Расчет энерговыделения в твэлах петлевых каналов методом Монте-Карло.- «Атомная энергия», т.53, вып.6, 1982.
  • Arinkin F.M. et al. The studies in the Substantion of the Nuclear Safety Conception of NPS for Manned Missions.- Proced. 9th Symposium ‘Space Nuclear Power Systems’, Albuquerque, NM, USA, 1992.
  • Аринкин и др. Обеспечение условий достаточной безопасности космической ЯЭУ с термоэмиссионным реактором-преобразователем на всех стадиях ее жизненного цикла.- Труды ракетно-космической корпорации «Энергия», «Ракетно-космическая техника», серия XII, вып.3-4, часть 1, 1995.
  • Arinkin F.M. Inquiry of Questions to Provide Safety for Transport Nuclear Power Systems.- Proced. ICNC’95, Albuquerque, NM, USA, 1995.
  • Аринкин Ф.М. и др. Изучение реакции систем, важных для безопасности реактора и активной зоны, на сейсмические воздействия.- Сборник трудов А.о.ИАЭ НЯЦ РК «Возобновление эксплуатации реактора ВВР-К», Алматы, 1998.
  • Аринкин Ф.М. и др. Реакторные комплексы ИГР, Байкал I, ВВР-К и перспективы развития на их базе фундаментальных исследований.- Препринт НЯЦ РК, 00-12, 2000.

Заведующий лабораторией Аринкин Федор Михайлович