Лаборатория проблем безопасности атомной энергии (создана в 1994г.)
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
| 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
