RIC
Региональный информационный центр
научно-технологического сотрудничества с ЕС
 

Анкета научной организации

Институт атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан 
Тип организации  
Страна Казахстан 
Регион
Город Курчатов 
Координатор -,  - - -
Адрес Казахстан, -, 71100 Курчатов ул. Ленина, 6
Телефон +7-32251-23333 
Факс +7-32251-23858 
Email
web-страница http://www.nnc.kz/ru.html
Краткое описание научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в поддержку программы развития атомной энергетики в Республике Казахстан, проведение технико-экономического обоснования строительства атомных станций в конкретных регионах, безопасность атомной и термоядерной энергетики, космические ядерные энергетические установки, радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение 
Предложения вуза по участию в совместных с европейскими университетами исследованиях в рамках тематических приоритетов Седьмой рамочной программы научно-технологического развития ЕС
Евратом
Разработка и верифицикация компьютерного кода для описания возможных аварий в реакторе ИТЭР, вызванных нарушениями в системе охлаждения
Краткое описание проекта  Целью проекта является создание верифицированного компьютерного кода, описывающего различные аварийные ситуации в реакторе ИТЭР в условиях нарушения его системы охлаждения. В настоящем проекте предлагается разработать модель и экспериментально исследовать процесс локального перегрева макета первой стенки реактора ИТЭР в условиях частичной или полной потери теплоносителя. Затем предполагается расширить модель для описания сценария аварийного перегрева первой стенки реактора ИТЭР и провести анализ последствий таких аварий для самой установки и для окружающей среды.
Ожидаемые результаты  В результате выполнения проекта ожидается: • разработанная модель перегрева первой стенки реактора ИТЭР; • экспериментальные и расчетные данные по локальному перегреву макета первой стенки ИТЭР в зависимости от степени нарушения в системе теплосъема; • верифицированный компьютерный код, описывающий различные аварийные ситуации в реакторе ИТЭР в условиях нарушения системы охлаждения; • данные прогнозирования аварий, вызванных нарушениями в системе охлаждения первой стенки, их последствий в термоядерном реакторе ИТЭР. Экспериментальные и расчетные данные, полученные в результате выполнения проекта, могут быть применены при разработке и изготовлении первой стенки реактора ИТЭР. Они будут способствовать принятию технических мероприятий, чтобы исключить возможность аварий, связанных с нарушениями в системе охлаждения первой стенки, и/или разработать меры безопасности в случаях возникновения таких аварий. Параметры ИТЭР являются базовыми условиями для проведения модельных экспериментов с целью испытания основных конструкционных материалов термоядерных реакторов. Условиями ИТЭР, которые будут использованы в модельных экспериментах, являются вложение номинальной тепловой мощности 0,8 МВт/м2, чтобы моделировать суммарное тепловое воздействие плазмы (0,5 МВт/м2) и нейтронного облучения (0,3 МВт/м2), при температуре охлаждающей воды - 150°С и давлении около
Ключевые слова  Аварийные ситуации ИТЭР Первая стенка Плазма Охлаждение Перегрев Многослойная система
Список публикаций  
Дата последнего изменения проекта  28.08.2007
Фамилия, имя, отчество руководителя проекта  Уткелбаев Бекмухамед Джармухамедович
Занимая должность в организации  
Ученая степень, звание  
Подразделение/отдел, кафедра  
Адрес  Казахстан, -, 71100 Курчатов ул. Ленина, 6
Сайт   http://www.nnc.kz
E-mail  
Телефон  +7-32251-23125
Телефакс  +7-32251-23125
Cтраны партнеров по проекту  Австрия, Бельгия, Болгария, Великобритания, Венгрия, Германия, Греция, Дания, Испания, Италия, Нидерланды, Польша, Португалия, Румыния, Словакия, Финляндия, Франция, Чешская республика, Швеция
Типы проекта
  • Совместный исследовательский проект
 
Определение эффективности D-Li конвертера нейтронов
Краткое описание проекта  Целью проекта является определение эффективности генерации быстрых нейтронов при использовании D-Li конвертера в условиях облучения в тепловом реакторе. Для решения задач термоядерных реакторов различного рода в области ядерной физики, теплофизики, материаловедения необходимы источники быстрых нейтронов с энергией порядка 14 МэВ. Одним из перспективных способов получения быстрых нейронов является использование D-Li конвертера нейтронов. В рамках данного проекта планируется изготовить литиевые мишени, выполнить теплофизические расчеты с использованием кодов ANSYS и нейтронно-физические расчеты с использованием кодов MCNP для определения модели конвертера, провести их облучение в ядерных реакторах ИВГ.1М и ИГР (Казахстан) для измерения параметров конвертерных нейтронов.
Ожидаемые результаты  В результате выполнения проекта ожидается: модель D-Li конвертера, полученная в результате теплофизических и нейтронно-физических расчетов; экспериментальные и расчетные данные по конверсии нейтронов в исследовательских тепловых реакторах ИВГ.1М и ИГР; данные анализа эффективности D-Li конвертера нейтронов.
Ключевые слова  Нейтрон Конвертер Облучение Реактор Термоядерный D-Li ANSYS MCNP ИВГ.1М ИГР
Список публикаций  
Дата последнего изменения проекта  28.08.2007
Фамилия, имя, отчество руководителя проекта  Уткелбаев Бекмухамед Джармухамедович
Занимая должность в организации  
Ученая степень, звание  
Подразделение/отдел, кафедра  
Адрес  Казахстан, -, 71100 Курчатов ул. Ленина, 6
Сайт   http://www.nnc.kz
E-mail  
Телефон  +7-32251-23125
Телефакс  +7-32251-23125
Cтраны партнеров по проекту  Австрия, Бельгия, Болгария, Великобритания, Венгрия, Германия, Греция, Дания, Испания, Италия, Нидерланды, Польша, Португалия, Румыния, Словакия, Финляндия, Франция, Чешская республика, Швеция
Типы проекта
  • Совместный исследовательский проект
 
Изучение возможностей создания литиевого дивертора на основе капиллярной системы
Краткое описание проекта  Целью проекта является разработка продвинутых конструкций плазмообращенных систем на основе капиллярно-пористой системы (КПС). В рамках проекта планируется разработать и изготовить модель литиевого дивертора на основе КПС и испытать ее на токамаке, изучить закономерности взаимодействия плазма-поверхность, совместимость с жидким литием и выдать заключение о применимости капиллярно-пористых систем в качестве дивертора в реакторах ИТЭР и ДЕМО.
Ожидаемые результаты  В результате выполнения проекта ожидается:  модель литиевого дивертора на основе КПС;  экспериментальные закономерности взаимодействия плазмы с поверхностью КПС и ее совместимости с жидким литием;  заключение о возможности применения капиллярно-пористых систем в качестве дивертора в реакторах ИТЭР и ДЕМО.
Ключевые слова  Плазмообращенная система Капиллярно-пористая система Литиевый дивертор Токамак ИТЕР ДЕМО
Список публикаций  
Дата последнего изменения проекта  28.08.2007
Фамилия, имя, отчество руководителя проекта  Уткелбаев Бекмухамед Джармухамедович
Занимая должность в организации  
Ученая степень, звание  
Подразделение/отдел, кафедра  
Адрес  Казахстан, -, 71100 Курчатов ул. Ленина, 6
Сайт   http://www.nnc.kz
E-mail  
Телефон  +7-32251-23125
Телефакс  +7-32251-23125
Cтраны партнеров по проекту  Австрия, Аргентина, Бельгия, Болгария, Великобритания, Венгрия, Германия, Греция, Дания, Испания, Италия, Нидерланды, Польша, Португалия, Румыния, Словакия, Финляндия, Франция, Чешская республика, Швеция
Типы проекта
  • Совместный исследовательский проект
 
Изучение поведения конструкционных материалов термоядерный реактор (ТЯР) в среде изотопов водорода при одновременном воздействии тепловых и нейтронных нагружений
Краткое описание проекта  Целью проекта является определение коэффициентов диффузии и проницаемости водорода при реакторном облучении материалов защиты первой стенки и дивертора ТЯР, чтобы прогнозировать их поведение в условиях термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО. В рамках проекта планируется определить эффективные коэффициенты диффузии водорода и измерить его проницаемость на образцах сталей типа SS ITER GR, F82H, MANET, ванадиевых сплавов типа V4Ti4Cr и V10Ti5Cr в процессе их облучения в исследовательском реакторе ИВГ.1М (г. Курчатов, бывший Семипалатинский испытательный ядерный полигон), и, на основе полученных экспериментальных данных, оценить поведение водорода в конструкционных материалах в условиях термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО.
Ожидаемые результаты  В результате выполнения проекта будут получены следующие данные: • эффективные коэффициенты диффузии водорода и проницаемости в процессе реакторного облучения с учетом влияния фазовых переходов; • экспериментальные данные по изотопному эффекту; • данные оценки поведения водорода в конструкционных материалах в условиях термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО.
Ключевые слова  Реакторное облучение Первая стенка Дивертор Термоядерный реактор ИТЕР ДЕМО Водород
Список публикаций  
Дата последнего изменения проекта  28.08.2007
Фамилия, имя, отчество руководителя проекта  Уткелбаев Бекмухамед Джармухамедович
Занимая должность в организации  
Ученая степень, звание  
Подразделение/отдел, кафедра  
Адрес  Казахстан, -, 71100 Курчатов ул. Ленина, 6
Сайт   http://www.nnc.kz
E-mail  
Телефон  +7-32251-23125
Телефакс  +7-32251-23125
Cтраны партнеров по проекту  Австрия, Бельгия, Болгария, Великобритания, Венгрия, Германия, Греция, Дания, Испания, Италия, Нидерланды, Польша, Португалия, Румыния, Словакия, Финляндия, Франция, Чешская республика, Швеция
Типы проекта
  • Совместный исследовательский проект
 
Создание условий для широкого международного использования казахстанского токамака материаловедческого (КТМ) для проведения испытаний материалов будущих термоядерных реакторов
Краткое описание проекта  Целью проекта является создание условий для широкого международного использования казахстанского токамака материаловедческого (КТМ) для проведения испытаний плазмоконтактирующих материалов и узлов будущих термоядерных реакторов с использованием универсального диверторного узла. В проекте предлагается включить казахстанский токамак КТМ для материаловедческих исследований как часть международной инфраструктуры европейского сообщества в области термоядерных исследований. В рамках проекта планируется разработать, изготовить и установить на токамаке КТМ универсальный диверторный узел с разнообразными современными системами контроля параметров воздействия высокотемпературной плазмы на испытуемые материалы. На КТМ можно создать потоковую нагрузку на диверторный узел в диапазоне 2-20 МВт/м2 в течение 5 с.
Ожидаемые результаты  В результате выполнения проекта будут созданы условия для проведения разнообразных испытаний плазмоконтактирующих материалов и узлов реакторов ИТЭР, ДЕМО и др. на токамаке КТМ с использованием универсального диверторного узла. Интеграция казахстанского токамака КТМ с европейскими научными центрами позволит расширить возможности международной инфраструктуры по термоядерным исследования.
Ключевые слова  КТМ Плазма Материалы Термоядерные реакторы Дивертор Казахстанский Токамак ИТЭР ДЕМО
Список публикаций  
Дата последнего изменения проекта  28.08.2007
Фамилия, имя, отчество руководителя проекта  Уткелбаев Бекмухамед Джармухамедович
Занимая должность в организации  
Ученая степень, звание  
Подразделение/отдел, кафедра  
Адрес  Казахстан, -, 71100 Курчатов ул. Ленина, 6
Сайт   http://www.nnc.kz
E-mail  
Телефон  +7-32251-23125
Телефакс  +7-32251-23125
Cтраны партнеров по проекту  Австрия, Бельгия, Болгария, Великобритания, Венгрия, Германия, Греция, Дания, Испания, Италия, Нидерланды, Польша, Португалия, Румыния, Словакия, Украина, Финляндия, Франция, Чешская республика, Швеция
Типы проекта
  • Совместный исследовательский проект
 
Основные научные направления организации в рамках тематических приоритетов
Участие в программах ЕС, ИНТАС и других. Поданные и поддержанные проекты