Мероприятие 3.1.1 (2014-2015)

Согласно перечню выполняемых и планируемых к выполнению научно-исследовательских работ в 2014-2015 годах по пункту 1 «Обоснование модернизации реактора ИРТ-Т с целью увеличения плотности потока нейтронов в его экспериментальных каналах. Проведение расчетно-экспериментальных работ, связанных с оптимизацией активной зоны, обоснованием возможности создания дополнительных вертикальных каналов для облучения слитков кремния большого диаметра» выполнены следующие работы:

• Проведены работы по расчетно-экспериментальной оценке возможных конфигураций активной зоны реактора ИРТ-Т, с целью увеличения плотности потока нейтронов в экспериментальных каналах;
• Проведена оценка возможности создания дополнительных экспериментальных объемов большого диаметра

По пункту 2 «Оптимизация регламента работы реактора с целью повышения плотности потока нейтронов в его экспериментальных каналах. Проведение расчетно-экспериментальных работ, связанных с оценкой влияния движения органов регулирования и режима перегрузок топлива на плотность потока нейтронов» были выполнены следующие работы:

• Проведены работы по оценке возможности оптимизации регламента работы реактора с целью повышения плотности потока нейтронов в его экспериментальных каналах;
• Оценено влияние положения и регламента движения органов регулирования и защиты на формирование поля нейтронного потока в объеме активной зоны, бериллиевом отражателе и экспериментальных каналах;
• Проведен анализ возможного изменения регламента частичных стационарных перегрузок топливных тепловыделяющих сборок с целью оптимизации распределения плотности потока тепловых и быстрых нейтронов, энерговыделения в объеме активной зоны реактора ИРТ-Т и повышения эффективности топливоиспользования.

По пункту 3 «Теоретическое исследование возможности роста производства генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ». Проведение научно-исследовательских работ, связанных с установлением зависимости содержания и удельной активности материнского изотопа молибдена-98 от параметров облучения» были проведены следующие работы:

• Теоретически обоснована возможность увеличения объемов производства генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ»;
• Установлена аналитическая зависимость содержания и удельной активности материнского изотопа молибдена-98 от параметров облучения;
• Проведен комплекс мероприятий по совершенствованию технологий создания радиофармпрепаратов на основе технеция-99м;
• Заключен договор на выполнение НИОКР №23-14 от 01.12.2014 г. по теме: Разработка проекта лабораторного регламента на получение РФП на основе соединений ципрофлаксацина для совершенствования технологии создания радиофармпрепаратов на основе технеция-99м на базе реактора ИРТ-Т. Работы выполнены в полном объеме (акт №324 от 23.12.2014 г., платежное поручение №336700 от 29.12.2014 г.).

В рамках мероприятия по расширению международной кооперации УНУ ИРТ-Т с ведущими мировыми исследовательскими центрами, была проведена научно-исследовательская работа совместно с Институтом ядерной физики Комитета по атомной энергетики Министерства индустрии и новых технологий Республики Казахстан по теме: «Разработка метода формирования гель-среды для производства генераторов технеция-99м». Были проведены следующие работы:

• Разработка методики формирования гель-среды на основе (n, γ) 99Mo;
• Разработка альтернативных методов формирования генераторов на основе технеция-99м.

По результатам работ были опубликованы статьи в рецензируемых научных журналах:

• Feasibility Study of Using New Fuel Composition in IRT-T Research Reactor — Advanced Materials Research;
• Degradation of Beryllium Reflector Properties on the IRT-T Reactor — Advanced Materials Research;
• Formation of neutron fields for radiation technologies — Journal of Physics: Conference Series;
• NTD technology of silicon at the pool type research reactors — Advanced Materials Research;
• Formation of the irradiation zone for NTD at the pool type research reactors — Advanced Materials Research;
• Preparation Technique of Technetium-99m-Labeled Nanoparticles of Fe@C with Modified Surface — Advanced Materials Research;
• Концептуальные подходы при обращении с облученным перспективным ядерным топливом реакторных установок на тепловых нейтронах — Известия высших учебных заведений. Физика;
• Результаты численного моделирования работы реактора ИРТ-Т по программе WIMS-ANL — Известия высших учебных заведений. Физика;
• Получение меченных технецием-99m производных глюкозы — Известия высших учебных заведений. Физика;
• Разработка состава М-Р контраста на основе динатриевой соли Gd – ДТПА — Известия высших учебных заведений. Физика;
• Исследование радионуклидного и элементного состава отложений в трубопроводах и оборудовании при транспортировке нефти — Известия высших учебных заведений. Физика;
• Исследование распределения металлов-примесей между продуктами термообработки некоторых углей Кузнецкого бассейна с применением ИНАА — Известия высших учебных заведений. Физика;
• Изучение распределения металлов-примесей между продуктами обжига длиннопламенного угля в инертной и воздушной среде с применением ИНАА и методов термического анализа — Известия высших учебных заведений. Физика.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.1 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках выполнения п 1.2. Плана-графика исполнения обязательств, в первом этапе работ были проведены следующие мероприятия:

• Определена работоспособность существующих установок, расположенных в физическом зале реактора ИРТ-Т;
• Оптимизировано рабочее пространство в физическом зале реактора ИРТ-Т с учетом вновь разрабатываемых установок;
• Определен объем пространства для размещения вновь сооружаемых установок;
• Демонтаж неработоспособных установок, расположенных в физическом зале реактора ИРТ-Т;
• Подготовка площадок для размещения нового специализированного оборудования;
• Подведение инженерных коммуникаций к площадкам для размещения нового оборудования в физическом зале реактора ИРТ-Т.

По вопросам размещения вновь создаваемых комплексов, решением Научно-технического совета реактора ИРТ-Т от 30 декабря 2019 года, были утверждены следующие технические решения, составляющие проект размещения нового специализированного оборудования и подготовка площадки в физическом зале УНУ ИРТ-Т:

• Техническое решение № 18.13/87-19 от 18.12.2019 «О размещении экспериментального автоматизированного комплекса для легирования полупроводниковых материалов диаметром до 205 мм»;
• Техническое решение № 18.13/91-19 от 18.12.2019 «О размещении многофункционального комплекса облучения мишенных образцов на выведенных нейтронных пучках с управляемыми и заранее заданными свойствами энергетического спектра»;
• Техническое решение № 18.13/93-19 от 18.12.2019 «О размещении цифрового спектрометрического комплекса позитронной спектроскопии».

Создана расчетная модель существующего реактора ИРТ-Т с учетом неравномерности распределения выгорания топлива и отравления бериллиевых блоков, которая позволяет моделировать все прошедшие кампании реактора.

Исследован процесс отравления бериллиевых блоков, разработана схема оптимизации порядка замены отравленных блоков на свежие.

Проведены расчетно-экспериментальные работы, связанные с верификацией программы MCU и расчетной модели реактора ИРТ-Т.

Проведен расчет, анализ и уточнение характеристик активной зоны и экспериментальных каналов реактора.

Исследовано детальное распределение энерговыделения по объему активной зоны. Проведен анализ неравномерности этого распределения при различных вариантах загрузки топлива.

Обоснована возможность создания дополнительных вертикальных каналов для облучения.

Заключены договоры c Белгородским государственным национальным исследовательским университетом (НИУ «БелГУ») на выполнение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по теме: «Расчет нейтронных полей реактора ИРТ-Т НИ ТПУ с целью исследования влияния изменения регламента работы систем управления и компоновки активной зоны реактора ИРТ-Т на экспериментальные возможности облучательных каналов» и «Расчет нейтронных полей реактора ИРТ-Т НИ ТПУ с целью исследования влияния изменения режима перегрузок топлива ИРТ-Т на экспериментальные возможности облучательных каналов и эффективность топливоиспользования».

По результатам проведенных работ были опубликованы статьи в рецензируемых научных журналах:

• Degradation of Beryllium Reflector Properties on the IRT-T Reactor — Advanced Materials Research;
• Formation of neutron fields for radiation technologies — Journal of Physics: Conference Series;
• NTD technology of silicon at the pool type research reactors — Advanced Materials Research;
• Formation of the irradiation zone for NTD at the pool type research reactors — Advanced Materials Research;
• Результаты численного моделирования работы реактора ИРТ-Т по программе WIMS-ANL — Известия высших учебных заведений. Физика.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.3 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

4.1 Модернизация помещений комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ»

В рамках мероприятия «Модернизация помещений комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ» пункта 3 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Заключен договор №13114 с компанией «Архстройпроект», на выполнение проектной документации по объекту «Капитальный ремонт части помещений Томского политехнического университета для производства радиофармпрепаратов» для реализации мероприятий по пункту 3 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы». В результате работ получена проектно-сметная документация на общестроительные работы, технологическое оборудование, вентиляцию и электроосвещение для помещений лабораторий по производству стерильных лекарственных средств. Мероприятия по договору выполнены в полном объеме.
• Заключен договор на поставку расходных реактивов и материалов для обеспечения функционирования и безопасной эксплуатации УНУ ИРТ-Т в части разработки технологии получения медицинских изотопов. Материалы согласно Спецификации поставлены в полном объеме.
• Заключен договор на поставку «Комплекса оборудования для определения и контроля класса чистоты помещений и соответствия их требованиям стандарта GMP». Необходимость комплекса обусловлена введением в действия ГОСТа Р 52249-2009 GMP «Правила производства и контроля качества лекарственных средств» носящего рекомендательный характер и его дальнейшего введения в качестве документа, регламентирующего производство и контроль качества лекарственных средств производимых на территории РФ. В соответствие данному ГОСТу на предприятиях занятых в сфере производства лекарственных средств необходимо внедрения системы GMP. Данный регламентирующий документ устанавливает классы чистоты воздуха в различных операционных помещениях. Также документ устанавливает период и кратность мониторинга качества воздушных масс в помещениях того или иного класса чистоты. «Комплекс оборудования для определения класса чистоты помещений и соответствия их требованиям стандарта GMP» позволяет проводить мониторинг качества воздушных масс в полном соответствие с ГОСТ Р 52249-2009 GMP. Организация производства генераторов технеция-99м, согласно с ГОСТ Р 52249-2009 GMP, по безотходной технологии на уникальной научной установке исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т не представляется возможной без использования данного комплекса. Комплекс поставлен в полном объеме.
• Заключен договор на поставку расходных реактивов и материалов для обеспечения функционирования и безопасной эксплуатации УНУ ИРТ-Т в части совершенствования технологии создания РФП на основе технеция-99м. Материалы согласно Спецификации поставлены в полном объеме.
• Заключен договор на поставку «Комплекса оборудования для обеспечения функционирования и безлопастной эксплуатации уникальной научной установки «Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т» ТПУ в частности повышения контроля качества инновационной продукции технологии синтеза РФП и соответствия требованиям стандарта GMP». Потребность в комплексе обусловлена необходимостью проведения мероприятий по контролю качества готового, стерильного радиофармацевтического препарата медицинского назначения 99mТс, используемого для приготовления раствора для внутривенного введения из различных наборов реагентов. Прибор используется для количественного и качественного определения элементного состава элюата из генератора технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ». Комплекс позволяет заблаговременно выявить превышение количественного содержания различных элементов, которое может нести опасность для здоровья человека. Комплекс, своей высокой производительностью, способствует более оперативному определению количественных показателей неактивных примесей, содержащихся в пертехнетате, получаемом из генератора технеция-99м, что напрямую способствует увеличению количества выпускаемых генераторов технеция-99м марки «99mТс-ГТ-ТОМ». Анализ данных получаемых в результате проведения аналитических исследований позволяет, обеспечивать бесперебойную поставку высококачественных генераторов технеция-99м в медицинские учреждения РФ, получаемых по безотходной технологии 98Мо(n,y)99Мо на уникальной научной установке исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т. Комплекс поставлен в полном объеме.
• Создана лаборатория моделирования процессов в ядерном реакторе, которая занимается расчетным сопровождением эксплуатации реакторной установки, экспериментов и других ядерно-опасных работ (Приказ №109/од). Разработана проектно-сметная документация на ремонт помещений лаборатории.

4.2 Модернизация участка дезактивации слитков материалов

В рамках мероприятия «Модернизация участка дезактивации слитков материалов» пункта 4 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Разработана проектно-сметная документация для модернизации участка дезактивации материалов.
• Определен список необходимого лабораторного оборудования для дооснащения участка.
• Заключен договор на поставку комплекса оборудования для контроля качества технологических параметров инновационной продукции нейтронно-трансмутационного легирования кремния. Комплекс поставлен в полном объеме, проведены пуско-наладочные работы.
• Заключен договор на поставку комплекса оборудования для контроля качества технологических параметров инновационной продукции нейтронно-трансмутационного легирования кремния с целью модернизации участка дезактивации слитков кремния. Комплекс поставлен в полном объеме.
• Заключен договор на поставку вольтамперометрического анализатора. Анализатор поставлен в полном объеме.
• Закуплен пирометр DT-8862 для бесконтактного измерения температуры поверхности облученных слитков кремния, диапазон измеряемых температур от –50 до +650 °С

4.3 Модернизация системы аварийного слива воды

В рамках мероприятия «Модернизация системы аварийного слива воды» пункта 5 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Разрабатывается техническое решение на изготовление двух баков объемом 10 куб.метров из нержавеющей стали.
• Определено место размещения системы аварийного слива воды в физическом зале УНУ ИРТ-Т.
• Разрабатывается техническое решение модернизации насосов НДВ и НУН.
• Заключен договор на поставку, монтаж и ввод в эксплуатацию оборудования для очистки теплообменных аппаратов, используемых в системе аварийного слива воды первого контура. Оборудование поставлено в полном объеме.
• Произведена закупка необходимого материального обеспечения мероприятия, для выполнения модернизации системы аварийного слива воды. Материалы поставлены в полном объеме.

4.4 Ввод в эксплуатацию криогенной петли

В рамках мероприятия «Ввод в эксплуатацию криогенной петли» пункта 6 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Разработано техническое решение на расположение оборудования (криостат и азотная станция), для проведения комплекса испытаний и изучений свойств материалов при облучении нейтронами с сопутствующим гамма-излучением при температурах до 100 К.
• Проведены работы по модернизации и восстановлению экспериментального канала ГЭК-8, включающие замену шиберов и усиление биологической защиты канала, обеспечивающей выполнение требований НРБ-99/2009 для персонала категории А.

4.5 Создание лаборатории моделирования процессов в ядерном реакторе

В рамках мероприятия «Создание лаборатории моделирования процессов в ядерном реакторе» пункта 7 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Создана лаборатория моделирования процессов в ядерном реакторе, которая занимается расчетным сопровождением эксплуатации реакторной установки, экспериментов и других ядерно-опасных работ (Приказ №109/од).
• Разработана проектно-сметная документация на ремонт помещений лаборатории.
• Начаты работы по ремонту помещений лаборатории.
• Определен состав необходимых аппаратно-программных комплексов для проведения научно-исследовательских работ по оптимизации нейтронно-физических характеристик ядерно-энергетических установок.

4.6 Восстановление рабочих параметров ОЧГ-детектора

В рамках мероприятия «Восстановление рабочих параметров ОЧГ-детектора» пункта 8 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Получено заключение о техническом состоянии блока детектирования от 10.11.2014 г.
• Установлен перечень работ для восстановительного ремонта блока детектирования с заменой выработавших свой ресурс или вышедших из строя деталей и узлов, включая:
  1. замену печатной платы SR-5311394M;
  2. разборку криостата с заменой молекулярного поглотителя и очисткой внутренних поверхностей;
  3. демонтаж детектирующего элемента;
  4. ремонт детектирующего элемента по технологии производителя, устранение тока утечки;
  5. монтаж детектирующего элемента в криостате;
  6. сборку криостата с заменой уплотнений;
  7. откачку/дегазацию и тестирование на герметичность на гелиевом течеискателе;
  8. проверку герметичности вакуумного порта;
  9. стандартное тестирование детектора;
  10. полный тепловой цикл и повторное тестирование;
  11. поверку после ремонта;
  12. доставку отремонтированного оборудования Заказчику.
• Заключен договор на ремонт ОЧГ-детектора GC2018 заводской номер 08069177.
• Работы, необходимые для восстановления рабочих параметров ОЧГ-детектора, выполнены в полном объеме.

4.7 Замена каналов ВЭК и СУЗ

В рамках мероприятия «Замена каналов ВЭК и СУЗ» пункта 9 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Для замены канала СУЗ (канала аварийного электропитания) заключен договор на поставку 40 комплектов аккумуляторных батарей из блоков 5KL-125P и электролитов. Аккумуляторы и электролиты поставлены в полном объеме.
• Определены объемы необходимых материальных затрат для изготовления каналов, в том числе канал под подвески ионизационных камер ПИК55, ПИК56 и ПИК58 диаметром 56х1,5 мм, вертикальных экспериментальных каналов, требующих замены диаметром 56х1,5 мм, и экспериментальный канал для радиационного окрашивания полудрагоценных камней диаметром 75х1,5 мм.
• Произведена закупка материалов для изготовления экспериментальных каналов и каналов системы управления и защиты. Материалы поставлены в полном объеме.

4.8 Обеспечение топливом реакторной установки

В рамках мероприятия «Обеспечение топливом реакторной установки» пункта 10 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Для обеспечения текущей деятельности реакторной установки, определен объем необходимых закупок тепловыделяющих сборок ИРТ-3М:
  1. ТВС ИРТ-3М (8-трубная) 0019.01.00.000-01 – 3 шт.;
  2. ТВС ИРТ-3М (6-трубная) 0019.02.00.000-01 – 4 шт.
• Заключен двухэтапный договор с ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» на изготовление ТВС ИРТ-3М с использованием ядерных материалов.
• Топливо передано на ответственное хранение в ОАО «НЗХК» до полного расчета по договору в 2015 году.

4.9 Плановая замена фильтрующих компонентов системы водоподготовки

В рамках мероприятия «Плановая замена фильтрующих компонентов системы водоподготовки» пункта 11 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Определены необходимые объемы и характеристики фильтрующих компонентов системы водоподготовки для контроля параметров теплоносителя первого контура реакторной установки ИРТ-Т:
  1. сильнокислый катионит ядерного класса в объеме 1000 л;
  2. высокоосновный анионит ядерного класса в объеме 1000 л.
• Заключен договор на поставку ионнообменной смолы ядерного класса для повышения качества воды первого контура в части повышения безопасности ядерного реактора. Материалы поставлены в полном объеме.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.4 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках пункта 1 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Разработано техническое задание на изготовление блоков (блоки из ультрадиспергированного спечённого бериллия, величина зерна 50–70 микрон, плотность — 1,84–1,85 г/см3, размеры — 68,5х68,5х650) бериллиевого отражателя активной зоны реактора ИРТ-Т, предназначенного для восстановления ядерно-физических параметров установки.
• Заключен договор с ООО «Ульбинский фтор» на изготовление 7 бериллиевых блоков и 2 пробок:
  1. Блок И3А.000.667 – 4 штуки (масса 1 шт. от 5,5 до 5,9 кг), общей массой до 23,6 кг;
  2. Блок И3А.000.668 – 2 штуки (масса 1 шт. от 3,4 до 3,7 кг), общей массой до 7,4 кг;
  3. Блок И3А.000.669 – 1 штука (масса 1 шт. от 4,4 до 4,8 кг), общей массой до 4,8 кг;
  4. Пробка И3А.000.670 – 2 штуки (масса 1 шт. от 1,7 до 2,0 кг), общей массой до 4,0 кг.
• Бериллиевые блоки приобретены из в/б средств ТПУ и ожидают получения экспортной лицензии Министерства по инвестициям и развитию Республики Казахстан.

5.2 Стержни системы управления и защиты

В рамках пункта 2 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Получено коммерческое предложение от ОАО «МСЗ» на возможность изготовления стержней СУЗ 2135.00.00 в количестве 9 штук (стержни выполнены из карбида бора и окружены оболочкой из нержавеющей стали диаметром 23 мм и толщиной 0,7 мм. Поглощающая часть имеет диаметр 21,2 мм, длину 600±1,5 мм и содержит 383,9±2 г карбида бора естественного обогащения. Карбид бора (В4С) со средней плотностью 1,81 г/см3) в 4-м квартале 2015 года для повышения эффективности органов регулирования ядерного реактора.
• Ведется согласование технических условий на производство и заключение договора.

5.3 Ионизационные камеры

В рамках пункта 3 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Определен объем необходимого количества подвесок ионизационных камер, исходя из требований обеспечения ядерной безопасности реакторной установки ИРТ-Т. Диапазон нейтронной чувствительности ионизационной камеры должен лежать в пределах 5•10–12–1•10–3 А.
• Совместно с заводом изготовителем определено, что отвечающим предъявленным требованиям обеспечения ядерной безопасности и повышения контроля точности и управления мощностью реакторной установки, являются изделия ПИК 55, ПИК 56 и ПИК 83.
• Заключен этапный договор №179Э-14 от 28.11.2014 г. с ОАО «Красная звезда» на поставку подвесок ионизационных камер для контроля параметров исследовательского реактора ИРТ-Т:
  1. одно изделие ПИК 55 по техническим условиям 181.06.00.000 ТУ;
  2. одно изделие ПИК 56 по техническим условиям 181.07.00.000 ТУ;
  3. два изделия ПИК 83 по техническим условиям 362.32.00.000 ТУ.
• Поставлены две ионизационные камеры ПИК 55 и ПИК 56.

5.4 Измерительный комплекс с полупроводниковым детектором Canberra

В рамках пункта 4 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Заключен договор на поставку измерительного комплекса с полупроводниковым детектором Canberra (коаксиальный германиевый детектор: относительная эффективность регистрации в пике 1332 кэВ не менее 20 %, энергетическое расширение при 1332 кэВ не менее 1,8 кэВ; настольный многоканальный анализатор (МКА) с цифровым сигнальным процессором; программное обеспечение по анализу гамма-спектров), для организации проведения исследований направленных на создание новых типов детекторов тепловых и быстрых нейтронов.
• Комплекс поставлен в полном объеме.

5.5 Фотоколориметр

В рамках пункта 5 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Определены технические характеристики фотоколориметра (Фотоколориметр КФК-3-01 фотоэлектрический) для повышения контроля и анализа качества выпускаемой изотопной продукции:
  1. коэффициент пропускания – 0–100 %;
  2. оптическая плотность – 2–0;
  3. спектральный диапазон работы – 315–990 нм;
  4. выделяемый спектральный интервал не более 7.
• Получены коммерческие предложения на поставку фотоколориметра в первом полугодии 2015 года.

5.5 УФ-Спектрометр

В рамках пункта 6 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Заключен договор с ЗАО «Спектроскопические системы» на поставку комплекса оборудования для безопасной эксплуатации работы атомного реактора, а также контроля качества технологических параметров инновационной продукции технологии производства фосфора-32 (УФ-спектрометр двулучевой в УФ-видимом диапазоне, спектральный диапазон — 190–1100 нм, детектор — кремниевый фотодиод, спектральный ширина щели — 1 нм, скорость сканирования — от 10 нм/мин. до 3000 нм/мин., уровень шума — ± 0,00005 Аbs (700 нм), скорость установки длины волны — 6000 нм/мин.).
• Комплекс поставлен в полном объеме.

5.7 Печь отжига

В рамках пункта 8 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Определены технические характеристики печи отжига для уменьшения радиальной неравномерности и повышения качества легирования слитков кремня диаметром до 5 дюймов, соответствующих мировым стандартам качества:
  1. количество каналов не менее 3;
  2. минимальный диаметр одного канала не менее 5”+2 см;
  3. рабочая зона канала с постоянной температурой не менее 800 мм;
  4. рабочая температура – 600–1200 оС.
• Согласовывается техническое задание на изготовление печи отжига и заключается договор на поставку, монтаж и ввод в эксплуатацию во втором полугодии 2015 года.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.5 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В соответствии с пунктом 1 раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» разработана и утверждена «Методика измерения флюенса тепловых нейтронов», дата утверждения – 21.11.2014 г.

Разработанная методика устанавливает порядок проведения процедуры измерения флюенса тепловых нейтронов с помощью шайб монокристаллического кремния в каналах ядерного реактора по изменению электрофизических параметров образцов. Методика предназначена для контроля флюенса тепловых нейтронов при проведении экспериментов по радиационной физике с использованием реактора. Кроме того, шайбы монокристаллического кремния могут использоваться в качестве детектора сопровождения эксперимента.

В основе метода лежит принцип ядерного легирования кремния.

Таким образом, под действием нейтронов из изотопа ³⁰Si образуется радиоизотоп ³¹Si, который претерпевая последующий β^--распад, превращается в стабильный изотоп ³¹P. Фосфор в монокристаллическом кремнии является донорной примесью, поэтому в кремнии n-типа он увеличивает проводимость, а в кремнии p типа — уменьшает. Между изменениями величины проводимости кремния и флюенса тепловых нейтронов существует линейная связь. При этом коэффициент пропорциональности одинаков для любого исходного удельного электрического сопротивления.

Это обстоятельство позволяет измерять флюенс в относительных единицах в широком диапазоне, от 10¹⁴ до 10¹⁸ см^-2. Кроме того, физическая информация (удельное электрическое сопротивление), в отличии, например, от активационного метода сохраняется бесконечно долго, что позволяет в любой момент времени перепроверить полученный результат измерения.

Настоящая методика позволит существенно повысить качество проводимых на УНУ ИРТ-Т экспериментов в области облучения образцов потоком тепловых нейтронов.

6.2 Методика исследования получения изотопа фосфор-32 в реакторе ИРТ-Т

В соответствии с пунктом 2 раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» разработана и утверждена «Методика исследования получения изотопа фосфор-32 в реакторе ИРТ-Т», дата утверждения – 28.11.2014 г.

Целью исследования являлось определение оптимальных условий наработки фосфора-32 на среднепоточном ядерном реакторе ИРТ-Т, разработка методики его выделения из стартовой мишени, синтеза и очистки ортофосфорной (³²Р) кислоты.

Ядерная реакция ³²S(n,p)³²P является пороговой (3,2 МэВ), вследствие чего наработку радионуклида фосфор-32 необходимо осуществлять в активной зоне реактора с наиболее высокой плотность потока быстрых нейтронов.

Проведенные расчеты показали, что она может быть достигнута во внутренней полости шеститрубного топливного элемента (ТВС) с точкой облучения по центру горизонтального сечения активной зоны ИРТ-Т.

С этой целью был изготовлен и установлен в шести-трубную ТВС (ИРТ-3М), расположенную в ячейке 5-6 активной зоны реактора ИРТ-Т, новый вертикальный «мокрый» экспериментальный канал. Размещенный канал выполнен из сваренных между собой алюминиевых труб разного диаметра. Верхняя его часть состоит из трубы длиной 7000 мм с наружным диаметром 36 мм и толщиной стенок 2 мм, нижняя имеет размер 28×1 мм и длину 700 мм. Снизу канала приварено дно, в центре которого выполнено отверстие диаметром 5 мм. В стенках канала на высоте 850 мм от его дна выполнены два диаметрально расположенные отверстия такого же диаметра.

Определено пространственное распределение нейтронного потока в экспериментальном канале 5-6 реактора ИРТ-Т.С целью фиксирования мишени в зоне с наиболее высокой плотностью нейтронного потока изготовлена и помещена в канал вставка длиной 280 мм c вытеснителем воды в верхней ее части диаметром 24 мм.

Экспериментально определена плотность потока быстрых нейтронов с помощью серных детекторов (³²S) из набора активационных комплектов АКН с известным содержанием атомов серы (6,02×1021). Детекторы герметично запаивали в кварцевые ампулы диаметром 18 мм, длиной 100 мм и облучали в новом экспериментальном канале 5-6 в течение 30 минут при мощности реактора ИРТ-Т 50 КВт. Измерение активности фосфора-32, с использованием эталонного ⁹⁰Sr/⁹⁰Y источника, проводили по стандартной методике на специализированной радиометрической установке ОСУ-II.

Представленные результаты подтверждают возможность организации производства радионуклида фосфор-32 и меченых нуклеотидов на его основе на среднепоточном ядерном реакторе ИРТ-Т ТПУ. Разработана и смонтирована установка для выделения фосфора-32 из стартовой мишени, синтеза и очистки ортофосфорной (³²Р) кислоты.

6.3 Разработка нейтронно-активационных и радиохимических методов анализа углеродсодержащих руд и материалов

В соответствии с пунктом 3 раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» разработана и «Разработка нейтронно-активационных и радиохимических методов анализа углеродсодержащих руд и материалов», дата утверждения – 15.11.2014 г.

Целью работы являлась разработка методики анализа углеродсодержащих материалов, обеспечивающих потребности народного хозяйства РФ достоверными результатами о содержании редких и благородных металлов, поскольку иные методы анализа не обеспечивают получение надежных данных о содержании определяемых элементов вследствие их потерь на стадии предварительного разложения в виде летучих органометаллических соединений.

Оптимизированы режимы облучения, выдержки и времени экспозиции облученных образцов.

Экспериментально установлено, что время активации не должно превышать пяти часов при потоке нейтронов 1013нейт/см2с, а трехкратное измерение удельных активностей анализируемых проб (после недельной, трехнедельной и двухмесячной выдержки проб) обеспечивает достижение высоких показателей точности анализа. Проведен подбор стандартных образцов химического состава, наиболее оптимальных при анализе тех или иных углеродсодержащих материалов. На основании данных анализа более чем ста объектов углеродистых материалов проведено исследование показателей воспроизводимости, прецизионности, повторяемости и правильности, которые легли в основу разработанной методики анализа углеродсодержащих руд и материалов (МУ 08-47/368). Результаты анализа контрольных проб, проведенной на основе разработанной методики, показывает отсутствие систематической погрешности.

Методика апробирована при анализе растительных и биологических материалов при их аттестации как международных стандартных образцов.

6.4 Методика формирования гель-среды на основе (n,γ) ⁹⁹Mo

В рамках первого этапа совместно с Институтом ядерной физики Комитета по атомной энергии Министерства индустрии и новых технологий Республики Казахстан дополнительно была разработана и утверждена «Методика формирования гель-среды на основе (n,γ) ⁹⁹Mo», дата утверждения – 12.12.2014 г.

Методика устанавливает зависимость содержания и удельной активности материнского изотопа молибдена-99 от параметров облучения с использованием УНУ ИРТ-Т.

Исследования показывают, что производимая по настоящей методике гель-среда, позволяет организовать выпуск централизованных и транспортируемых гель-генераторов ⁹⁹Mo/^99mTc. При этом качество получаемого препарата «Натрия пертехнат ^99mTc, раствор для инъекций» полностью удовлетворяет фармакопейным требованиям, предъявляемым как к радиофармацевтическим препаратам, так и к инъекционным растворам.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.6 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

7.1 Ежегодная госповерка гамма-спектрометрической аппаратуры

В рамках пункта 1 раздела 3.4. Метрологическое обеспечение функционирования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» проведена поверка следующей аппаратуры:

• Радиометр активности радионуклидов (Дозкалибратор) "ISOMED 2010" (Свидетельство №643172);
• Дозиметр гамма-излучения ДКГ-03Д Грач (Свидетельство №055254);
• Дозиметр гамма-излучения ДКГ-02У Арбитр (Свидетельство №055255);
• Дозиметр рентгеновского и гамма-излучения ДКС-АТ1121 (Свидетельство №055252);
• Спектрофотометр СПЕКС ССП (Свидетельство №24258/203);
• Преобразователь ионометрический И-500 (Свидетельство №24255/203);
• Спектрофотометр UNICO 2802S (Свидетельство №24182/203);
• Дозиметр индивидуальный рентгеновского и гамма-излучений ДКГ-РМ1621А — 3 шт. (Свидетельство №055239, №055240, №055264);
• Дозиметр гамма-излучения ДКГ-07Д Дрозд — 3 шт. (Свидетельство №055244, №055245);
• Дозиметр для измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения ДРГЗ-02 (Свидетельство №055250);
• Дозиметр гамма-излучения ДКГ-01Д Гарант (Свидетельство №005328).

7.2 Поверка блока безопасности «МИРАЖ-МБ»

В рамках пункта 2 раздела 3.4. Метрологическое обеспечение функционирования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» проведена поверка следующей аппаратуры:

• Блок основной «МИРАЖ МБ» — 4 шт. (Свидетельство №223, №225, №227, №229);
• Блок измерительно-вычислительный «МИРАЖ МБ» — 4 шт. (Свидетельство №222, №224, №226, №228).

7.3 Поверка блоков радиационного и газового контроля

В рамках пункта 3 раздела 3.4. Метрологическое обеспечение функционирования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» проведена поверка следующей аппаратуры:

• Детекторы Д-2Р (Сертификат №005327);
• Дозиметр-радиометр ДРБП-03 (Свидетельство №055258);
• Комплект индивидуальных дозиметров КИД-2 — 6 шт. (Свидетельство №055246, №055247, №055249, №068325, №068326, №068328);
• Дозиметр мощности экспозиционной дозы широкодиапазонный носимый ДРГ-01Т1 (Свидетельство №072984);
• Титратор ОР-506 (Сертификат №24185/203);
• pH-метр-милливольтметр (Свидетельство №24183/203);
• pH-метр-милливольтметр портативный МАРК-901 в комплекте с электродом ЭСК-10601 7 №29829 (Свидетельство №24098/203);
• Дозатор механический одноканальный BIOHIT 10 мкл (Свидетельство №6719/202);
• Дозатор пипеточный с двойным термостатированным цветным корпусом Колор ДПОПц-1-5-50 (Свидетельство №6721/202);
• Дозатор пипеточный с двойным термостатированным цветным корпусом Колор ДПОФц-1-500 (№6720/202);
• Дозатор механический одноканальный BIOHIT (100-1000 мкл.) (Свидетельство 6723/202);
• Дозатор пипеточный одноканальный ДПАОП-1-100-1000 (Свидетельство 6722/202);
• Манометр образцовый деформационный с условной шкалой класса точности 0,4 (Свидетельство № 21382/203);
• Манометр образцовый деформационный с условной шкалой (Свидетельство №21383/203);
• Дозиметр-радиометр ДКС-96 — 2 шт. (Свидетельство №029579, №055251);
• Прибор сцинтилляционный геологоразведочный СРП-68-01 (Свидетельство №055243);
• Измеритель скорости счета с автоматическим переключателем поддиапазонов УИМ2-2 (Свидетельство №048081);
• Дозиметр ДРГЗ-03 (Свидетельство №072985).

Оплата расходов, связанных с поверкой блоков безопасного функционирования УНУ, произведена из в/б средств ТПУ.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.7 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках мероприятия «Создание лаборатории моделирования процессов в ядерном реакторе» пункта 7 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• В составе структурного подразделения учебно-научный центр «Исследовательский ядерный реактор» создана лаборатория моделирования процессов в ядерном реакторе, которая занимается расчетным сопровождением эксплуатации реакторной установки, экспериментов и других ядерно-опасных работ (Приказ №109/од).
• Разработана проектно-сметная документация на ремонт помещений лаборатории (учебный и компьютерный классы).
• Начаты работы по ремонту помещений лаборатории.
• Определен состав необходимых аппаратно-программных комплексов для проведения научно-исследовательских работ по оптимизации нейтронно-физических характеристик ядерно-энергетических установок.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.8 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

Сотрудники УНУ ИРТ-Т прошли курсы повышения квалификации, переподготовки и стажировки ведущих российских исследовательских центрах:

• Госкорпорация «Росатом», Центральный институт повышения квалификации Госкорпорации «Росатом», Москва.
• ГНЦ РФ – ФЭИ им. А.И.Лейпунского, Учебно-методический центр по учету и контролю ядерных материалов, Обнинск.
• Компания «ТБН энергосервис», Москва.
• Центр дополнительного профессионального образования Института развития стратегического партнерства и компетенций Томского политехнического университета, Томск.
• Негосударственное частное образовательное учреждение дополнительного профессионального образования «Учебный центр АРМО», Москва.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.9 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

Разработан актуализированный интернет-сайт (reactor.tpu.ru), интегрированный в общую информационную систему tpu.ru (акт №). Ведется непрерывное наполнение интернет-сайта информацией о деятельности лабораторий и подразделений ИРТ-Т и сведениях об экспериментальных возможностях УНУ ИРТ-Т для образовательной и научной деятельности.

Создана информационная брошюра для возможных пользователей и партнеров УНУ ИРТ-Т, содержащая краткую информацию о деятельности лабораторий и подразделений ИРТ-Т и сведения об экспериментальных возможностях УНУ ИРТ-Т для образовательной и научной деятельности.

Повышена публикационная активность в СМИ и социальных сетях.

Результаты научной деятельности освещены на следующих конференциях:

• 27th Annual Congress of the European Association of Nuclear Medicine, Gothenburg, Sweden — 2014.
• XVIII международная научно-практическая конференция «Фундаментальные и прикладные исследования, разработка и применение высоких технологий в промышленности и экономике» (Научно-технологические, экономические, финансовые и юридические аспекты, правовая защита и коммерциализация интеллектуальной собственности), Санкт-Петербург, Россия — 2014.
• International Congress on Energy Fluxes and Radiation Effects (EFRE-2014), Томск, Россия — 2014.
• VII Eurasia conference «Nuclear sciences and its applications», Baku, Azerbaijan — 2014.
• Научно-техническая конференция и выставка инновационных проектов, выполненных вузами и научными организациями Сибирского федерального округа в рамках участия в реализации федеральных целевых программ и внепрограммных мероприятий, заказчиком которых является Минобрнауки России, Кемерово, Россия — 2014.
• Международная научная конференция молодых ученых, аспирантов и студентов «Изотопы: технологии, материалы и применение», Томск, Россия — 2014.
• Научно-практическая конференция «Реализация прикладных научных исследований и экспериментальных разработок по приоритетному направлению «Науки о жизни» в 2014 году в рамках ФЦП "Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития научно-технологического комплекса России на 2014 –2020 годы"», Москва, Россия — 2014.
• Шестая Российская Молодежная Школа-конференция по радиохимии и радиохимическим технологиям, Озерск, Россия — 2014.

Работы, запланированные на Этап 1 по пункту 1.10 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

Согласно перечню выполняемых и планируемых к выполнению научно-исследовательских работ в 2014-2015 годах по пункту 4 «Теоретическое исследование возможности начала производства генераторов ¹⁸⁸W/¹⁸⁸Re. Проведение научно-исследовательских работ по рассмотрению возможности начала производства генераторов ¹⁸⁸W/¹⁸⁸Re на основе концентрирующих технологий, таких как: гель генераторы, экстракционные генераторы. Разработка проекта создания дополнительного канала ЦК-3 для облучения образцов. Разработка теоретического обоснования видов и типов установок, пригодных для данной генераторной пары» выполнены следующие работы:

• Разработано проектное решение монтажа дополнительного устройства для облучения вольфрамовых мишеней в бериллиевой «ловушке» активной зоны реактора (экспериментальный канал ЦК-3).
• Установлен бериллиевый блок размером 69х69х660 мм и сквозным отверстием диаметром 45 мм для установки облучательного канала, выполненного из алюминиевого сплава АД-1.
• Показано, что формирование мишени из оксида вольфрама (WO3) в виде полого цилиндра с толщиной стенки не более 3 мм позволяет достичь необходимых уровней активности порядка 5∙1010–1∙1011 Бк по материнскому изотопу вольфрам-188.
• В результате проведенных исследований установлено, что термосублимационное выделение дочернего изотопа рений-188 имеет преимущество перед экстракционными методами:
  • нет необходимости переведения в раствор труднорастворимого материала мишени – оксид вольфрама;
  • более высокие степени извлечения целевого радионуклида рений-188;
  • отсутствие жидких радиоактивных отходов;
  • возможность возврата в технологическую цепочку дорогостоящего обогащенного вольфрам-186 (при его использовании в качестве материала мишени);
  • достижения более высокого радиохимического выхода изотопа рений-188 по сравнению с экстракционными методами концентрирования.

По пункту 5 «Теоретическое исследование возможности наработки высокоэффективного изотопа ¹⁷⁷Lu. Проведение научно-исследовательских работ, направленных на сокращение времени беспрерывного облучения в центральном канале до 140 часов. Разработка установки для облучения материнского изотопа на канале ЦК-4. Разработка проекта создания дополнительного канала ЦК-4 для облучения образцов. Разработка теоретического обоснования видов и типов установок, пригодных для приготовления раствора из облученного образца» и пункту 6 «Теоретическое исследование возможности наработки изотопа ¹⁹²Ir. Расчеты материала пригодного для облучения Разработка эскиза мишенного устройства пригодного наработки изотопа ¹⁹²Ir. Разработка теоретического обоснования видов и типов установок, пригодных для переработки исходного сырья и облученной мишени» были выполнены следующие работы:

• Разработано проектное решение установки и монтажа экспериментального устройства иридиевых и лютециевых мишеней в центральной бериллиевой «ловушке» активной зоны реактора (экспериментальный канал ЦК-4).
• Дополнительно установлен бериллиевый блок размерами 69х69х660мм и сквозным отверстием диаметром 45 мм для установки экспериментального канала, выполненного из радиационно-стойкого алюминиевого сплава.
• Выполнены измерения мощности нейтронного потока в тепловой энергетической области.

Оценка нейтронного потока, проведенная с использованием золотых детекторов, дает величину среднего потока порядка 1,4∙10¹⁴ нейтр/см²∙с

Проведенные расчеты, с учетом потока нейтронного излучения во вновь созданных экспериментальных устройствах, однозначно свидетельствует о перспективности использования в качестве мишеней, обогащенных по материнскому стабильному изотопу в форме оксидов или металлов. Использование данных материалов позволяет значительно сократить время наработки целевого радиоактивного нуклида.

С учетом высокого сечения захвата тепловых и резонансных нейтронов выполнен эскизный проект мишенного устройства для облучения иридиевых дисков. Подобная конфигурация устройства позволяет минимизировать самопоглощение нейтронного потока материалом мишени (иридий-191) и достичь коммерческого значения удельной активности. Предлагаемое мишенное устройство представляет собой алюминиевый цилиндр высотой 100–120 мм с высверленным углублением для размещения иридиевых дисков и внешним диаметром 35–40 мм (в зависимости от геометрии используемой зоны облучения) и её расположения.

По пункту 7 «Исследование свойств различных замедлителей нейтронов для создания установки облучения слитков кремния диаметром до 200 мм. Проведение исследований по созданию зоны облучения для НТЛ с высокой степенью однородности» были проведены следующие работы:

Проведены расчеты, позволяющие сделать следующие выводы: эффективность материалов с большими длинами диффузии для активных зон с малыми размерами может проявиться только в том случае, если размеры тепловой сборки будут велики по всем трем координатам, и краевые эффекты не будут сказываться на распределении нейтронного поля.

При небольших размерах тепловых сборок (меньших 3L), что характерно для бассейновых ИЯР, бериллий не уступает графиту и тяжелой воде, а по ряду параметров, таких как коэффициент качества по тепловым нейтронам, близость диффузионных свойств к свойствам кремния, он лидирует.

При формировании поля тепловых нейтронов в зоне облучения большое значение имеет местоположение канала и его ориентация относительно активной зоны. Расчеты показали, что даже при неблагоприятном расположении канала, как в нашем случае (расположение канала неблагоприятно относительно распределения поля тепловых нейтронов по высоте активной зоны), можно добиться достаточно высокой радиальной однородности облучения путем формирования поля тепловых нейтронов по другой координате. Варьируя материал отражателя и положение канала, также можно управлять полем тепловых нейтронов в канале.

По пункту 8 «Создание концепции специализированной реакторной установки для НТЛ кремния. Проведение совместных НИР с компанией Global Silicon S.A (Швейцария) для выработки концепции по созданию специализированного реактора для легирования слитков кремния большого диаметра (до 600 мм)» были проведены следующие работы:

Предложен и обоснован метод получения равномерного в аксиальном направлении флюенса тепловых нейтронов для каналов реактора, ограниченных с одной стороны.

При осуществлении этого способа предварительно формируют нейтронное поле так, чтобы в канале был участок (-b≤z≤b), на котором распределение плотности потока тепловых нейтронов f(z) вдоль оси канала (оси z) было бы четной функцией (f(z) = f(–z)), и определяют этот участок -a≤z≤a. Длина контейнера должна быть не больше, чем длина выбранного участка (2a). Затем контейнер однократно или многократно возвратно-поступательно перемещают по каналу реактора из позиции k в l и обратно. Облучение прекращают тогда, когда усредненный по объему контейнера флюенс нейтронов становится равным половине от требуемого. После этого контейнер разворачивают, чтобы его торцы в канале поменялись местами, и точно также дооблучают, перемещая его из позиции m в n и обратно. При этом в одном крайнем положении (позиции k и m) контейнер располагают за пределами зоны облучения, а в другом (позиции l и n) − центр контейнера совмещают со серединой участка (z = 0), на котором f(z) = f(–z).

Полученные результаты расширяют условия однородного пространственного легирования слитков кремния больших размеров в пространственно-неоднородных, переменных во времени нейтронных полях и позволяют надеяться, что техническая реализация конкретных условий облучения будет осуществима на ИЯР любого типа.

По пункту 9 «Теоретические исследования возможности радиационного окрашивания полудрагоценных камней. Проведение исследований по созданию канала для радиационного окрашивания природных кристаллов. Разработка проекта создания дополнительного канала для облучения образцов» были проведены следующие работы:

Были изучены вопросы дефектообразования при облучении кристаллов. Была решена проблема радиоактивности топазов. Были определены оптимальные параметры потока нейтронов для достижения максимальной производительности установки по модифицированию кристаллов топаза. Расчеты спектров нейтронов и плотности потока быстрых нейтронов (Е > 0,5 МэВ) в экспериментальном устройстве в зависимости от расстояния до делящегося материала активной зоны проводились методом Монте-Карло. Первоначальная энергия нейтрона разыгрывалась в соответствии с экспериментальным спектром нейтронов, полученным нами экспериментально совместно с сотрудниками ВНИИФТРИ на границе «делящийся материал активной зоны – бериллиевый отражатель».

По пункту 10 «Создание базы и проведение исследований в области криогенной радиационной физики твердого тела и криогенного радиационного материаловедения на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т» были проведены следующие работы:

Проведены расчетные исследования показывающие, что достигаемы параметры установки составят:

• достигаемый интегральный поток нейтронов – 10¹⁹–10²¹ н/см² (зависит от времени облучения);
• поток тепловых нейтронов на выходе из канала ГЭК-8 – 10¹² н/см²∙сек;
• поток быстрых нейтронов на выходе из канала ГЭК-8 – 10¹⁰ н/см²∙сек;
• достигаемая температура – менее 100 К.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.1 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

2.1 Модернизация помещений комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ»

В рамках мероприятия «Модернизация помещений комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ» пункта 3 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Заключен договор на экспертизу документов, представленных в Ростехнадзор для получения лицензии на право обращения с радиоактивными веществами при их получении, использовании и хранении на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т (договор №Эк-15-049_7275 от 05.05.2015 г.). Подготовлено Экспертное заключение по результатам экспертизы документов, обосновывающих обеспечение радиационной безопасности и качества работ заявляемого вида деятельности по документам, представленным ТПУ на получение лицензии, №077/15/15-049 от 20.05.2015 г.
• «Комплекс оборудования для определения и контроля класса чистоты помещений и соответствия их требованиям стандарта GMP», технические характеристики представлены в приложении А, введен в эксплуатацию. Необходимость комплекса обусловлена введением в действия ГОСТа Р 52249-2009 GMP «Правила производства и контроля качества лекарственных средств» носящего рекомендательный характер и его дальнейшего введения в качестве документа, регламентирующего производство и контроль качества лекарственных средств производимых на территории РФ. В соответствие данному ГОСТу на предприятиях занятых в сфере производства лекарственных средств необходимо внедрения системы GMP. Данный регламентирующий документ устанавливает классы чистоты воздуха в различных операционных помещениях. Также документ устанавливает период и кратность мониторинга качества воздушных масс в помещениях того или иного класса чистоты. «Комплекс оборудования для определения класса чистоты помещений и соответствия их требованиям стандарта GMP» позволяет проводить мониторинг качества воздушных масс в полном соответствие с ГОСТ Р 52249-2009 GMP. Организация производства генераторов технеция-99м, согласно с ГОСТ Р 52249-2009 GMP, по безотходной технологии на уникальной научной установке исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т не представляется возможной без использования данного комплекса.
• «Комплекса оборудования для обеспечения функционирования и безлопастной эксплуатации уникальной научной установки «Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т» введен в эксплуатацию. Потребность в комплексе обусловлена необходимостью проведения мероприятий по контролю качества готового, стерильного радиофармацевтического препарата медицинского назначения 99mТс, используемого для приготовления раствора для внутривенного введения из различных наборов реагентов. Прибор используется для количественного и качественного определения элементного состава элюата из генератора технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ». Комплекс позволяет заблаговременно выявить превышение количественного содержания различных элементов, которое может нести опасность для здоровья человека. Комплекс, своей высокой производительностью, способствует более оперативному определению количественных показателей неактивных примесей, содержащихся в пертехнетате, получаемом из генератора технеция-99м, что напрямую способствует увеличению количества выпускаемых генераторов технеция-99м марки «99mТс-ГТ-ТОМ». Анализ данных получаемых в результате проведения аналитических исследований позволяет, обеспечивать бесперебойную поставку высококачественных генераторов технеция-99м в медицинские учреждения РФ, получаемых по безотходной технологии ⁹⁸Мо(n,y)⁹⁹Мо на уникальной научной установке исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т.
• Проводятся монтажные работы по приведению помещений в соответствии со стандартом GMP.

2.2 Модернизация участка дезактивации слитков материалов

• Комплекс оборудования для контроля качества технологических параметров инновационной продукции нейтронно-трансмутационного легирования кремния введен в эксплуатацию.
• Комплекс оборудования для контроля качества технологических параметров инновационной продукции нейтронно-трансмутационного легирования кремния с целью модернизации участка дезактивации слитков кремния введен в эксплуатацию.
• Сформированы требования и получены коммерческие предложения по лабораторному оборудованию для формирования полноценного химического участка дезактивации слитков материалов. Определен перечень монтажных и пуско-наладочных работ.

2.3 Обоснование модернизации реактора ИРТ-Т

В рамках пункта 2 «Обоснование модернизации реактора ИРТ-Т» раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы», была проведены следующие мероприятия:

• Расчетное определение оптимальной конфигурации расположения тепловыделяющих сборок в объеме активной зоны реактора ИРТ-Т с целью повышения плотности потока нейтронов в экспериментальных каналах, располагающихся в околореакторном пространстве бака. Исследование позволило сделать вывод, что существующая конфигурация активной зоны не является оптимальной, и изменение схемы компоновки тепловыделяющих сборок позволит несколько повысить плотность потока нейтронов в экспериментальных каналах, при этом существенно снизив потребность в свежем топливе для реакторной установки путем повышения глубины выгорания топлива.
• Расчетное определение распределения полей нейтронного излучения в зависимости от положения органов регулирования, позволяющее локально повышать нейтронный поток в экспериментальном канале до 20 % от текущего без увеличения интегральной мощности реакторной установки. Результаты работ позволят повысить эффективность облучения слитков полупроводниковых материалов в горизонтальном канале ГЭК-4.
• Расчетное исследование возможности создания дополнительного экспериментального канала в околореакторном пространстве реактора ИРТ-Т. исследования показали теоретическую возможность установки дополнительного резервуара с тяжелой водой и монтажа в ней вертикального канала для облучения образцов. Создание дополнительного канала позволит вдвое увеличить производительность линии легирования полупроводниковых материалов и провести экспериментальные исследования в области нейтронно-трансмутационного легирования слитков кремния большого диаметра.

2.4 Ввод в эксплуатацию криогенной петли

В рамках пункта 6 раздела 3.2 «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» «Ввод в эксплуатацию криогенной петли» проводится монтаж, пусконаладочные работы и испытания криогенной установки для облучения экспериментальных образцов в условиях нейтронного и сопутствующего гамма-излучения при температурах до 100 К. Характеристики проекта создаваемой установки соответствуют «ГОСТ 21957-76 Техника криогенная. Термины и определения».

Монтаж ведется в соответствии с Государственным стандартом «ГОСТ Р 54892-2012 Монтаж установок разделения воздуха и другого криогенного оборудования. Общие положения».

Завершен цикл подготовительных работ, включающий:

• определение физических параметров канала ГЭК-8;
• подводку электроэнергии – однофазной сети переменного тока напряжением 220 В и воды к месту потребления;
• подготовка и планировка монтажной площадки в физ.зале реакторной установки, устройство складских и сборочных площадей, очистка их от строительного мусора, излишних строительных материалов и т.п.

Произведены механомонтажные работы по размещению аппаратуры, арматуры, изготовлению и разводке трубопроводов, сборка основных металлоконструкций.

Произведен монтаж вспомогательного оборудования:

• опорные плиты биологической защиты для распределения нагрузок от веса биологической защиты по фундаменту физ.зала реактора ИРТ-Т;
• блоки системы биологической защиты из тяжелого бетона, согласно требованиям НРБ-99/2009 для персонала группы А;
• система блокировок и защит конструкции биологической защиты для исключения самопроизвольного доступа персонала к криостату при открытом шибере канала ГЭК-8

Начат монтаж основного оборудования включающий:

• откатывающуюся дверь системы биологической защиты;
• пульт управления, содержащий звуковую и световую сигнализацию, за пределами биологической защиты, для контроля работы экспериментального устройства в процессе облучения;
• систему термопар, обеспечивающие контроль температурных параметров облучательного устройства и экспериментального образца;
• криостат, представляющий собой систему вакуумированных и находящихся один в другом цилиндров, изготовленных из алюминия марки АД-0 и подходящих к этим цилиндрам хладопроводов, обеспечивающих охлаждение образца в процессе облучения;
• компактная азотная станция.

Согласно проекту создания криогенной установки будут достигнуты следующие параметры облучения:

• достигаемый интегральный поток нейтронов – 10¹⁹–10²¹ н/см² (зависит от времени облучения);
• поток тепловых нейтронов на выходе из канала ГЭК-8 – 10¹² н/см²∙сек;
• поток быстрых нейтронов на выходе из канала ГЭК-8 – 10¹⁰ н/см²∙сек;
• достигаемая температура – менее 100 К.

2.5 Модернизация системы аварийного слива воды

В рамках мероприятия «Модернизация системы аварийного слива воды» пункта 5 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Разработано техническое решение на изготовление и установку бака объемом 20 куб.метров из нержавеющей стали в пространстве между ГЭК 4 и ГЭК 5. Бак необходим для использования в качестве резервного хранилища на случай ремонта или освидетельствования трубопроводов и насосов первого контура.
• Проведена модернизация насосов НДВ и НУН.
• Проведена очистка теплообменных аппаратов первого контура с использованием специализированного оборудования, закупленного на первом этапе Проекта (слита вода, установлены отсечные блины на входе и выходе теплообменников). Планируется снятие нижней крышки, высверливание отверстия в нижней крышке Ду-50 мм, приваривание фланца и установка шар крана Ду-50 мм, установка нижней крышки с последующей опрессовкой.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.2 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

3.1 Печь отжига

Заключается договор на поставку «Печи отжига» и определяются необходимые характеристики, обеспечивающие соответствие выпускаемой продукции (слитки легированного кремния) мировым стандартам (однородность легирования не менее 97 %). Предполагаемые характеристики:

• Расположение каналов отжига - Горизонтальное
• Диаметр каналов - 150 мм
• Длина зоны отжига - 800–1000 мм
• Рабочая температура - 600–1200 °С
• Точность выставления температуры - ±10 °С
• Среда внутри канала для удаления поверхностного загрязнения - CCl4 и O2
• Потребляемая мощность - 30–40 кВт
• Высота печи в собранном состоянии - Не более 3 м
• Воздушная вентиляция - Есть
• Водяное охлаждение - Есть
• Сигнализация при отключении вентиляции и воды - Есть
• Датчики контроля над рабочими параметрами - Есть

3.2 Фотоколориметр

Получены коммерческие предложения от Tiara Medical и ООО «НПФ ЛК» на поставку фотоколориметрического комплекса, включающего комплект приспособлений, обеспечивающих полноту проведения лабораторных послереакторых исследований в рамках организации комплекса по производству технической изотопной продукции.

3.3 Ионизационные камеры

В рамках пункта 3 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Определен объем необходимого количества подвесок ионизационных камер, исходя из требований обеспечения ядерной безопасности реакторной установки ИРТ-Т. Диапазон нейтронной чувствительности ионизационной камеры должен лежать в пределах 5·10^–12–1·10^–3 А.
• Совместно с заводом изготовителем определено, что отвечающим предъявленным требованиям обеспечения ядерной безопасности и повышения контроля точности и управления мощностью реакторной установки, являются изделия ПИК 55, ПИК 56 и ПИК 83.
• Согласно заключенному на первом этапе Проекта этапного договора №179Э-14 от 28.11.2014 г. с ОАО «Красная звезда» на поставку подвесок ионизационных камер для контроля параметров исследовательского реактора ИРТ-Т, определен срок изготовления камер ПИК 83 в октябре 2015 года.
• Проводятся монтажные работы по организации дополнительных каналов для установки новых ионизационных камер, позволяющих с большей точностью контролировать нейтронный поток в ядерном реакторе ИРТ-Т.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.3 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках программы по продлению ресурса исследовательского реактора ИРТ Т и оценке возможности увеличения его номинальной мощности до 12 МВт были получены следующие результаты:

Результаты комплексного обследования технического состояния и оценка остаточного ресурса оборудования и трубопроводов, а также других систем и элементов, важных для безопасной эксплуатации реактора ИРТ-Т, показывают, что эксплуатация реактора ИРТ-Т в течение дополнительного срока эксплуатации до 2035 года будет осуществляться в соответствии с проектом и требованиями Норм и Правил в области использования атомной энергии.

Техническое состояние и организация работ на реакторе ИРТ-Т обеспечивает «запас» по параметрам безопасности относительно установленных требованиями Норм и Правил в области использования атомной энергии и даже в условиях ужесточения нормативов.

Эксплуатация реактора ИРТ-Т возможна в дополнительный срок эксплуатации до 2035 года с учетом соблюдения требований эксплуатационной документации, графиков проведения ремонта и технического обслуживания оборудования, выполнения рекомендаций расчетов и результатов обследования оборудования и трубопроводов, а также других систем и элементов, важных для безопасной эксплуатации реактора ИРТ-Т.

Используемые на реакторе ИРТ-Т и имеющиеся в университете методики и средства контроля технического состояния всех систем, важных для безопасной эксплуатации реактора ИРТ-Т, эффективны и достаточны для оценки их фактического состояния, а также для идентификации и предупреждения проектных исходных событий.

Анализ радиационной обстановки в помещениях реактора ИРТ-Т и на территории промплощадки (санитарно-защитная зона) показывает возможность безопасной эксплуатации реактора ИРТ-Т в течение дополнительного срока эксплуатации.

При этом обеспечивается, в течение этого срока (до 2035г.), возможность хранения ОТВС и утилизация радиоактивных отходов. Радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, не превысит установленных доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, по содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде.

Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т обладает устойчивостью к внешним воздействиям с учетом изменений природных и техногенных факторов в дополнительный срок эксплуатации до 2035 года.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.4 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

5.1 Замена каналов ВЭК и СУЗ

В рамках мероприятия «Замена каналов ВЭК и СУЗ» пункта 9 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Подготовлены новые титановые каналы для подвесок ионизационных камер ПИК 55, ПИК 56 и ПИК 83, включая соединительные конструкционные элементы.

Приобретены электротехнические изделия для монтажа дополнительных электрических каналов (Договор бн от 28.05.2015 г.). Товар поставлен в полном объеме.

5.2 Обеспечение топливом реакторной установки

В рамках мероприятия «Обеспечение топливом реакторной установки» пункта 10 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Закрыт двухэтапный договор №20000007586 от 09.12.2014 с ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» на изготовление ТВС ИРТ-3М с использованием ядерных материалов.
• Топливо передано на ответственное хранение в ОАО «НЗХК», поставка на реакторную площадку УНУ ИРТ-Т запланирована на осень 2015 года.

5.3 Плановая замена фильтрующих компонентов системы водоподготовки

• Заменены фильтрующие компоненты системы водоподготовки для контроля параметров теплоносителя первого контура реакторной установки ИРТ-Т.
• Проведена модернизация установки по получению воды КДВ-1.
• Заменена трубопроводная арматура.
• Заменены старые нержавеющие вентили на фланцевые шаровые краны из нержавеющей стали в количестве 80 шт.
• Переработана и модернизирована схема подачи кислоты и щелочи.

Получены коммерческие предложения на замену йодных и аэрозольных фильтров ФП-300 очистного оборудования по обращению с газообразными радиоактивными отходами реактора ИРТ-Т (пункт 3.9 НП-021-2000).

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.5 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

6.1 Методика исследования получения изотопа лютеций-177 в реакторе ИРТ-Т

Согласно пункту 4 «Методика исследования получения изотопа лютеций-177 в реакторе ИРТ-Т» раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Разработана и утверждена «Методика исследования получения изотопа вольфрам-177 в реакторе ИРТ-Т», включая полную схему производства.

Определено оборудование, необходимое для производства, разработан технологический процесс, включающий:

• Подготовку посуды;
• Вскрытие пенала и очистка ампулы с облученным лютецием;
• Приготовление растворов лютеция хлорида;
• Вскрытие кварцевой ампулы;
• Анализ готового продукта;
• Фасовка, упаковка готового продукта;
• Отходы производства, их обезвреживание.

6.2 Методика исследования получения изотопа рения-188 в реакторе ИРТ Т

Согласно пункту 9 «Методика исследования получения изотопа рения-188 в реакторе ИРТ-Т» раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Разработана и утверждена «Методика исследования получения изотопа рения-188 в реакторе ИРТ-Т», включая полную схему производства.

Определено оборудование, необходимое для производства, разработан технологический процесс, включающий:

• Подготовку посуды;
• Приготовление растворов;
• Подготовка генератора к работе;
• Получение кислорода;
• Сублимационное разделение ¹⁸⁸W/¹⁸⁸Re генераторной пары;
• Растворение сублимата ¹⁸⁸Re2О7;
• Расфасовка препарата натрия перрената, ¹⁸⁸Re;
• Отбор пробы раствора натрия перренат, ¹⁸⁸Re;
• Анализ готового продукта;
• Фасовка, упаковка готового продукта;
• Отходы производства, их обезвреживание.

6.3 Методика исследования получения изотопа вольфрам-188 в реакторе ИРТ-Т

Согласно пункту 7 «Методика исследования получения изотопа вольфрам-188 в реакторе ИРТ-Т» раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Разработана и утверждена «Методика исследования получения изотопа вольфрам-188 в реакторе ИРТ-Т», включая полную схему производства.

Определено оборудование, необходимое для производства, разработан технологический процесс, включающий:

• Подготовку посуды;
• Подготовку мишени;
• Облучение мишени;
• Вскрытие пенала и очистка ампулы с облученным оксидом вольфрамом;
• Вскрытие кварцевой ампулы;
• Отбор пробы облученной мишени;
• Приготовления счетных образцов;
• Анализ готового продукта;
• Фасовка, упаковка готового продукта;
• Отходы производства, их обезвреживание.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.6 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

По пункту 4 «Аттестация методики измерения флюенса тепловых нейтронов» раздела 3.4 Метрологическое обеспечение функционирования УНУ проведена первичная экспертиза документации, установившая соответствие текста методики государственному стандарту «ГОСТ 8.563–2009 Методики (методы) измерений».

В соответствии с рекомендациями по межгосударсвенной стандартизации «РМГ 64-2003 ГСИ. Обеспечение эффективности измерений при управлении технологическими процессами. Методы и способы повышения точности измерений» разработан план проведения аттестационного эксперимента.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.7 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены не в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта). Окончание работ планируется на третьем этапе.

Проведена предварительная аттестация потоков тепловых и быстрых нейтронов на ГЭК-8 с использованием активационных пороговых детекторов на основе серы и золота сотрудниками центра метрологии и лаборатории радиационного контроля ТПУ (акт и протокол прилагается).

Заключен договор с ФГУП «ВНИИФТРИ» №1567/2015 на выполнение следующих работ: «Исследование и аттестация горизонтального экспериментального канала ГЭК-8 и центрального канала ЦК-2, как источников нейтронов реактора ИРТ-Т с моделирующим опорным полем нейтронов (МОП-ГЭК-8 и МОП-ЦК-2 и поверка (калибровка) радиометра-монитора нейтронов (РН)». Срок выполнения работ — не позднее 15 ноября 2015 года.

В связи с продлением ресурса реактора ИРТ-Т, в период с 01.01.2015 по 30.06.2015 года аппарат не выводился на номинальный уровень мощность, поэтому работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.8 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены не в полном объеме. Окончание работ и получение аттестационного документа запланировано на третий этап.

По пункту 1 «Создание на базе УНУ системы дополнительного профессионального образования в области ядерных и радиационных технологий» раздела 3.6 Расширение перечня оказываемых с использованием УНУ услуг «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» разработаны и утверждены следующие программы дополнительного профессионального образования повышения квалификации:

• Радиационная безопасность и радиационный контроль.
• Радиационная безопасность и радиационный контроль при использовании радионуклидных источников.
• Система государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.
• Современные требования к эксплуатации и безопасности источников, генерирующих ионизирующее излучение.
• Организация и обеспечение физической защиты объектов.

По пункту 2 «Создание линии производства новых изотопных материалов» раздела 3.6 Расширение перечня оказываемых с использованием УНУ услуг «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» разработана и внедрена технология производства искусственного изотопа никель-63 на реакторе ИРТ-Т. Никель-63 – чистый бета-излучатель со средней энергией бета-излучения 10 кэВ, поэтому на его основе можно создавать миниатюрные, безопасные и маломощные бета-вольтаические батареи с длительным сроком службы (порядка 50 лет) для применения в микросистемной технике.

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.9 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В соответствии с договоренностью приняты участия в международной программе по созданию новых стандартных образцов химического состава, а именно: донных отложений, мышечной ткани баклана, мышечной ткани трески (координатор – институт ядерной химии и технологии, Польша).

Заключен договор №8427 от 20 мая 2015 года на оказание платных образовательных услуг по программам «Технологии подземного выщелачивания урана» и «Технологии урановых добывающих и перерабатывающих предприятий» с Казахским ядерным университетом.

В рамках работы «Создание концепции специализированной реакторной установки для НТЛ кремния. Проведение совместных научных исследований с компанией Global Silicon S.A (Швейцария) для выработки концепции по созданию специализированного реактора для легирования слитков кремния большого диаметра (до 600 мм)» был предложен и обоснован метод получения равномерного в аксиальном направлении флюенса тепловых нейтронов для каналов реактора ограниченных с одной стороны.

Проводятся совместные ПНИ c Argonne National Laboratory (США) по изучению возможности перевода активной зоны реакторной установки ИРТ-Т с высокообогащенного топлива на низкообогащенное в рамках международной программы RERTR (уменьшение обогащения топлива в исследовательских реакторах).

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.10 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

За первое полугодие, участие в курсах повышения квалификации и стажировках приняли следующие сотрудники:

• Ситдиков И.Р. – с 05.04.2015 по 12.04.2015 – Научно-технический центр «Ядерно-физические исследования» (г. Санкт-Петербург);
• Степанов И.Б. – с 26.04.2015 по 09.05.2015 – Университет Саутгемптона (г. Саутгемптон, Великобритания).

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.11 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках выполнения пункта 2.12 Плана-Графика исполнения обязательств были выполнены следующие работы:

• Повышена публикационная активность в СМИ и социальных сетях.
• Результаты научной деятельности освещены на следующих конференциях и семинарах:
  • Актуальные проблемы разработки, производства и применения радиофармацевтических препаратов «Радиофарма-2015», Москва, Россия — 2015.
  • XII Международная конференция студентов, аспирантов и молодых ученых «Перспективы развития фундаментальных наук», Томск, Россия — 2015.
  • VII Международная научно-практическая конференции «Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине», Томск, Россия —2015.
  • Совместный семинар по рентгеновской оптике, Карлсруэ, Германия — 2015.
  • 1-ый Российский онкологический научно-образовательный форум с международным участием "Белые ночи-2015", Санкт-Петербург, Россия — 2015.
  • Международная конференция по ядерной физике "Ядро 2015",

Работы, запланированные на Этап 2 по пункту 2.12 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

Согласно перечню выполняемых и планируемых к выполнению научно-исследовательских работ в 2014-2015 годах по пункту 4 «Теоретическое исследование возможности начала производства генераторов ¹⁸⁸W/¹⁸⁸Re.

Проведение научно-исследовательских работ по рассмотрению возможности начала производства генераторов ¹⁸⁸W/¹⁸⁸Re на основе концентрирующих технологий, таких как: гель генераторы, экстракционные генераторы. Разработка проекта создания дополнительного канала ЦК-3 для облучения образцов. Разработка теоретического обоснования видов и типов установок, пригодных для данной генераторной пары» выполнены следующие работы:

Разработано проектное решение и проведены работы по монтажу дополнительного устройства для облучения вольфрамовых мишеней в бериллиевой «ловушке» активной зоны реактора (экспериментальный канал ЦК-3).

Установлен бериллиевый блок размером 69х69х660 мм и сквозным отверстием диаметром 45 мм для установки облучательного канала, выполненного из алюминиевого сплава АД-1.

Показано, что формирование мишени из оксида вольфрама (WO3) в виде полого цилиндра с толщиной стенки не более 3 мм позволяет достичь необходимых уровней активности порядка 5∙10¹⁰–1∙10¹¹ Бк по материнскому изотопу вольфрам-188. Использование данной конфигурации позволило значительно снизить влияние эффекта самопоглощения нейтронов в вольфрамовой мишени и в 4 раза увеличить выход радионуклида W-188.

Известно, что высшие оксиды рения способны возгоняться при температурах 600-700 ºС, особенно, при температуре изоморфных переходов оксида вольфрама (VI), когда кристаллическая решетка находится в наиболее подвижном состоянии. Этот эффект позволил разработать способ отделения дочернего изотопа рений-188 от облученной вольфрамовой матрицы и разработать методики получения W-188 и Re-188, которые утверждены как стандарты предприятия. В результате проведенных исследований установлено, что термосублимационное выделение дочернего изотопа рений-188 имеет преимущество перед экстракционными методами:

• нет необходимости переведения в раствор труднорастворимого материала мишени – оксид вольфрама;
• более высокие степени извлечения целевого радионуклида рений-188; отсутствие жидких радиоактивных отходов;
• возможность возврата в технологическую цепочку дорогостоящего обогащенного вольфрам-186 (при его использовании в качестве материала мишени);
• достижения более высокого радиохимического выхода изотопа рений-188 по сравнению с экстракционными методами концентрирования.

По пункту 5 «Теоретическое исследование возможности наработки высокоэффективного изотопа ¹⁷⁷Lu. Проведение научно-исследовательских работ, направленных на сокращение времени беспрерывного облучения в центральном канале до 140 часов. Разработка установки для облучения материнского изотопа на канале ЦК-4. Разработка проекта создания дополнительного канала ЦК-4 для облучения образцов. Разработка теоретического обоснования видов и типов установок, пригодных для приготовления раствора из облученного образца» были выполнены следующие работы:

• Разработано проектное решение установки и монтажа экспериментального устройства иридиевых и лютециевых мишеней в центральной бериллиевой «ловушке» активной зоны реактора (экспериментальный канал ЦК-4).
• Дополнительно установлен бериллиевый блок размерами 69х69х660мм и сквозным отверстием диаметром 45 мм для установки экспериментального канала, выполненного из радиационно-стойкого алюминиевого сплава.
• Выполнены измерения мощности нейтронного потока в тепловой энергетической области.
• Изучено влияние эффекта самопоглощения нейтронов в зависимости от массы облучаемого оксида лютеция, что связано с высоким сечением реакции радиационного захвата стабильного материнского изотопа лютеций-176 (1780 барн) и еще более высокое значение резонансного интеграла. Результаты проведенных исследований показали, что флюенс нейтронного потока внутри лютециевой мишени достигает уровня 98–99 % только при облучении мишени массой не более одного миллиграмма.
• Оценка нейтронного потока, проведенная с использованием золотых детекторов, дает величину среднего потока порядка 1,4∙10¹⁴ нейтр/см2∙с

Проведенные расчеты, с учетом потока нейтронного излучения во вновь созданных экспериментальных устройствах, однозначно свидетельствует о перспективности использования в качестве мишеней, обогащенных по материнскому стабильному изотопу в форме оксидов или металлов.

Использование данных материалов позволяет значительно сократить время наработки целевого радиоактивного нуклида.

Расчеты, проведенные с помощью программного обеспечения «Каскад», позволили оценить флюенс резонансных нейтронов и, с учетом их вклада, оптимизировать процесс наработки радионуклида лютеций-177, а также обеспечить достижения необходимого уровня его удельной активности 20-25 Ки/мг за 140 часов непрерывного облучения.

В результате проведенных исследований была разработана, оформлена и утверждена методика получения радионуклида лютеций-177 и хлоридных растворов на его основе.

По пункту 6 «Теоретическое исследование возможности наработки изотопа 192Ir. Расчеты материала пригодного для облучения. Разработка эскиза мишенного устройства пригодного наработки изотопа ¹⁹²Ir. Разработка теоретического обоснования видов и типов установок, пригодных для переработки исходного сырья и облученной мишени.» выполнены следующие работы:

• С учетом высокого сечения захвата тепловых и резонансных нейтронов и расчета степени самопоглощения нейтронов мишенями различной конфигурации выполнен эскизный проект мишенного устройства для облучения иридиевых дисков. Подобная конструкция устройства позволяет минимизировать самопоглощение нейтронного потока материалом мишени (иридий-191) и достичь коммерческого значения удельной активности 450–500 Ки/г.
• Разработанное мишенное устройство представляет собой алюминиевый цилиндр высотой 100-120 мм с высверленными углублениями (диаметр 3мм, глубина 0,5 мм) для размещения иридиевых дисков.

  Внешний диаметр устройства составляет 35-40 мм (в зависимости от геометрии используемой зоны облучения) и её расположение в центральных бериллиевых ловушках активной зоны реактора. Толщина облучаемых дисков не должна превышать 0,2 мм, что позволит, в определенной степени, минимизировать потери нейтронного потока. Использование в качестве мишени дисков из обогащенного иридия-191 хоть и позволяет снизить время облечения, однако значительно увеличивает стоимость исходного сырья (более чем в 50 раз). В этом случае стоимость облученных дисков, содержащих иридий-192 увеличивается в 1,5–2 раза.

  Исходное сырье (диски из иридия) не нуждаются в какой-либо особой подготовке, за исключением снятия поверхностных загрязнений, поскольку выпускаются промышленностью (Новосибирский завод цветных металлов).

  В тоже время для распаковки облученных иридиевых мишеней требуется тяжелое защитное оборудование, а именно «горячие» камеры, позволяющие проводить работы по I классу радиационной опасности. Это обусловлено наличием у изотопа иридия-192 жесткого гамма-излучения более 0,5 МэВ и высоким уровнем активности порядка 10 кКи.

  Разработана, апробирована и утверждена технологическая методика получения изотопа иридий–192 необходимой удельной активностью порядка 450 Ки/г.

  По пункту 7 «Исследование свойств различных замедлителей нейтронов для создания установки облучения слитков кремния диаметром до 200 мм. Проведение исследований по созданию зоны облучения для НТЛ с высокой степенью однородности» были проведены следующие работы:

  • Проведены расчеты, позволяющие сделать следующие выводы: эффективность материалов с большими длинами диффузии для активных зон с малыми размерами может проявиться только в том случае, если размеры тепловой сборки будут велики по всем трем координатам, и краевые эффекты не будут сказываться на распределении нейтронного поля.
  • При небольших размерах тепловых сборок (меньших 3L), что характерно для бассейновых ИЯР, бериллий не уступает графиту и тяжелой воде, а по ряду параметров, таких как коэффициент качества по тепловым нейтронам, близость диффузионных свойств к свойствам кремния, он лидирует.
  • При формировании поля тепловых нейтронов в зоне облучения большое значение имеет местоположение канала и его ориентация относительно активной зоны. Расчеты показали, что даже при неблагоприятном расположении канала, как в нашем случае (расположение канала неблагоприятно относительно распределения поля тепловых нейтронов по высоте активной зоны), можно добиться достаточно высокой радиальной однородности облучения путем формирования поля тепловых нейтронов по другой координате. Варьируя материал отражателя и положение канала, также можно управлять полем тепловых нейтронов в канале.

  По пункту 8 «Создание концепции специализированной реакторной установки для НТЛ кремния. Проведение совместных НИР с компанией Global Silicon S.A (Швейцария) для выработки концепции по созданию специализированного реактора для легирования слитков кремния большого диаметра (до 600 мм)» были проведены следующие работы:

  • Предложен и обоснован метод получения равномерного в аксиальном направлении флюенса тепловых нейтронов для каналов реактора, ограниченных с одной стороны.
  • При осуществлении этого способа предварительно формируют нейтронное поле так, чтобы в канале был участок (-b≤z≤b), на котором распределение плотности потока тепловых нейтронов f(z) вдоль оси канала (оси z) было бы четной функцией (f(z) = f(–z)), и определяют этот участок -a≤z≤a. Длина контейнера должна быть не больше, чем длина выбранного участка (2a). Затем контейнер однократно или многократно возвратно-поступательно перемещают по каналу реактора из позиции k в l и обратно. Облучение прекращают тогда, когда усредненный по объему контейнера флюенс нейтронов становится равным половине от требуемого. После этого контейнер разворачивают, чтобы его торцы в канале поменялись местами, и точно также дооблучают, перемещая его из позиции m в n и обратно. При этом в одном крайнем положении (позиции k и m) контейнер располагают за пределами зоны облучения, а в другом (позиции l и n) − центр контейнера совмещают со серединой участка (z = 0), на котором f(z) = f(–z).
  • Полученные результаты расширяют условия однородного пространственного легирования слитков кремния больших размеров в пространственно-неоднородных, переменных во времени нейтронных полях и позволяют надеяться, что техническая реализация конкретных условий облучения будет осуществима на ИЯР любого типа.

  По пункту 9 «Теоретические исследования возможности радиационного окрашивания полудрагоценных камней. Проведение исследований по созданию канала для радиационного окрашивания природных кристаллов. Разработка проекта создания дополнительного канала для облучения образцов» были проведены следующие работы:

  Были изучены вопросы дефектообразования при облучении кристаллов. Была решена проблема радиоактивности топазов. Были определены оптимальные параметры потока нейтронов для достижения максимальной производительности установки по модифицированию кристаллов топаза. Расчеты спектров нейтронов и плотности потока быстрых нейтронов (Е > 0,5 МэВ) в экспериментальном устройстве в зависимости от расстояния до делящегося материала активной зоны проводились методом Монте-Карло. Первоначальная энергия нейтрона разыгрывалась в соответствии с экспериментальным спектром нейтронов, полученным нами экспериментально совместно с сотрудниками ВНИИФТРИ на границе «делящийся материал активной зоны – бериллиевый отражатель».

  По пункту 10 «Создание базы и проведение исследований в области криогенной радиационной физики твердого тела и криогенного радиационного материаловедения на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т» были проведены следующие работы:

  Проведены расчетные исследования показывающие, что достигаемые параметры установки составят:

  • достигаемый интегральный поток нейтронов – 10¹⁹–10²¹ н/см2 (зависит от времени облучения);
  • поток тепловых нейтронов на выходе из канала ГЭК-8 – 10¹² н/см2∙сек;
  • поток быстрых нейтронов на выходе из канала ГЭК-8 – 10¹⁰ н/см2∙сек;
  • достигаемая температура – менее 100 К.

  Предложенная тематика исследований и ожидаемые результаты направлены на: создание космических ядерных энергоустановок большой мощности и их ключевых элементов; создание высоконадежных компонентов и систем бортовой радиоэлектронной аппаратуры, стойкой к воздействию факторов космического пространства.

  Данные технологии отнесены к прорывным и должны получить приоритетное развитие и целенаправленную государственную поддержку на всех рубежах реализации Стратегии.

  Ожидаемую эффективность исследований по предложенной тематике следует считать высокой, поскольку они будут проведены на современной экспериментальной базе с использованием уникальной исследовательской ядерной установки, а созданный методологический комплекс будет постоянно совершенствоваться и использоваться в дальнейшем в работах по изучению свойств материалов и испытаниям приборов ракетно-космической техники нового поколения.

  Одним из направлений развития НТК РФ следует считать «создание современной экспериментальной базы исследований материалов и испытаний приборов для обеспечения мирового уровня эксплуатационно-технических характеристик отечественных космических средств». Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.1 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

2.1 Модернизация помещений комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ»

В рамках мероприятия «Модернизация помещений комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ» пункта 3 раздела 3.2

Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Заключен договор на экспертизу документов, представленных в Ростехнадзор для получения лицензии на право обращения с радиоактивными веществами при их получении, использовании и хранении на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т (договор №Эк-15-049_7275 от 05.05.2015 г.). Подготовлено

Экспертное заключение по результатам экспертизы документов, обосновывающих обеспечение радиационной безопасности и качества работ заявляемого вида деятельности по документам, представленным ТПУ на получение лицензии, №077/15/15-049 от 20.05.2015 г.

«Комплекс оборудования для определения и контроля класса чистоты помещений и соответствия их требованиям стандарта GMP» введен в эксплуатацию.

Необходимость комплекса обусловлена введением в действия ГОСТа Р 52249-2009 GMP «Правила производства и контроля качества лекарственных средств» носящего рекомендательный характер и его дальнейшего введения в качестве документа, регламентирующего производство и контроль качества лекарственных средств производимых на территории РФ. В соответствие данному ГОСТу на предприятиях занятых в сфере производства лекарственных средств необходимо внедрения системы GMP. Данный регламентирующий документ устанавливает классы чистоты воздуха в различных операционных помещениях. Также документ устанавливает период и кратность мониторинга качества воздушных масс в помещениях того или иного класса чистоты. «Комплекс оборудования для определения класса чистоты помещений и соответствия их требованиям стандарта GMP» позволяет проводить мониторинг качества воздушных масс в полном соответствие с ГОСТ Р 52249-2009 GMP. Организация производства генераторов технеция-99м, согласно с ГОСТ Р 52249-2009 GMP, по безотходной технологии на уникальной научной установке исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т не представляется возможной без использования данного комплекса.

«Комплекс оборудования для обеспечения функционирования и безлопастной эксплуатации уникальной научной установки «Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т» введен в эксплуатацию. Потребность в комплексе обусловлена необходимостью проведения мероприятий по контролю качества готового, стерильного радиофармацевтического препарата медицинского назначения 99mТс, используемого для приготовления раствора для внутривенного введения из различных наборов реагентов. Прибор используется для количественного и качественного определения элементного состава элюата из генератора технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ». Комплекс позволяет заблаговременно выявить превышение количественного содержания различных элементов, которое может нести опасность для здоровья человека. Комплекс, своей высокой производительностью, способствует более оперативному определению количественных показателей неактивных примесей, содержащихся в пертехнетате, получаемом из генератора технеция-99м, что напрямую способствует увеличению количества выпускаемых генераторов технеция-99м марки «99mТс-ГТ-ТОМ». Анализ данных получаемых в результате проведения аналитических исследований позволяет, обеспечивать бесперебойную поставку высококачественных генераторов технеция-99м в медицинские учреждения РФ, получаемых по безотходной технологии 98Мо(n,y)99Мо на уникальной научной установке исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т.

Заключен договор №3/06/15СЧ/320/020715/223ЕП от 02.07.2015 г на выполнение строительно-монтажных работ. Были проведены следующие работы:

• демонтаж электрооборудования;
• демонтаж проводки;
• демонтаж части вентиляционной системы;
• демонтаж межкомнатной перегородки из стеклянных блоков;
• расширение и укрепление дверных проемов.

В соответствии с требованием приказа Минпромторга России Ф №916 от 14.06.2013г. «Об утверждении Правил организации производства и контроля качества лекарственных средств» было проведено выравнивание полов в помещениях по одному уровню.

В рамках подготовительных работ была восстановлена перегородка между помещениями №158 и №157а-157, выполнен монтаж нового электрооборудования, проложены электросети, установлены направляющие для обустройства стен из гипсометаллических панелей.

Осуществлен монтаж стеновых панелей в полную высоту стен, для обеспечения максимальной прочности конструкции. Для упрощения проведения работ по очистке стен от загрязнений, наружные и внутренние стыки панелей скреплены с помощью профилей скругленной формы.

Установлен каркас подвесной потолочной конструкции типа «Армстронг» с последующим формированием подвесного потолка и наполнения созданного профильного каркаса специализированными гипсометалличесими потолочными кассетами, осветительными приборами, смотровыми люками, и вентиляционными решетками. Технологические стыки стеновых панелей, швы потолочных кассет и угловых профилей подвергались герметизации специализированным медицинским, химически стойким герметиком.

После проведения ремонтных работ помещения были наполнены технологическим оборудованием и лабораторной мебелью. В помещении №227 был установлен и полностью подключён к необходимым коммуникациям бокс абактериальной воздушной среды, установлен лабораторный стол, №156 установлено два лабораторных стола, №155 установлен шкафчик для хранения чистого комплекта одежды предназначенного для оператора, проводящего зарядку генераторов технеция, №157 установлено четыре стеллажа для размещения генераторов технеция на момент проведения контрольной аттестации и отбора проб готового препарата технеция-99м.

В соответствии с договором №3/06/15СЧ/320/020715/223ЕП от 02.07.2015г., ООО «СТК СТРОЙ-ВЕК» выполнило свои обязательства качественно и в полном объеме. (Акт приемки в эксплуатацию помещений лаборатории №31 ЯР ФТИ от 23.11.2015г.)

На основании конкурсного отбора был заключен подрядный договор с единственным поставщиком ООО «Миасский завод медицинского оборудования» (ООО «МЗМО») №130/3049 от 14.12.2015г. для проведения аттестации помещений на соответствие их классам чистоты (Договор №1310/30797 от 14.12.2015г.) в соответствии с приказом Минпромторга России Ф №916 от 14.06.2013 г. «Об утверждении Правил организации производства и контроля качества лекарственных средств». 21.12.2015г., сотрудники компании ООО «МЗМО» прибыли в помещения №:137, 157, 157а, 155, 156, 227а, 227 комплекса производства сорбционных генераторов технеция-99м «99mТс-ГТ-ТОМ» по адресу г.Томск, Кузовлевский тракт, д.48 для проведения аттестации. По результатам проведения работ выявлено соответствие класса чистоты помещений заявленным в проекте показателям, составлены документы подтверждающие классы чистоты в помещениях.

2.2 Модернизация участка дезактивации слитков материалов

Заключен договор №501/280915/223ЕП/07/08/15 от 28.09.2015 на строительно-монтажные работы по ремонту помещения участка дезактивации слитков материалов. Работы выполнены в срок и в полном объеме.

Комплекс оборудования для контроля качества технологических параметров инновационной продукции нейтронно-трансмутационного легирования кремния введен в эксплуатацию.

Комплекс оборудования для контроля качества технологических параметров инновационной продукции нейтронно-трансмутационного легирования кремния с целью модернизации участка дезактивации слитков кремния введен в эксплуатацию.

Печь отжига радиационных, дефектов образующихся в слитках полупроводниковых материалов, введена в эксплуатацию. Для оснащения модернизированного участка дезактивации слитков материала приобретено современное оборудование и лабораторная мебель (Договор № 497/250915/223ЕП от 25.09.2015

Для удаления с рабочего места жидких радиоактивных отходов установлен погружной насос Grundfos Unilift АР 12.50.11.A3, что исключает их временное хранение в сливных емкостях (НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010).

Для повышения уровня электробезопасности проведен монтаж новой электропроводки розеток и распределительных щитков. Заменены светильники на современные светодиодные, для исключения возможности отравления ртутными парами при эксплуатации. Выполнен монтаж спецканализаци открытым способом из устойчивых к агрессивной среде труб для осуществления возможности транспортировки жидких отходов из сливной емкости.

2.3 Модернизация системы аварийного слива воды

В рамках мероприятия «Модернизация системы аварийного слива воды» пункта 5 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Изготовлен и установлен бак объемом 20 куб.метров из нержавеющей стали (Договор №678/111115/223ЕП от 11.11.2015) в физическом зале в пространстве между ГЭК 4 и ГЭК 5. Бак аварийного слива воды смонтирован на опорной раме. Бак необходим для использования в качестве резервного хранилища на случай ремонта или освидетельствования трубопроводов и насосов первого контура.
• Приобретен и введен в эксплуатацию насос марки Х8/30 для перекачки воды первого контура в бак объемом 20 куб.метров. Приобретен и введен в эксплуатацию насос марки Grundfos JP 5 для перекачки воды первого контура, находящейся в объеме задерживающей емкости реактора (24 м3), в бак аварийного слива воды объемом 20 куб.метров (Договор №20129 от 17.09.2015).
• Смонтированы трубопроводы и запорная арматура для перекачки воды, хранящейся в баке аварийного слива воды, в бак реактора, с возможностью организации фильтрации теплоносителя через штатную систему фильтрации теплоносителя первого контура (Договор №500/280915/223ЕП от 28.09.2015).
• Проведена модернизация насосов НДВ и НУН.
• Приобретен и установлен уровнемер ПМП-062, для контролирования уровня воды в баке аварийного слива воды с выводом на измеритель-регулятор ИРТ-1730 (Договор №20129 от 17.09.2015); приобретены расходные материалы для системы аварийного слива воды (Договор № 31076 от 22.12.2015).

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.2 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

2.4 Ввод в эксплуатацию криогенной петли

В рамках пункта 6 раздела 3.2 «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» «Ввод в эксплуатацию криогенной петли» были выполнены следующие работы:

• В соответствии с техническим заданием проведена ревизия шиберного устройства горизонтального экспериментального канала ГЭК-8 с его полной разборкой для замены и юстировки изношенных деталей.
• Шибер приведен в состояние согласно проектному. В соответствии с регламентом, работы приняты комиссией по акту.
• Заключен договор №911/161215/223ЕП от 16.12.2015 на поставку комплекса по разработке новых технологий с использованием экспериментального канала ГЭК-8. Комплекс поставлен в полном объеме.
• Спроектирована и смонтирована биологическая защита от выведенного нейтронного и гамма – излучения, которая представляет собой слоистую структуру с использованием нейтронно-поглощающего слоя, тяжелого бетона, свинца и стальных блоков. Общая масса защитного канонира около 30 тонн.
• Смонтировано электропитание криостата замкнутого цикла и установки получения жидкого азота. Проведены их рабочие предпусковые испытания.
• При открытом шиберном устройстве выполнены измерения мощности гамма-поля как внутри, так и снаружи биологической защиты, рассчитана кратность ослабления гамма – излучения, которая составляет 104 – 106 в зависимости от энергии излучения.
• Заключен договор на поставку необходимого оборудования для обеспечения функционирования криогенной петли (Договор № 20129 от 17.09.2015).

2.5 Создание лаборатории моделирования процессов в ядерном реакторе

В рамках мероприятия «Создание лаборатории моделирования процессов в ядерном реакторе» пункта 7 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Полностью выполнен ремонт помещений лаборатории (учебный класс, компьютерный класс);
• Установлено современное сетевое оптическое оборудование, позволяющее проводить моделирование поведения ядерной установки в различных режимах работы при кратковременных изменениях рабочих параметров (Договор №20133 от 17.09.2015, договор б/н от 28.05.2015);
• Заключены договоры № 907/161215/223ЕП от 16.12.2015, № 908/161215/223ЕП от 16.12.2015, № 909/161215/223ЕП от 16.12.2015 на поставку специализированного оборудования для обеспечения проведения нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов и сопровождения эксплуатации исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т. Оборудование поставлено в полном объеме;

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.2 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

3.1 Печь отжига

Заключен договор № 728/191115/223ЕП от 19.11.2015 г на поставку «Печи отжига» RS 170-1500/11S.

Печи отжига такого типа могут быть легко интегрированы в уже существующие установки производства или испытания материалов. Использование дополнительных опций позволяет проводить термообработку в защитном газе, вакууме или в атмосфере горючих газов.

Печь оборудована автоматической системой подачи газов. Автоматическая система подачи газа включает манометр, расходомер с регулируемым потоком газа и соленоидный клапан. Управление клапаном осуществляется с помощью дополнительной функции термоконтроллера P 300 в соответствии с заданной программой в автоматическом режиме. Настройка скорости потока газа осуществляется пользователем вручную.

Существующая на УНУ ИРТ-Т печь отжига марки СУЗН-1.6 позволяет производить отжиг слитков кремния диаметром до 102 мм (4 дюйма). Новая печь значительно расширяет возможности существующей на ИРТ-Т Томского политехнического университета технологии нейтронного трансмутационного легирования (НТЛ) слитков кремния большого размера. Она позволяет проводить отжиг радиационных дефектов в слитках монокристаллического кремния диаметром до 6 дюймов (внутренний диаметр трубы равен 162 мм), образующихся в процессе их облучения нейтронами ядерного реактора. Это увеличит объём выполняемых контрактов для российских и зарубежных компаний.

Печь отжига слитков монокристаллического кремния большого диаметра позволит также улучшить их пострадиационные характеристики, такие как: объёмная равномерность НТЛ, а присутствие в зоне отжига хлорсодержащей атмосферы увеличивает время жизни неосновных носителей заряда в кремнии.

Печь отжига поставлена в полном объеме.

3.2 Фотоколориметр

Заключен договор № 30631/535/071015/223ЕП от 07.10.2015 на поставку фотоколориметрического комплекса, который предназначен для проведения аналитического контроля и аттестации растворов препаратов медикобиологического назначения меченных радионуклидами фосфор-32, рений-188, самарий-153 и лютеций-177.

Особенностью производства выше перечисленных препаратов каждого номинала является их небольшой объём, который, в среднем, составляет от 5 до 10 мл. Объём пробы для проведения всех видов анализов не должен превышать 1 мл. Например, для определения рН препарата отбирают не более 200 мкл раствора, который доводят до объёма 1 мл бидистиллированной водой. Кроме этого, к чистоте самих препаратов медикобиологического назначения, а также к химическим веществам и растворителям, используемых как на стадии мечения нуклеотидов, так и приготовления растворов реагентов предъявляются особые требования. Отсюда вытекает необходимость использования высокочувствительных приборов, с помощью которых возможно определить чистоту препарата в минимальном объёме с минимальной погрешностью.

Основные задачи, которые позволяет решить фотоколориметрический комплекс:

• Измерение коэффициентов пропускания, оптической плотности прозрачных жидкостных растворов и скорости ее изменения, а также определение концентрации растворов. В частности – определение фосфора в виде неорганического фосфата (Оригинальная методика по Фиске-Субарроу в модификации Чена). Методика основана на фотометрировании окрашенного гетерополисоединения молибдата аммония с ортофосфатом. Дифракционная решетка, 1200 штрихов на 1 мм, в сочетании с микропроцессорной системой обеспечивает малую погрешность измерения и высокое спектральное разрешение.
• Измерение рН, ОВП и концентрации ионов в водных растворах в широком диапазоне и с высокой точностью как при проведении рутинных измерений, так и, в комплекте с комбинированным рН-электродом микро InLab Micro (диаметр 3 мм, длина 60 мм), определение рН препаратов малых объёмов. Измерение чистоты (электропроводимости) би- и тридистиллята, используемых для приготовления растворов реагентов.
• Определение массы и взятие навесок химических веществ (НмПВ, г – 0,001), измерение плотности веществ, проведение гидростатического взвешивания и выполнение работ с магнитными материалами
• Осуществление контроля водно-химических режимов подготовки деионизованной воды, используемой для получения би- и тридистиллята. Измерение удельной электрической проводимости, приведенной к 25 °С, и вычисление эквивалентного солесодержания в пересчёте на хлористый натрий (NaCl) воды и водных растворов в магистрали, а также для измерения температуры анализируемой среды.

Таким образом, фотоколориметрический комплекс позволяет осуществлять полный аналитический контроль как исходных реагентов и растворов на стадии их приготовления, так и аттестацию препаратов медикобиологического назначения меченных радионуклидами фосфор-32, рений-188, самарий-153 и лютеций-177.

3.3 Ионизационные камеры

В рамках пункта 3 раздела 3.1 Дооснащение объекта научной инфраструктуры необходимыми материалами и оборудованием «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• В связи с невозможностью приобретения комплекта стержней были проведены обследования систем и оборудования УНУ ИРТ-Т, которые показали возможность эксплуатации имеющихся стержней СУЗ до 2035 года (назначенный срок эксплуатации реактора ИРТ-Т) при соблюдении компенсирующих мероприятий: установке в околореакторном пространстве двух дополнительных ионизационных камер ПИК-83 для более точного контроля нейтронной мощности реактора.
• Согласно заключенному на первом этапе Проекта этапного договора №179Э-14 от 28.11.2014 г. с ОАО «Красная звезда» на поставку подвесок ионизационных камер для контроля параметров исследовательского реактора ИРТ-Т, изготовлены и поставлены ионизационные камеры ПИК 55, ПИК 56 и ПИК 83.
• Проведены монтажные работы по организации дополнительных каналов для установки новых ионизационных камер, позволяющих с большей точностью контролировать нейтронный поток в ядерном реакторе ИРТ-Т.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.3 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

4.1 Замена каналов ВЭК и СУЗ

В рамках мероприятия «Замена каналов ВЭК и СУЗ» пункта 9 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Подготовлены и смонтированы новые титановые каналы (Договор 678/111115/223ЕП от 11.11.2015) для подвесок ионизационных камер ПИК 55, ПИК 56 и ПИК 83, включая соединительные конструкционные элементы. Приобретены электротехнические изделия для монтажа дополнительных электрических каналов (Договор бн от 28.05.2015 г.). Товар поставлен в полном объеме.

Заключен договор на поставку оборудования для системы технологического оповещения персонала уникальной научной установки (Договор №674/101115/223ЕП от 10.11.2015). Система поставлена в полном объеме и введена в эксплуатацию.

Закуплены М3-выключатели для модернизации системы СУЗ уникальной научной установки ИРТ-Т, которые позволят организовать более точное управление положением стержней системы СУЗ ядерного реактора. (Счет 430 от 02.11.2015, Счет 428 от 02.11.2015). Выключатели поставлены в полном объеме.

4.2 Обеспечение топливом реакторной установки

В рамках мероприятия «Обеспечение топливом реакторной установки» пункта 10 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Закрыт двухэтапный договор №20000007586 от 09.12.2014 с ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» на изготовление ТВС ИРТ-3М с использованием ядерных материалов.
• Топливо передано на ответственное хранение в ОАО «НЗХК», поставка на реакторную площадку УНУ ИРТ-Т запланирована на осень 2016 года.

4.3 Плановая замена фильтрующих компонентов системы водоподготовки

В рамках мероприятия «Плановая замена фильтрующих компонентов системы водоподготовки» пункта 11 раздела 3.2 Модернизация, содержание и ремонт оборудования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

• Пробит монтажный проем 800х800 в бетонном перекрытии толщиной до 0,8 м. Демонтирован бетон и установлен люк, соответствующий фильтрам ФП-300. Установлена лестница (трап).
• Разобраны колонки фильтров. Выполнена дезактивация и утилизация отработавшего активированного угля и корпусов фильтров ФП-300.
• Организован входной проем в кирпичной стене толщиной 40 см. для доступа во второе помещение фильтров. Выполнен ремонт поврежденного слоя стены, заливка полов стяжкой, окраска полов и стен для обеспечения возможности дезактивации помещения.
• Изготовлены детали для монтажа фильтров: подставки под фильтры, уплотнительные прокладки, хомуты. Закуплены и установлены йодные и аэрозольные фильтры ФП-300 очистного оборудования по обращению с газообразными радиоактивными отходами реактора ИРТ-Т (Договор 390/040815/223ЕП от 04.08.2015). Выполнен монтаж трубопроводов к установленным фильтрам ФП-300.
• Заключен договор на поставку ионнообменной смолы ядерного класса для повышения качества воды первого контура в части повышения безопасности ядерного реактора (Договор №394/050815/223ЕП от 05.08.2015). Материалы поставлены в полном объеме.
• Заключен договор №28853 от 27.11.2015 на поставку аналитических фильтров и аналитических фильтрующих лент для повышения безопасности ядерного реактора. Материалы поставлены в полном объеме.
• Заключен договор №910/161215/223ЕП от 16.12.2015 на поставку комплекса по переработке ядерных отходов для организации возможности расширения номенклатуры выпускаемой радиоизотопной продукции, позволяющей расширить спектр оказываемых УНУ ИРТ-Т услуг, а также повысить количество организаций-пользователей установки. Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.4 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

5.1 Методика исследования получения изотопа иридий-192 в реакторе ИРТ-Т

Согласно пункту 5 «Методика исследования получения изотопа иридий-192 в реакторе ИРТ-Т» раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Разработана и утверждена «Методика исследования получения изотопа иридий-192 в реакторе ИРТ-Т», включая полную схему производства

Определено оборудование, необходимое для производства, разработан технологический процесс, включающий:

• Подготовку посуды;
• Подготовка иридиевых дисков;
• Выдержка в баке реактора;
• Вскрытие пенала и очистка ампулы с облученным иридием;
• Анализ готового продукта;
• Фасовка, упаковка готового продукта;
• Отходы производства, их обезвреживание.

5.2 Методика испытания полупроводниковых приборов

Согласно пункту 6 «Методика испытания полупроводниковых приборов» раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Разработана и утверждена «Методика испытания полупроводниковых приборов», включая полную схему размещения криогенного технологического комплекса.

Испытания проводятся на выведенном из горизонтально экспериментального канала исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т нейтронном пучке и поле гамма-излучения, представляющем источник радиационных воздействий, имеющий единую или близкую физическую природу и характеристики с радиационными факторами, воздействующими в реальных условиях эксплуатации испытуемых изделий.

Для оценки реакции ИПЭ до, в момент и после воздействия излучения регистрируется следующие параметры функционирования:

• Сигналы на входах ИПЭ;
• Сигнал на выходе ИПЭ;
• Напряжение питания (изменение потребляемой мощности) и продетектированный сигнал в цепи питания.

Критерием нарушения работоспособности ИПЭ служит необратимое после окончания воздействия излучения искажение формы выходного сигнала.

Заключены договора №499/250915/223ЕП от 25.09.2015 и № 495/230915/223ЕП от 23.09.2015 на поставку расходных материалов для научной установки позволяющий осуществлять проведение высокотехнологичных исследований на УНУ ИРТ-Т.

5.3 Методика исследования получения изотопа молибден-98 в реакторе ИРТ-Т

Согласно пункту 8 «Методика исследования получения изотопа молибден-98 в реакторе ИРТ-Т» раздела 3.3 Разработка и освоение новых методик исследований или измерений «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы:

Разработана и утверждена «Методика исследования получения изотопа молибден-98 в реакторе ИРТ-Т», включая схему размещения контейнера.

Определено оборудование, необходимое для производства, разработан технологический процесс, включающий:

• Подготовку посуды;
• Приготовление порошка Mo-98;
• Закрепление пенала и взвешивание мишени в канал;
• Извлечение пенала;
• Вскрытие мишени;
• Проведение исследований по определению активности Mo-98;
• Анализ готового продукта;
• Фасовка, упаковка готового продукта;
• Отходы производства, их обезвреживание.

5.4 Методика (метод) измерений массовой доли примесей в пробах углей, сланцев и продуктах их переработки нейтронно-активационным методом

В рамках третьего этапа разработана, утверждена и аттестована «Методика (метод) измерений массовой доли примесей в пробах углей, сланцев и продуктах их переработки нейтронно-активационным методом», дата аттестации – 23.11.2015 г

Методика устанавливает способ измерений массовой доли железа, лантана хрома в пробах угля, сланцев и продуктов их переработки инструментальным нейтронно-активационным методом анализа ИНАА).

Метод заключается в облучении исследуемых проб в реакторе потоком тепловых нейтронов (по реакции (n,γ)) и последующем измерении наведенной активности на гамма-спектрометре с полупроводниковыми детекторами.

Навески исследуемых проб, а также стандартных образцов упаковывают в материал, который практически не активируется под действием нейтронов (полиэтиленовая пленка) или дающий продукты активации с малым периодом полураспада (алюминиевая фольга), помещают в пенал из алюминия высокой чистоты и облучают в течение определенного времени в канале реактора тепловыми нейтронами. По окончании облучения, после некоторой выдержки облученных проб («остывание»), измеряют на спектрометрах наведенное гамма-излучение каждой пробы, далее проводится повторная выдержка облученных проб и проводится «второе измерение», по которому рассчитывается окончательные результаты измерений.

Сравнивая интенсивности гамма-линий соответствующих радионуклидов с интенсивностью гамма-линий стандартных образцов, рассчитывают содержание определяемых элементов.

Для снижения взаимного мешающего влияния радионуклидов учитываются ядерно-физические характеристики радионуклидов элементов, технические параметры облучения и характеристики СИ. Это достигается следующими приемами:

• Выбором оптимальных режимов времени облучения, «остывания», измерения гамма-спектров проб;
• Использованием современных многоканальных гамма-спектрометров высокого разрешения;
• Внесением при необходимости поправок на мешающее влияние других элементов путем оптимизации математической обработки гамма-спектров.

Ряд из этих приемов заложен в современной спектрометрической аппаратуре в программном обеспечении и выполняется автоматизированным способом.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.5 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

Согласно пункту 7 «Аттестация программного комплекса MCU для расчетов реактора ИРТ-Т» раздела 3.4 Метрологическое обеспечение функционирования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы», выполнены следующие работы: Создана полномасштабная нейтронно-физическая модель активной зоны исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т, включающая тепловыделяющие сборки, блоки бериллиевого отражателя, а также горизонтальные и вертикальные экспериментальные каналы. Бериллиевые блоки заданы в виде параллелепипедов 69х69х660 мм (без фасок), разбитых на 6 равных слоев по высоте. В каждом высотном слое бериллиевого блока задана концентрация гелия-3 и лития-6.Концевые детали ТВС и боков отражателя заданы приближенно в виде гомогенной смеси воды и алюминия. Поглощающие стержни заданы в соответствии с чертежами. Утяжелитель на конце стержня и концевик заданы в виде цилиндров. Поглощающий стержень задан как одна материальная зона, выгорание поглотителя не учитывается. В модели представлено 10 горизонтальных и 14 вертикальных экспериментальных каналов, заполненных воздухом, и 2 центральных канала, заполненных водой.

Разработаны геометрические модели 8-и и 6- трубных ТВС ИТР-3М, а также 4-х и 3-тубных ТВС ИРТ-2М, которые ранее эксплуатировались в активной зоне ИРТ-Т наряду со сборками ИРТ-3М.

В горизонтальной плоскости каждый твэл разделен на восемь частей, выделены четыре плоскости и четыре скругления. По высоте твэл разделен на шесть одинаковых слоев.

Для расчета энергонапряженных сборок, со сложным профилем энерговыделения, предусмотрено разбиение на 12 или 60 слоев по высоте, в зависимости от потребностей расчета.

Сборки, установленные в ячейках, предусматривающих установку поглощающих стержней, заданы с алюминиевым вытеснителем в центре.

Совместно с сотрудниками НИЯУ МИФИ (старший научный сотрудник, кандидат технических наук М.В. Щуровская, заместитель главного инженера ИРТ МИФИ, кандидат технических наук В.П. Алферов, инженер А.И. Радаев) подготовлен Отчет «Верификации программы MCU-PTR с библиотекой констант MDBPT50 для расчетов нейтронных характеристик исследовательских реакторов ИРТ-Т и ИРТ МИФИ».

Заключен договор №851/101215/223ЕП от 10.12.2015 на услуги по анализу и оценке материалов, обосновывающих применение программного средства MCU-PTR для расчетов нейтронно-физических характеристик исследовательских реакторов ИРТ-Т и ИРТ МИФИ. Получен отчет о результатах анализа и оценки обоснования применения программного средства MCU ДНП АО-100/2015.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.6 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

По пункту 1 «Создание на базе УНУ системы дополнительного профессионального образования в области ядерных и радиационных технологий» раздела 3.6 Расширение перечня оказываемых с использованием УНУ услуг «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» разработаны и утверждены следующие программы дополнительного профессионального образования повышения квалификации:

• Регулируемый электропривод исполнительных механизмов АСУ ТП – эффективное энергосберегающее оборудование.
• Электроснабжение промышленных предприятий. Учет энергоресурсов. Ремонт, наладка и испытание электрооборудования.
• Устройство безопасности эксплуатации и ремонт электрооборудования.
• Физико-химические методы анализа.
• Современные системы микропроцессорного управления электроприводами на базе новейших микроконтроллеров.
• Ремонт и техническое обслуживание медицинской техники.
• Радиационный контроль и диагностика.

По пункту 2 «Создание линии производства новых изотопных материалов» раздела 3.6 Расширение перечня оказываемых с использованием УНУ услуг «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» заключен договор №498/250915/223ЕП/05/08/15 от 25.09.2015 на строительно-монтажные работы по ремонту помещений линии производства новых изотопных материалов, позволяющий расширить номенклатуру производимой радиоизотопной продукции. Заключен договор 782/301115/223ЕП от 30.11.2015 на поставку Гамма-сканера для планарной хроматографии, необходимый для проведения анализа получаемой изотопной продукции.

По пункту 3 «Создание специального центра радиационного воздействия на материалы в экстремальных условиях и радиационного окрашивания камней» раздела 3.6 Расширение перечня оказываемых с использованием УНУ услуг «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» проведены следующие работы:

• Определены основные составляющие примесных элементов в объеме облучаемого кристалла. Показано, что с точки зрения длительности «высвечивания» наиболее неблагоприятной примесью является тантал.
• Исходя из нейтронно-физических особенностей взаимодействия нейтронного излучения с веществом облучаемого материала, определены материалы контейнера для проведения облучения партий кристаллов.
• Проведены исследования тепловыделения в экспериментальном образце при облучении резонансными и тепловыми нейтронами. Показано, что для организации необходимого уровня тепловыделения необходимо установить свинцовый экран толщиной 5 см между каналом и активной зоной реактора.
• На основании проведенных исследований для облучения полудрагоценных камней были созданы экспериментальные установки на вертикальных каналах ИРТ-Т (ВЭК-1, ВЭК-3 и ВЭК-6) с суммарной производительностью 200 кг топазов в год.

Учитывая существующий дефицит экспериментальной информации о протекании процессов дефектообразования в условиях действия полей реакторного излучения при низких (до 100 К) температурах, одной из основных задач при создании ядерных двигательных установок космических аппаратов является проведение исследований функциональных свойств материалов и приборов (в том числе полупроводниковых) в условиях, максимально приближенных к реальным условиям межпланетного пространства.

В ходе создания Центра была разработана приборная и методологическая база для проведения экспериментов и экспериментального изучения надежности функционирования материалов и приборов космических ядерных двигательных установок путем установления основных закономерностей изменения их физических и эксплуатационных свойств в условиях действия реакторных излучений и космического холода (при температурах в интервале 10-325 К).

На основании проведенных исследований была создана экспериментальная установка на горизонтальном канале ГЭК-8 исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т, позволяющая проводить исследования характеристик материалов в условиях, близких условиям открытого космоса.

Заключен Договор №794/301115/223 от 30.11.2015) на неисключительные права на использование программного обеспечения, предназначенного для использования в системе управления процессами автоматического контроля, обладающей возможностями ультразвуковой диагностики, рентгенографического контроля и компьютерной томографии.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.7 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках международной коллаборации аналитических центров из более чем 20 стран мира (координатор Институт ядерной химии и технологии, Варшава, Польша) принято участие в программе по созданию новых международных стандартных образцов химического состава на основе биологического и техногенного происхождения:

• Листья табака Oriental Basma Tobacco Leaves (INCT – OBTL – 5);
• Листья табака Polish Virginia Tobacco Leaves (INCT – PVTL – 6);
• Мышечная ткань баклана Cormorant Tissue (M-4 CormTis);
• Мышечная ткань трески Cod Tissue (М-5 CodTis),
• Образец техногенных донных отложений Bottom Sediment (М-2 BotSed).

Для анализа, после предварительной сушки при 85 ºС до постоянного веса, были отобраны по пять параллельных аликвотных частей каждого исследуемого образца массой 200 мг. Отобранные пробы упаковывали в алюминиевую фольгу и облучали, совместно с эталонами, в потоке тепловых нейтронов 5∙1013 нейтр/см2∙с. В качестве эталонов сравнения были использованы ГСО РФ (листья березы (ЛБ-1), злаковая травосмесь (СБМТ-02), а также стандарт МАГАТЭ – сено (V-10)).

Содержание определяемых элементов проводили с использованием гамма-спектрометров на базе ОЧГ-детектора и многоканального анализатора импульсов. В каждой пробе было количественно определено до 30 элементов, в интервале концентраций от 10-2 до 10-9 г/г. Кроме того, дополнительно была проведена полуколичественная оценка содержания 11 элементов периодической системы.

На основании полученных данных были рассчитаны абсолютные и относительные среднеквадратические отклонения средних (n=5) результатов анализа для всех аттестуемых элементов.

Полученные на УНУ ИРТ-Т результаты основаны на использовании оригинальных разработанных методик анализа, а значения концентраций элементов на 85–90 % соответствуют международных требованиям оценки правильности и точности анализа, которые предъявляет координатор результатам, представленным участникам. Участники коллаборации обеспечены представительными пакетами исследуемых материалов и сертификатами вышеуказанных стандартных материалов, которые могут быть использованы как для проведения рутинных анализов, так и аттестации новых объектов органического происхождения. Особая ценность разработанных с участием УНУ ИРТ-Т стандартных образцов в том, что с их помощью с высокой степенью надежности могут быть определены токсичные и тяжелые элементы в объектах среды обитания и потребления человека.

Работы в рамках международной коллаборации по созданию новых стандартных образцов для нейтронно-активационного анализа в дальнейшем будут продолжены. Это позволит обеспечить аналитический центр на базе УНУ ИРТ-Т высоконадежными образцами сравнения для проведения и разработки новых методов анализа. Разработанные стандартные образцы химического состава могут использоваться не только при проведении анализов нейтронно-активационным методом, но и другими методами (атомно-абсорбционным, спектральными и другими).

В рамках работы «Создание концепции специализированной реакторной установки для НТЛ кремния были проведены совместные научные исследования с компанией Global Silicon S.A (Швейцария) для выработки концепции по созданию специализированного реактора для легирования слитков кремния большого диаметра (до 600 мм)» был предложен и обоснован метод получения равномерного в аксиальном направлении флюенса тепловых нейтронов для каналов реактора ограниченных с одной стороны. Для формирования высокоэффективной селекции нейтронов разработана технология использования селектирующих пластин. Были изготовлены 4 селектирующие пластины из графита.

В результате проведённых экспериментов установлено, что выбранные геометрические параметры поверхности селектирующих пластин позволили сформировать направленный поток тепловых нейтронов. Причём плотность селектированного потока тепловых нейтронов была в несколько раз больше, чем средняя плотность падающего на пластины потока тепловых нейтронов реактора.

Проводятся совместные ПНИ c Argonne National Laboratory (США) по изучению возможности перевода активной зоны реакторной установки ИРТ-Т с высокообогащенного топлива на низкообогащенное в рамках международной программы RERTR (уменьшение обогащения топлива в исследовательских реакторах).

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.8 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

За второе полугодие, участие в курсах повышения квалификации и стажировках приняли следующие сотрудники:

• Стасюк Е.С. – с 02.11.2015 по 14.11.2015 – ГБОУ ВПО «Санкт-Петербуржская государственная химико-фармацевтическая академия» Минздрав РФ, г. Санкт-Петербург;
• Садкин В.Л. – с 12.10.2015 по 06.11.2015 – «Подготовка спасателей и граждан, приобретающих статус спасателя, к ведению аварийно-спасательных работ по ликвидации последствий радиационных аварий». Филиал «НИЯУ МИФИ» г. Северск;
• Рогов А.С. – с 12.10.2015 по 06.11.2015 – «Подготовка спасателей и граждан, приобретающих статус спасателя, к ведению аварийно-спасательных работ по ликвидации последствий радиационных аварий». Филиал «НИЯУ МИФИ» г. Северск;
• Кабанов Д.В. – с 12.10.2015 по 06.11.2015 – «Подготовка спасателей и граждан, приобретающих статус спасателя, к ведению аварийно-спасательных работ по ликвидации последствий радиационных аварий». Филиал «НИЯУ МИФИ» г. Северск;
• Наймушин А.Г. – с 14.12.2015 по 25.12.2015 – «Культура физической ядерной безопасности». ЦИПК «Росатом» г. Обнинск.
• Фикс А.И. – с 06.12.2015 по 19.12.2015 – Университет Иоганна Гуттенберга г. Майнц, Германия.
• Бехтерева Е.С. – с 03.12.2015 по 15.12.2015 – Университет Париж-Восток Кретей и Париж-Дидро, г. Париж, Франция.
• Сурменев Р.А. – с 01.12.2015 по 13.12.2015 – Институт Фраунгофера, г. Штутгарт, Германия.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.9 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках выполнения пункта 3.10 Плана-Графика исполнения обязательств были выполнены следующие работы:

• Повышена публикационная активность в СМИ и социальных сетях.
• Варлачевым Валерием Александровичем защищена диссертация на соискание степени доктор технических наук. Наименование диссертации — «Нейтронно-трансмутационное легирование кремния в бассейновом исследовательском ядерном реакторе». Объект исследования: радиационные технологии получения полупроводниковых материалов с заданными свойствами. Цель работы: развитие метода нейтронного трансмутационного легирования (НТЛ) кремния. Разработан метод НТЛ слитков кремния, размеры которых превышают размеры активной зоны бассейновых исследовательских ядерных реакторов. Предложена математическая модель процесса облучения, использование которой позволяет получить высокую пространственную однородность легирования протяжённых образцов кремния большого размера путём их сканирования относительно неоднородного нейтронного поля. Доказана возможность достижения высокой пространственной однородности легирования слитков кремния в экспериментальных каналах исследовательских реакторов с односторонним доступом. Создана и внедрена на ядерном реакторе ИРТ-Т промышленная технология НТЛ слитков кремния диаметром до 13 см, длиной до 70 см. Производительность легирования до 10 тонн в год. Качество легирования соответствует мировым стандартам. Научный консультант: доктор физико-математических наук Кривобоков В.К. Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук Двуреченский А.В., доктор технических наук Черепнин Ю.С., доктор физико-математических наук Найден Е.П.
• Седневым Дмитрием Андреевичем защищена диссертация на соискание степени кандидата технических наук. Наименование диссертации — «Разработка научно-технических основ акустической идентификации в целях обеспечения режима нераспространения ядерных материалов». Цель работы: разработка аппаратного и методического обеспечения акустического измерения структурных особенностей конструкционного материала сварного соединения для формирования уникального идентификационного признака шва. В результате работы разработана модель формирования УИП с использованием обработанного акустического сигнала. Разработан и изготовлен спиральный матричный акустический преобразователь, входящий в лабораторный измерительный комплекс для ультразвуковых исследований конструкционных материалов ядерной энергетики. Проведены лабораторный эксперименты по акустическому исследования сварных соединений для формирования УИП их корреляционного анализа с помощью разработанной модели. Определены уровни корреляции УИП, полученных и обработанных различными методами корреляции на образцах, предоставленных ФГУП ФЯО ГХК, выполненных из аустенитной стали 12Х18Н10Т.

Результаты научной деятельности освещены на следующих конференциях и семинарах:

1) 28th Annual EANM Congress in Hamburg, Germany in October 2015— 2015;

2) I Петербургский онкологический форум «Белые ночи – 2016», Санкт-Петербург, 8-10 июня 2015г;

3) I Международная научно-практическая конференция «Актуальные проблемы разработки, производства и применения радиофармацевтических препаратов» РАДИОФАРМА-2015 г. Москва, 17-19 июня 2015 г.

4) VIII Российская конференция «Радиохимия–2015» 28.09.2015 – 2.10.2015г., г. Железногорск, Красноярский край.

5) International Postgraduate Network 26.04.2015 – 08.05.2015, г. Пхукет, Тайланд

6) VI Школа-конференция молодых атомщиков Сибири, г. Томск, 14 – 16 октября 2015 г.

7) XXI Международная научная конференция студентов и молодых учёных «Современные техника и технологии», г. Томск, 5 – 9 октября 2015 г.

8) Форум и Шоу технологий «Открытые инновации» 2015, г. Москва, ВДНХ, 28 октября – 1 ноября 2015 г.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.10 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

В рамках выполнения пункта 3.11 Плана-Графика исполнения обязательств были выполнены следующие работы:

Создана система дополнительного профессионального образования в области ядерных и радиационных технологий на базе учебно-научного центра «Исследовательский ядерный реактор» (УНЦ ИЯР).

Организованно материально-техническое обеспечение учебного процесса в лаборатории ПМЯР УНЦ ИЯР.

Разработана и утверждена программа стажировки «Изучение международных стандартов при обращении с радиоактивными отходами». Цель обучения: углубление знаний и навыков применения норм, требований и международных стандартов при обращении с радиоактивными отходами.» Форма обучения – очная. Срок обучения – 40 часов.

Разработана и утверждена программа повышения квалификации: «Система государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов». Цель обучения: углубление знаний в области учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, по вопросам обеспечения радиационной безопасности предприятий и организаций». Форма обучения – очно-заочная. Срок обучения – 72 часа.

Разработана и утверждена программа повышения квалификации: «Организация и обеспечение физической защиты объектов». Цель обучения: углубление знаний в области физической защиты ядерных материалов, ядерных установок, пунктов хранения ядерных материалов на объектах отрасли. Форма обучения – очно-заочная. Срок обучения – 72 часа.

Разработана и утверждена программа повышения квалификации: «Нитридное топливо для реакторов на быстрых нейтронах». Цель обучения: развитие компетенций в области получения нитридного топлива с целью обеспечения безопасной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Форма обучения – очная. Срок обучения – 72 часа.

Разработана и утверждена программа повышения квалификации: «Масс-спектрометрические методы анализа». Цель обучения: освоение методов и приемов работы с масс-спектрометом, необходимых для профессиональной деятельности в области масс-спектрометрии. Форма обучения – очная/заочная. Срок обучения – 72 часа.

Разработана и утверждена программа повышения квалификации: «Производство и применение изотопов». Цель обучения: «Развитие способности разрабатывать и внедрять энергоэффективные методы получения изотопов и применения смесей изотопов в различных отраслях». Форма обучения – очная/заочная. Срок обучения – 72 часа.

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.11 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

12.1 Методика измерения флюенса тепловых нейтронов

По пункту 4 «Аттестация методики измерения флюенса тепловых нейтронов» раздела 3.4 Метрологическое обеспечение функционирования УНУ «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» выполнены следующие работы

• Разработана методика измерения флюенса тепловых нейтронов в соответствии с ГОСТ Р 8.563-2009 ГСИ Методики (методы) измерений;
• Разработана программа аттестации методики, включающая информацию о способе установления метрологических характеристик МВИ, средствах измерений, стандартных образцах и вспомогательных устройствах. Определены составляющие погрешности измерений по МВИ. Составлен план эксперимента;
• Получено свидетельство об аттестации методики.

12.1 Методика (метод) измерений массовой доли примесей в пробах углей, сланцев и продуктах их переработки нейтронно-активационным методом

В рамках реализации «Программы развития УНУ на 2014-2015 годы» по пункту 3.4 Метрологическое обеспечение функционирования УНУ выполнены следующие работы:

• Разработана методика (метод) измерений массовой доли примесей в пробах углей, сланцев и продуктах их переработки нейтронно-активационным методом;
• Разработаны показатели качества методики измерений массовой доли примесей в пробах углей, сланцев и продуктах их переработки нейтронно-активационным методом;
• Получено свидетельство об аттестации методики (метода) измерений №08-47/368.01.00143-2013.2015

Работы, запланированные на Этап 3 по пункту 3.12 Плана-графика исполнения обязательств при выполнении работ, выполнены в полном объеме и удовлетворяют требованиям Задания на выполнение работ (проекта).

Согласно договора №1567/2015/452/020915/223ЕП от 02.09.2015 с научно-исследовательским институтом физико-технических и радиационных измерений, проведена аттестация МОП-ГЭК-8 и МОП-ЦК-2 как источников нейтронов. Измерения были проведены согласно ГОСТ 8.483-83 «Источники нейтронные на ядерно-физических установках образцовые. Основные положения и методика аттестации», а также ГОСТ 8.105-80 «Государственный первичный специальный эталон и государственная поверочная схема для СИ плотности потока и флюенса нейтронов на ядерно-физических установках».

13.1 Особенности измерений в полях нейтронов исследовательских ядерных реакторов и выбор метода измерений нейтронных характеристик

Для измерений характеристик полей нейтронов на исследовательских ядерных реакторах характерны следующие существенные особенности:

• повышенная температура (от 20 до 1000 °С);
• ограниченность объема рабочей области измерений (диаметр экспериментальных каналов от 5 до 300 мм);
• наличие (наряду с нейтронным) других сопутствующих излучений (β-, γ-, рентгеновского и др.);
• широкий диапазон плотности потока (от 1 до 1015 см-2∙с-1 и флюенса нейтронов (от 105 до 1018 см-2));
• большое разнообразие спектров в диапазоне энергии нейтронов от 10-10 до 18 МэВ;
• работа ядерных реакторов как в импульсном (длительность импульсов от наносекунд до миллисекунд), так и в статистическом режимах;
• высокие требования к точности измерения нейтронных характеристик.

Указанные особенности измерения в МОП на ядерных реакторах предопределили специфику средств и методов исследования нейтронных характеристик в них.

Наиболее полно удовлетворяет перечисленным выше условиям измерений на исследовательских ядерных реакторах нейтронно-активационный метод, который нашел широкое применение в мировой практике нейтронных измерений. Существенным преимуществом этого метода измерений нейтронных характеристик по сравнению с другими является то, что он нечувствителен к другим сопутствующим излучениям ядерного реактора. Именно этот метод и был принят для определения нейтронных характеристик МОП.

13.2 Обеспечение единства и правильности измерений наведенной активности в детекторах

Измерения нейтронных характеристик в МОП должны осуществляться с применением одного и того же специализированного набора детекторов нейтронов и единых методик измерения наведенной активности в них.

В радиометрический комплекс ГПСЭ входят стационарные и портативные (переносные) средства измерений СИ.

В стационарный комплекс СИ входят:

• Гамма-спектрометры с полупроводниковым германиевым и сцинтилляционным блоками детектирования

В портативный комплекс СИ входят:

• Гамма-спектрометры с сцинтилляционными блоками детектирования.
• Радиометр РН-Р для измерения наведенной активности в активационных детекторах из родия.

Измерение наведенной активности подавляющего большинства активационных детекторов проводятся на стационарном измерительном комплексе ГПСЭ. Измерения наведенной активности в активационных детекторах, у которых продукт активации имеет период полураспада менее 15 часов, проводили с использованием портативного комплекса СИ. К таким детекторам можно отнести детекторы, в которых имеют место ядерные реакции: 115In (n,n’)115mIn, 63Cu (n,γ)64Cu, 27Al(n,p)27Mn, 56Fe(n,p)56Mn, 199Hg (n,n’)199mHg, 103Rh(n,n’)103mRh.

Измерения наведенной активности в детекторах, облученных нейтронами в МОП, осуществляли по единым методикам измерений, принятым для ГСПЭ. Так, измерения наведенной активности активационных детекторов осуществляли по методикам руководства по эксплуатации установки КРОНА-I-ЭТАЛОН. Градуировку измерительных средств радиометрического комплекса ГСПЭ по чувствительности к β- и γ-излучениям осуществляли путем их сличения с вторичным эталоном ФГУП «ВНИИФТРИ» для средств измерений активности радионуклидов в соответствии с ГОСТ 8.033-96.

Для восстановления спектров нейтронов ядерного реактора ИРТ-Т было использовано программное обеспечение Каскад-200. На основании проведенных испытаний были определены метрологические характеристики моделирующих опорных полей нейтронов ГЭК-8 и ЦК-2, на основании которых было оформлено свидетельство на источник нейтронов реактора ИРТ-Т с полем нейтронов МОП-ГЭК-8 и МОП-ЦК-2 №5/43-0004-15 от 3 ноября 2015г.