История предприятия

История проектирования и строительства ОАО «ИРМ» начинается в 1960–1962 гг. на Среднем Урале в южной части Свердловской области (в 50 км восточнее столицы Урала – г.Свердловска (ныне – г.Екатеринбург).
На основании Постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР № 1090-446 от 12 октября 1960 г. и приказа Государственного Комитета по использованию атомной энергии СССР от 30 августа 1962 г. было начато строительство исследовательского ядерного реактора ИВВ-2, который должен был входить в комплекс сооружений Свердловского физико-технического института (СФТИ).
Высший совет народного хозяйства СССР Совета Министров СССР распоряжением от 30 марта 1963 г. № 4 принял предложение Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР о передаче ГК строящегося при Уральском политехническом институте Министерства высшего и среднего специального образования РСФСР исследовательского атомного реактора «ИРТ-1000» и обязал ГК построить в 1963-1966 годах на базе «ИРТ-1000» реактор «ИРТ-5000». Этот реактор по данному распоряжению должен быть включён в комплекс сооружений Свердловского физико-технического института, подлежащего строительству в соответствии с постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР № 1090-446 от 12 октября 1960 г. Реактор должен использоваться для выполнения научно-исследовательских работ и подготовки специалистов.
В 1964 г. была создана Дирекция строящегося СФТИ и ИВВ-2.
31 декабря 1965 г. Государственной приёмочной комиссией был принят в эксплуатацию пусковой комплекс исследовательского ядерного реактора ИВВ-2. По приказу Министерства среднего машиностроения от 04 марта 1966 г. филиалу было присвоено открытое наименование Свердловский физико-технический институт.
22-27 апреля 1966 г. эксплуатационным персоналом исследовательского ядерного реактора ИВВ-2 совместно с пусковой бригадой СФТИ, был успешно проведён физический пуск реакторной установки, в связи с чем началом деятельности СФТИ (ныне – ОАО «ИРМ») принято считать дату физического пуска – 23 апреля 1966 г.
Приказом Министерства среднего машиностроения от 12 мая 1969 г. на базе комплекса зданий реактора ИВВ-2 был образован Свердловский филиал Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники (СФ НИКИЭТ). Обязанности директора были возложены на главного инженера – Зеленова В.И. (Приказ по 16 ГУ № 19 от 30.04.1969 г. и приказ по НИКИЭТ № 238 от 06.05.1969 г.).
Были определены основные научно-технические задачи предприятия:
• исследование радиационно-коррозионной стойкости реакторных материалов и элементов конструкции реактора;
• исследование способов ядерного перегрева применительно к перспективным проработкам ядерных реакторов для АЭС;
• исследование свойств неорганических сорбентов;
• разработка оптимальных режимов и схем очистки вод;
• исследование методик промышленного активационного анализа;
• исследование характеристик активных зон исследовательских и материаловедческих реакторов;
• исследования по физике твёрдого тела.
Научным руководителем работ по реакторному материаловедению был назначен Клюшин В.В.
В конце 1974 года на предприятии введен в эксплуатацию корпус с комплексом защитных камер и боксов, оснащенных, на тот период времени, современным материаловедческим оборудованием с дистанционным управлением, обеспечивающим безопасное проведение работ с радиоактивными материалами. Начальником КЗК был назначен Малышев В.К., который до этого возглавлял работы по сооружению здания и защитных камер, оснащению и наладке исследовательского оборудования. С этого времени предприятие сформировалось как специализированный материаловедческий центр для проведения научно-исследовательских работ в интересах ускоренного развития атомной энергетики.
С 15 января 1991 г. директором СФ НИКИЭТ был назначен Перехожев В.И.
В 1997 году предприятие получило статус Государственного унитарного дочернего предприятия – ГУДП «СФ НИКИЭТ», являющегося правопреемником СФ НИКИЭТ.
Приказом от 08 августа 2003 г. № 348 Министерства Российской Федерации по атомной энергии дочернее предприятие было отделено от ФГУП «НИКИЭТ» как самостоятельное предприятие ФГУП «Институт реакторных материалов» (ФГУП «ИРМ»), которое являлось правопреемником ГУДП «СФ НИКИЭТ».
В 2009 году в соответствии с Указом Президента от 27.04.2007 г. № 556 и распоряжением Росимущества от 30 июня 2009 г. № 1131-р произошла реорганизация Федерального государственного унитарного предприятия «Институт реакторных материалов» в Открытое акционерное общество «Институт реакторных материалов», которое согласно решению ГК-038 от 10.02.2010 г. является эксплуатирующей организацией исследовательского ядерного реактора ИВВ-2М.
В 2010 году Перехожева В.И. на посту директора ОАО «ИРМ» сменяет Дьяков А.А. (Решение единственного акционера ОАО «ИРМ» №2 от 04.10.2010 г. и приказ по предприятию № 470 ЛС от 05.10.2010 г.)
Решением единственного акционера №4 от 01.12.2011 г. функции единоличного исполнительного органа были переданы управляющей организации – ЗАО «Наука и инновации», созданной для управления активами и научно-исследовательской деятельностью институтов, входящих в периметр Блока по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом».
С 15 января 2013 года руководителем ОАО «ИРМ» назначен директор ЗАО «Наука и инновации» Д.В. Марков.
Развитие экспериментальной и производственной базы ОАО «ИРМ»
1. Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М
В результате проведенной в 1976 г. реконструкции реактора значительно улучшились первоначальные проектные характеристики активной зоны и технологических систем, что позволило увеличить мощность реактора с 5 до 15 МВт, установка получила название ИЯР ИВВ-2М. Трехкратное повышение мощности РУ резко увеличило ее экспериментальные возможности, значительно расширился круг решаемых научно-технических задач, связанных с необходимостью проведения испытаний материалов и конструкций, используемых в атомной энергетике и специальных ЯЭУ.
Активная зона реактора обеспечивает одновременное размещение свыше 50 экспериментальных и облучательных устройств. Реализуется проведение испытаний в условиях, имитирующих рабочие и моделирующих проектные и тяжелые аварии элементов активных зон различных ЯЭУ. Конструктивные решения реактора позволяют создавать различные компоновки и высоту активной зоны, изменять размеры экспериментальных устройств диаметром от 26 до 400 мм и условия их испытания.
После проведения комплекса работ по продлению срока эксплуатации ИЯУ ИВВ-2М Решением Управления по атомной энергетики и ядерного топливного цикла Федерального агентства по атомной энергии России установлен срок эксплуатации ИЯУ ИВВ-2М до 2025 года. В соответствии с этим Решением разработаны планы по дальнейшей модернизации и реконструкции объектов ИТК ИЯУ. В настоящее время ведется работа в соответствии с «Планом мероприятий ОАО « ИРМ» по обеспечению безопасной эксплуатации комплекса ИВВ-2М на период до 2025 года», разработанным по указанию Генерального директора ГК «Росатом» с целью продолжения его эксплуатации и после 2025 года. Начавшаяся глубокая модернизация ИЯУ ИВВ-2М ставит целью реализации на ее базе инновационного научного центра отрасли.
2. Реакторно-стендовая база
Реакторно-стендовая база ОАО «ИРМ» в сочетании с материаловедческим комплексом защитных камер для послереакторных исследований является уникальной по своим техническим возможностям, позволяющая эффективно и надежно проводить испытания и исследования широкого круга топливных материалов, элементов активных зон различных ЯЭУ и специальных изделий. Основными направлениями деятельности ОАО «ИРМ» в настоящее время и в перспективе являются испытания и исследования топлива и конструкционных материалов в обоснование длительной безопасной эксплуатации по проектам ИТЭР, «ПРОРЫВ», «ЯДРО–ЯЭУ», «ТЭМ–РУ» и специальным тематикам.
В состав реакторно-стендовой базы ОАО «ИРМ» входят следующие стенды:
2.1 Стенд ПУРС-ЭГК предназначен для внереакторной термовакуммной подготовки, обеспечения и регистрации параметров при проведении ресурсных реакторных испытаний и диагностических исследований термоэмиссионных электрогенерирующих каналов (ЭГК) двухрежимных ЯЭУ космического назначения в рамках проекта «ЯДРО–ЯЭУ».
Технический уровень стенда ПУРС-РУГК, являющегося по космической термоэмиссии единственной в России реакторно-стендовой базой, в настоящее время позволяет выполнять требования программ-методик испытаний двухрежимных ЭГК в составе ПК типа «СКАТ-6» путем обеспечения, поддержания и первичной обработки различных типов основных параметров (давление, температура, ток, напряжение, нейтронный и гамма-потоки и т.д.) в непрерывном режиме на длительной временной базе.
Стенд ПУРС-ЭГК был создан по проекту НИИ НПО «ЛУЧ» в 1976 году и до 1998 года было проведено 14 испытаний ЭГК первых поколений с различными видами топлива, материалов эмиттера и коллектора (разработчик НИИ НПО «ЛУЧ»; ПК типа «РМ» и «СКАТ-1÷5»). После трех лет отсутствия тематики (1998–2000 гг.) был вновь набран и обучен персонал, в 2001–2002 гг. была проведена существенная модернизация стенда для проведения реакторных испытаний ЭГК разработки НИИ НПО «ЛУЧ» уже не только в номинальном, но и в форсированном режимах при достижении электрической мощности 1000 Вт и выше в составе петлевых каналов типа «СКАТ-6» разработки ГНЦ РФ–ФЭИ. С 2002 года было испытано под руководством ДАЭ (В.С. Беззубцев), затем НИИ НПО «ЛУЧ» в кооперации с ГНЦ РФ-ФЭИ и ОАО «Красная Звезда» 7 ЭГК с ресурсом работы до 11000 ч.
Система специзмерений и диагностики (нагрузочно-диагностическое устройство) и гамма-спектрометрическая система, предназначенная для оперативного измерения и идентификации радионуклидов, выходящих из топлива ЭГК, непосредственно в процессе реакторных испытаний без пробоотбора, были специально разработаны для стенда ПУРС-ЭГК и на сегодняшний день не имеют аналогов.
Основной задачей до 2015 года в рамках темы «ЯДРО–ЯЭУ» является экспериментальное подтверждение петлевыми испытаниям в реакторе ИВВ-2М основных параметров ЭГК в форсированном режиме ЯЭУ-25 по выходным характеристикам, тепловой мощности, электросопротивлению, ресурсу и т.п.
2.2 Стенд ПУРС-РУГК разработан и изготовлен в 2013 году для ресурсных испытаний макетных и полномасштабных твэлов разработки ГНЦ РФ–ФЭИ для космической ЯЭДУ мегаватного класса в условиях, близких к эксплуатационным. Заказчиком и руководителем работ является ОАО «НИКИЭТ». Стенд ПУРС-РУГК позволяет проводить реакторные испытания одновременно двух облучательных устройств разработки ГНЦ РФ–ФЭИ, каждое из которых может содержать до четырех макетных или полномасштабных твэлов в отдельных ампулах для автономного обеспечения рабочей газовой среды и регулирования температуры твэлов при помощи газовакуумной системы стенда. Проведены реакторные испытания нескольких типов макетных твэлов в инертных газовых средах (гелий, неон) под давлением до 40 бар с возможностью регистрации их разгерметизации в процессе испытаний.
2.3 Стенд РГС предназначен для специальных реакторных испытаний различных объектов спецэнерготехники в облучательных устройствах при заданных параметрах теплоносителя в широком диапазоне условий температурных и радиационных воздействий (стенд аналогов не имеет).
Стенд РГС создан и введен в эксплуатацию в 2006 году по техническому заданию РФЯЦ «ВНИИЭФ» и ГНЦ РФ-ФЭИ. Комплекс ИЯР ИВ-2М и стенд РГС позволяет проводить реакторные испытания реальных приборов электроники, электромеханических изделий, полномасштабных элементов (с размерами до Ø400×2000 мм) активных зон ЯЭУ в широком диапазоне нейтронного и гамма-излучения на длительной временной базе (исследование влияния ионизирующего излучения на их работоспособность и наработка на отказ). Подобными возможностями не обладают не только научно-исследовательские ядерные центры России, но и за рубежом.
2.4 Стенд РИСК предназначен для обеспечения реакторных испытаний макетов твэлов и топливных композиций ЯЭУ в инертной газовой среде (гелий, неон, гелий-неоновая смесь избыточным давлением не более 0,7 бар) по темам «ЯДРО-ЯЭУ», «ПРОРЫВ», ВВЭР, ВТГР и пр. для исследования кинетики выхода газообразных продуктов деления из топлива при температурах до 2100°С в процессе реакторных испытаний в условиях, близких к эксплуатационным (по энерговыделению путем перемещения ампулы по высоте активной зоны реактора, по темпу набора выгорания топлива и флюенса быстрых нейтронов на оболочках твэлов, температурам оболочки и топлива путем контролируемого регулирования газовой среды в рабочей и/или технологической полости ампулы) и моделирующих аварийные условия (путем смены газовой среды в технологической полости ампул).
2.5 Стенд «УРАЛ» предназначен для проведения испытаний конструкционных материалов в условиях воздействия ионизирующих излучений реактора ИВВ-2М и оснащен рядом экспериментальных установок и устройств, позволяющих проводить комплексные испытания образцов конструкционных материалов и элементов изделий, материалов биологической защиты и других неделящихся материалов в активной зоне реактора, обеспечивающей невозмущенный поток нейтронов до 2•1014 нейтр./(см2•с) (Е > 0,1 МэВ) и длительность экспериментов до 7000 часов в год, по тематикам «РУГК», «ПРОРЫВ», БН, БРЕСТ:
- облучение в инертно-газовых средах и вакууме при температурах от 60 до 1500 °С;
- коррозионные испытания в жидких и газовых средах при температурах от 30 до 1000 °С;
- внутриреакторные механические испытания образцов конструкционных материалов.
В состав стенда входит комплекс установок, которые позволяют проводить кратковременные и длительные механические испытания материалов при одноосном нагружении образцов растягивающими и сжимающими напряжениями и нагружением трубчатых образцов внутренним давлением газа.
На стенде постоянно проводится модернизация элементной базы и разработка облучательных устройств для новых задач, так например, в последнее время разработаны и внедрены облучательные устройства, позволяющие проводить испытания на радиационную ползучесть и длительную прочность до температуры 1200 °С. Аналоги устройств с такими параметрами отсутствуют.
2.6 Стенд «ПСУ-БРЕСТ». В настоящее время разрабатывается комплекс петлевых установок с жидкометаллическим теплоносителем, объединенных в стенде «ПСУ-БРЕСТ», позволяющих изучать поведение радионуклидов (возможные физико-химические формы существования и межфазовые распределения) в рабочих и аварийных режимах для обоснования безопасной эксплуатации циркуляционного и газового контура реактора БРЕСТ-ОД-300.
В стадии разработки и создания находятся следующие петлевые установки:
• внереакторная петлевая установка для изучения поведения продуктов активации свинцового теплоносителя;
• внутриреакторная петлевая установка для изучения миграции продуктов деления топлива в системе топливо – свинец – газовый участок;
• внутриреакторная газовая петлевая установка для изучения миграции продуктов деления топлива в газовой среде.
2.7 Стенд ВИРС (РИТМ-Ф) создан в 1988 году для проведения функциональных реакторных испытаний тритий-воспроизводящих моделей элементов бридинговых зон бланкетов разрабатываемых термоядерных реакторов.
В процессе реакторных испытаний стенд обеспечивает измерение проницаемости трития через конструкционные материалы, а также регистрацию состава и скорости наработки трития в зависимости от параметров испытаний и состава материалов.
3. Комплекс защитных камер
Самый большой и длительный цикл исследований, проводимых в Институте, начатый им ещё в статусе СФ НИКИЭТ, связан с разработкой и обеспечением безопасной эксплуатации канальных энергетических реакторов РБМК. Сотрудники ОАО «ИРМ» приняли и продолжают принимать участие в обосновании применения цирконий-ниобиевых сплавов в качестве материалов технологических каналов, каналов СУЗ и тепловыделяющих элементов, выборе режимов их термообработки и сварки, обосновании возможности продления сроков эксплуатации.
Для участия в разработках ЯЭУ, в которых реализуются новые технические решения, новые материалы и более высокие параметры эксплуатации в ОАО «ИРМ» происходит глубокая модернизация экспериментально-исследовательской базы Комплекса защитных камер (КЗК) путем замены устаревшего и приобретения нового испытательного и исследовательского оборудования и разработки новых методов исследований.
В настоящее время КЗК ОАО «ИРМ» имеет 14 защитных камер и 4 тяжелых бокса, а также лабораторные помещения, оборудованные по II классу.
Набор имеющегося материаловедческого оборудования КЗК позволяет проводить полный комплекс исследований облученных изделий, топлива и конструкционных материалов, включая первичные неразрушающие исследования, определение механических, физических, коррозионных и структурных характеристик, анализ микрохимического и изотопного состава материалов по проектам «ПРОРЫВ», «РУГК», «ЯДРО-ЯЭУ», ВВЭР, РБМК, ИЯР и др.
4. Производственно-испытательный комплекс предназначен для выполнения работ по специальной тематике по заказу и под руководством ОАО «НИКИЭТ» по следующим направлениям:
– техническое сопровождение по созданию и совершенствованию технологии производства труб из специальных сплавов;
– разработка, проведение межведомственных испытаний, подготовка производства и поставка Заказчику СЧ ВТ.
5. Радиоизотопный комплекс предназначен для проведения разработки и освоения ядерных технологий, оборудования, установок для производства радиоактивных изотопов и источников ионизирующих излучений, производства и отправки различных видов радиоизотопной продукции (углерод-14, иридий-192, цезий-131 и др.) в интересах промышленности и медицины.
Постоянный поиск и расширение возможностей применения научно-производственной базы и специалистов дают основания рассчитывать на то, что ОАО «ИРМ» и впредь будет занимать достойное место в ядерном комплексе России.