Оценка эксплуатационной надежности импульсного исследовательского реактора

Цель. Для обоснования безопасности дальнейшего функционирования исследовательского ядерного импульсного растворного реактора ИИН-1 за пределами проектного ресурса выполнена оценка его надежности для будущего периода эксплуатации. Цель статьи – описание критериев и примера оценки надежности корпуса ИИН-1.

Метод. На этапе проектирования ИИН-1 критерии его надежности не были определены, поэтому на основе общих норм безопасности исследовательских ядерных реакторов НП-009-17 был выбран оригинальный критерий надежности – герметичность корпуса. Корпус реактора, который в период эксплуатации подвергается цикличным термомеханической и радиационной нагрузкам в момент импульса делений ядерного топлива, коррозионным повреждениям при нагревании раствора, динамическому воздействию химического микровзрыва гремучей смеси в период физического эксперимента, является опасным конструктивным элементом ИИН-1, наиболее нагруженным в части противоаварийной устойчивости и приоритетно определяет общую ядерную и радиационную безопасность данной исследовательской установки. Герметичность корпуса ИИН-1 и его надежность в целом определяют эффективность его барьеров безопасности для окружающего мира и персонала на длительном этапе эксплуатации исследовательской установки. Для оценки надежности корпуса ИИН-1 применяются экспериментальные методы неразрушающих испытаний для контроля его герметичности и состояния металла под действием агрессивной среды, такие как металлографические исследования образцов-свидетелей, механические испытания и пр. Определение прочностных и пластических свойств металла корпуса проводились методом статического растяжения.

Результаты. Определены временное сопротивление, предел текучести, ударная вязкость и относительное удлинение материала корпуса в условиях временной деградации его служебных свойств в период эксплуатационного старения. По результатам испытаний образцов составлены таблицы и сделаны выводы о противоаварийной устойчивости корпуса реактора для будущего периода эксплуатации ИИН-1. Металлографические исследования на склонность к межкристаллитной коррозии проводились по методу АМ ГОСТ 6032-58. Определены основные факторы, влияющие на старение материала корпуса импульсного реактора: поток быстрых нейтронов и их интегральных значений на наиболее уязвимых элементах корпуса реактора и образование гремучей смеси (состоящей из водорода и кислорода), которая носит взрывной характер, приводит к мгновенному вскипанию топлива, и, как следствие, к значительным циклическим напряжениям в материале корпуса, которые способны вызвать остаточные деформации. В итоге нарушить герметичность корпуса и разрушить реактор. Для оценки надежности корпуса данного реактора периодически проводится эксплуатационный контроль деградации свойств его металла, в т.ч. на коррозионную стойкость и механическую прочность путем исследования образцов-свидетелей. В статье приводится описание образцов-свидетелей и процедуры их исследований.

Заключение. Предлагаемый в статье подход позволяет выполнять прогнозную оценку эксплуатационной надежности растворного ядерного реактора при его длительной эксплуатации. Предложены основные критерии для оценки характеристик состояния безопасности и надежности корпуса, на основании которых возможно уточнить ресурс безопасности исследовательского ядерного реактора и верифицировать возможность продление его проектного срока эксплуатации.

1. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. М: Атомиздат, 1972. 272 с.

2. ПавшукВ.А., ТалызинВ.М. и др. Обзор результатов исследований импульсного реактора ИГР // Известия Челябинского научного центра. 2004. Вып. 1(22). С. 37-61.

3. Ершов Г.А., Семериков В.Н., Семериков Н.В. О системе стандартов «Надежность в технике» // Стандарты и качество. 2018. № 8. С.14-19.

4. Высокотемпературная ядерная энергетика. Уникальные разработки и экспериментальная база Курчатовского института / Под общ. ред. акад. РАН Н.Н. Пономарева-Степного. М.: ИздАТ, 2008. 184 с.

5. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Мясников С.В. и др. Эксплуатационный контроль состояния металла корпусов растворных реакторов в НИЦ «Курчатовский институт» // Вопросы материаловедения. 2022. № 4(112). С. 191-198.

6. Колесов В.Ф. Апериодические импульсные реакторы: монография: в 2 томах. Саров: Изд-во РФЯЦВНИИЭФ, 2007. Т. 1: 552 с. Т. 2: 556 с.