Методика обоснования безопасности замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора при длительной эксплуатации тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Бойкова Татьяна Владимировна

• Бойкова Татьяна Владимировна
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Бойкова Татьяна Владимировна

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННАЯ ПАРАДИГМА ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ОБОСНОВАНИЯ ЗАПАСА РЕСУРСА БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ ПРОЕКТНЫХ УСЛОВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА

1.1 Национальная правовая база как основа для разработки методов обеспечения безопасности при обосновании остаточного ресурса исследовательского реактора

1.2 Базовые принципы обеспечения безопасности при продлении срока эксплуатации исследовательского реактора

1.3 Конструктивные и технологические особенности импульсных исследовательских реакторов, существенные для обеспечения безопасности при длительных сроках эксплуатации

1.4 Постановка задачи исследования - Разработка методики обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора

1.5 Выводы к Главе

Глава 2. МЕТОДИКА ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОТИ ЗАМЕНЫ КОРПУСА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ИМПУЛЬСНОГО РАСТВОРНОГО РЕАКТОРА ПРИ ДЛИТЕЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

2.1. Формирование методики, обеспечивающей радиационную безопасность при замене корпуса исследовательского реактора

2.2. Описание Методики

2.3 Разработка программно-методической документации для реализации Методики

2.4 Основные факторы и особенности при подготовке к проведению ядерно- и радиационно-опасных работ

2.5. Выводы к Главе

ГЛАВА 3. ПРАКТИЧЕСКОЕ ПРИМЕНЕНИЕ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПРИ ВЫПОЛНЕНИИ РАБОТ ПО ЗАМЕНЕ КОРПУСА РЕАКТОРА «ГИДРА»

3.1 Определение исходных данных и исходных событий, связанных с предысторией функционирования реактора и его состоянием на момент продления назначенного срока эксплуатации

3.2 Разработка проектно-сметной документации и сетевого плана-графика производства работ

3.3 Этапы проведения технических мероприятий по замене корпуса ИИР «Гидра»

3.3.1 Этап 1 - радиационная разведка

3.3.2 Этап 2 - подготовительный этап

3.3.2.1 Организация площадки временного хранения ЯМ

3.3.2.2 Подготовка персонала

3.3.2.3 Обследования и испытания резервных корпусов

3.3.3 Этап 3 - слив топливного раствора, демонтаж «старого» корпуса

3.3.4 Этап 4 - монтаж резервного корпуса и проведение пуско-наладочных работ

3.3.5 Этап 5 - загрузка ядерного топлива и проведение экспериментальных исследований

3.3.6 Этап 6 - внесение изменений в УДЛ

3.4. Обращение с РАО

3.5. Выводы к Главе

Глава 4. АНАЛИЗ КАЧЕСТВА РЕЗУЛЬТАТОВ РЕАЛИЗАЦИИ МЕТОДИКИ, ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ И МЕРОПРИЯТИЙ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА НА РАЗЛИЧНЫХ СТАДИЯХ РАБОТЫ ПО ЗАМЕНЕ КОРПУСА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

4.1. Анализ возможных аварийных ситуаций при работе с ядерным топливом

4.2. Анализ радиационной обстановки при проведении работ по замене корпуса

4.3. Обоснование безопасности перегрузочных работ на реакторе «Гидра»

4.3.1 Организационно-технические мероприятия для выполнения работ по загрузке топлива

4.3.2 Нейтронно-физические характеристики ИИР «Гидра»

4.3.3 Зависимость эффектов реактивности при доливе топливного раствора

4.3.4 Исследования эффективности компенсирующих стержней и стержня пускового устройства

4.4. Анализ дозовых нагрузок на персонал

4.5. Выводы к Главе

Глава 5. ВАЛИДАЦИЯ ЭЛЕМЕНТОВ МЕТОДИКИ ПРИ ПРОДЛЕНИИ СРОКА НАЗНАЧЕННОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РАСТВОРНОГО РЕАКТОРА «АРГУС»

5.1. Описание исследовательского реактора «Аргус»

5.2. Продление срока эксплуатации реактора «Аргус»

5.3. Выводы к Главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ А

ПРИЛОЖЕНИЕ Б

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методика обоснования безопасности замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора при длительной эксплуатации»

ВВЕДЕНИЕ

Диссертационная работа посвящена разработке и практическому применению методики обоснования безопасности замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора при длительной эксплуатации, основанной на принципах и правилах, нормативах обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

Диссертация включает в себя разработки, исследования и результаты практической реализации предлагаемых методики и методов обеспечения безопасности при замене корпуса исследовательского импульсного реактора «Гидра».

Актуальность темы исследования. Важность и необходимость проведения научно-исследовательских экспериментальных работ по теме диссертации декларируется в ряде государственных документах, касающихся национальной безопасности РФ. В частности, тема исследовательских работ при создании новых образцов ядерной техники определена в распоряжении правительства РФ от 06.10.2021 № 2816-р -Перечень инициатив социально-экономического развития Российской Федерации до 2030г.

Импульсные реакторы являются уникальными установками для проведения экспериментальных научных исследований в области использования атомной энергии. Эти установки являются важным исследовательским инструментом для моделирования и экспериментального изучения ядерных технологий, в частности импульсные реакторы позволяют на практике моделировать проникающее излучение ядерного взрыва в рамках лабораторного эксперимента. Данные реакторные установки (РУ) разработаны и созданы в 60-70-х годах прошлого века. Однако, тогда в их проектах не было уделено достаточного внимания важным вопросам, возникающим на завершающем этапе их безопасности эксплуатации, таких как определение, верификация и обоснование: назначенного срока

эксплуатации; наличия остаточного ресурса; факторов опасностей; рисков безопасности процессов замены оборудования реактора, выработавшим свой ресурс с облученным ядерным топливом; формирования программы управления качеством вывода РУ из эксплуатации и другие.

К настоящему времени, когда фактический срок эксплуатации РУ с импульсным реактором равняется 50 и более лет решение, указанных выше проблем и научных вопросов при длительной эксплуатации реакторов, имеет большое практическое и социально-экономическое значение.

Предметом исследований данной диссертации является осуществление требований безопасности и выявление рисков эксплуатации импульсного исследовательского растворного ядерного реактора «Гидра» при его длительных сроках эксплуатации. Рассматриваемый растворный ядерный реактор был создан и эксплуатируется в НИЦ «Курчатовский институт», он имеет назначенный проектный срок эксплуатации 50 лет. Этот импульсный исследовательский растворный реактор «Гидра» -представитель семейства импульсных реакторов типа ИИН, размещённых на разных научных и промышленных площадках страны. Реактор «Гидра» находится в эксплуатации с 1972 т. Основным критерием возможности его эксплуатации сверх назначенного срока является наличие запаса остаточного ресурса, в частности его важных элементов конструкции РУ, к которым относятся корпус и его внутрикорпусные элементы.

Основными факторами, влияющими на его безопасность и работоспособность (долговечность) корпуса и его внутрикорпусных элементов являются воздействия ионизирующего излучения (флюенса быстрых нейтронов) в сочетании с химически агрессивной средой топливного раствора. Во время длительности импульса мощности на элементы корпуса воздействуют ударные нагрузки, обусловленные возникновением инерционного давления в несколько десятков атмосфер за счёт разлёта топливного раствора, а также за счёт инициации искусственной

детонации гремучей смеси, образующейся в результате цепной реакции деления в топливном растворе. В течение длительной эксплуатации работоспособность корпуса ядерного реактора определяется расчетно-экспериментальными методами, в основном неразрушающими методами испытаний, и прогнозного расчета флюенса нейтронов и оценки целостности конструкционных материалов корпуса и его элементов.

В связи с тем, что назначенный срок эксплуатации реактора «Гидра» истекает и имеется научный интерес к дальнейшему экспериментальному изучению ядерных технологий и поведения ядерных установок весьма актуальным является задача замены корпуса реактора при продлении срока его проектной эксплуатации.

В данной работе предложена методика и технологические решения, важные для обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного реактора (ИИР). Методика и технологические решения базируются на принципах обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Верификация методики и названных решений выполнялась на примере ИИР «Гидра». Данная методика обладает свойством инвариантности и может быть полезна в решении будущих практических инженерных задач при замене корпусов всех типов исследовательских растворных реакторов.

Целью диссертационной работы является создание методики обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора при длительной эксплуатации и при использовании штатного топливного раствора.

Для достижения поставленной цели решены следующие основные задачи:

1. Выявление, определение и обоснование основных критериев управления сроком безопасной эксплуатации, в аспектах приемлемости показателей для назначения сроков остаточного ресурса исследовательской

ядерной установки ИИР «Гидра» на основе изучения и анализа опыта эксплуатации, включая опыт этапа ТОиР, растворных импульсных ядерных реакторов.

2. Создание и верификация методики обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора при его длительном ЖЦ эксплуатации.

3. Формирование на базе методики по п.2 технических решений для выполнения работ по замене корпуса ИИР «Гидра» и их практическая реализация в части выполнения расчётно-экспериментальных исследований для обоснования безопасного проведения ТОиР и ядерно-опасных работ при замене (ремонте) корпуса ИИР «Гидра».

4. Анализ результатов и оценка качества технических решений для выполнении работ по замене корпуса ИИР «Гидра».

5. Формирования методических рекомендаций по ядерной и радиационной защите персонала ТОиР исследовательских ЯЭУ на основе требований нормативно-правовой базы по ядерной, радиационной, промышленной и экологической безопасности ОИАЭ.

Научная новизна. В ходе выполнения работы впервые получены следующие новые научные результаты:

1. Предложена оригинальная концепция модели и методика обоснования приемлемости физико-технологических решений в рамках ТОиР ЯЭУ, важных для обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного реактора, которые базируются на принципах обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

2. Установлены закономерности и определен перечень основных опасностей физико-технологических решений в рамках ТОиР исследовательских ЯЭУ и их практического применения, позволяющие учесть влияние таких факторов, как качество программно-методического

обеспечение операций по замене корпуса реактора на основе требований нормативно-правовой базы по безопасности ОИАЭ.

3. Выполнено впервые документированное обоснование безопасности процессной технологии обращения с облученным топливным раствором ИИР «Гидра» и замены его корпуса.

4. Выполнена на базе натурного эксперимента верификация методики обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора на примере ИИР «Гидра». Данная методика обладает свойством инвариантности и может быть полезна в решении будущих практических инженерных задач при замене корпусов всех типов исследовательских растворных реакторов.

Практическая значимость определяется фактическим применением разработанной методики при замене корпуса импульсного реактора «Гидра» в НИЦ «Курчатовский институт, а также результатами верификации названной методики в объёме натурного эксперимента.

Основные результаты, выносимые на защиту:

1. Определение и обоснование критериев установления назначенного срока эксплуатации, остаточного ресурса на основе изучения и анализа опыта эксплуатации растворных ядерных реакторов.

2. Результаты расчётно-экспериментальных исследований в обоснование безопасного проведения ядерно-опасных работ при замене корпуса импульсного реактора.

3. Методика обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора при длительной эксплуатации.

4. Программно-методическое обеспечение операций по замене корпуса на основе требований нормативно-правовой базы по безопасности.

5. Основные результаты верификации и валидации названной методики в объёме натурного эксперимента.

Достоверность и обоснованность результатов подтверждена применением современных методов анализа и обработки результатов, сравнением расчётных данных с экспериментальными, а также хорошим соответствием прогнозируемых и реальных характеристик безопасности и надёжности при осуществлении работ по замене корпуса ИИР «Гидра».

Апробация результатов. Основные результаты выполненных исследований докладывались на совещаниях, семинарах и конференциях, таких как:

- Молодёжная конференция по теоретической и экспериментальной физике (МКТЭФ-2018), Москва, 26 - 29 ноября 2018 г. (1 доклад);

- Семинар «Вопросы экспертизы ядерных и других радиоактивных материалов», Москва, 3 - 4 октября 2018 г. (1 доклад);

- XIX конференция молодых учёных и специалистов «Новые материалы и технологии», Санкт-Петербург, 28 - 29 июня 2022 г. (1 доклад);

- XVI Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий: культура безопасности», Санкт-Петербург, 3 - 7 октября 2022 г. (1 доклад);

- XXII Школа молодых учёных ИБРАЭ РАН «Безопасность и риски в энергетике», Москва, 23 - 24 мая 2023 г. (2 доклада);

- XVI Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 26 - 27 октября 2023 г. (1 доклад);

- X Всероссийский молодежный научный форум с международным участием «Open Science 2023», Гатчина, 15 - 17 ноября 2023 г. (2 доклада).

Публикации. Основные результаты диссертации опубликованы в 9 печатных работах, из них в рецензируемых научных журналах и изданиях, рекомендованных ВАК Минобрнауки РФ - 3, в изданиях, включенных в РИНЦ - 9, патенты - 3:

1. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Мясников С.В., Петрунин Н.В., Терашкевич С.С. Эксплуатационный контроль состояния металла корпусов растворных реакторов в НИЦ «Курчатовский институт». Вопросы материаловедения. 2022; (4(112)): 191-198.

2. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Петрунин Н.В., Тутнов И.А. Оценка эксплуатационной надежности импульсного исследовательского реактора. Надежность. 2023; 23(3):14-22.

3. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Мясников С.В., Петрунин Н.В., Терашкевич С.С. Эксплуатационный контроль состояния металла корпусов растворных реакторов в НИЦ «Курчатовский институт» // Сборник «Труды конференции молодых учёных и специалистов «Новые материалы и технологии». Санкт-Петербург, НИЦ «Курчатовский институт» - ЦНИИ КМ «Прометей», 2022. С. 12.

4. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Павлов А.К., Петрунин Н.В. Методика обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора // Сборник тезисов XXII Школы молодых ученых. Москва, ИБРАЭ РАН, 2023. С. 15.

5. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Павлов А.К., Петрунин Н.В. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при перегрузочных работах на растворном реакторе // Сборник тезисов XXII Школы молодых ученых. Москва, ИБРАЭ РАН, 2023. С. 36.

6. Рама ядерного гомогенного реактора: патент РФ № 196043 / Бойкова Т.В., Сенявин А.Б., Павшук В.А., 14.02.2020.

7. Защитный кожух ядерного гомогенного реактора: патент РФ № 194326 / Бойкова Т.В., Сенявин А.Б., Павшук В.А., 06.12.2019.

8. Устройство загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор: патент РФ № 2723473 / Бойкова Т.В., Сенявин А.Б., Павшук В.А., Писарев А.Н., 11.06.2020.

9. Бойкова Т.В., Григорьев А. С., Маколкин Д. В., Королев С. А., Тутнов И. А. Качество и надежность энергосистем малой мощности // Надежность и качество сложных систем. 2023. № 3. С. 28-37.

10. Байдаров Д.Ю., Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Сафронова Н.Н., Тутнов И.А. Методика конверсии исследовательских ядерных реакторов на этапе вывода из эксплуатации. // Глобальная Ядерная Безопасность. 2024;(1):58-67.

11. Бойкова Т. В., Кочнов Ю. О., Петрунин Н. В., Сафронова Н. Н., Тутнов И. А. Методика для обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора. // Ядерная и радиационная безопасность. 2024. № 1 (111). С. 36-47.

12. Тутнов И.А., Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Сафронова Н.Н. Оценка технического состояния корпуса исследовательского ядерного реактора при длительном сроке эксплуатации. // Промышленная энергетика. - 2024. - № 2. - С. 54-60.

Личный вклад автора. Диссертационная работа является результатом исследований и разработок, выполненных лично автором либо при его участии совместно со специалистами ИИР «Гидра». В том числе автором проведены следующие научно-исследовательские работы:

- проведено исследование возможности продления проектного ресурса корпуса исследовательского растворного реактора с определением основных критериев качества безопасности функционирования реактора за пределами его проектного срока службы;

- разработано устройство загрузки жидкого ядерного топлива в реактор;

- проведено обоснование технологии обращения с облучённым топливным раствором;

- разработана методика обоснования безопасности процесса замены корпуса импульсного растворного реактора.

Структура и объём работы.

Текст диссертации состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложений. Общий объем диссертационной работы с приложениями - 161 страница машинописного текста. Диссертационная работа иллюстрируется 31 рисунком и содержит 27 таблиц. Список литературы содержит 67 позиций. Диссертационная работа содержит 2 приложения.

ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННАЯ ПАРАДИГМА ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ОБОСНОВАНИЯ ЗАПАСА РЕСУРСА БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ ПРОЕКТНЫХ УСЛОВИЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА

1.1 Национальная правовая база как основа для разработки методов обеспечения безопасности при обосновании остаточного ресурса исследовательского реактора

Большинство исследовательских ядерных установок (ИЯУ) были спроектированы и введены в эксплуатацию в 50-70 годах прошлого века. Данный факт был отмечен генеральным директором МАГАТЭ Юкиа Амано в докладе «Обзор ядерных технологий - 2016» [1] на 60-ой сессии Генеральной конференции МАГАТЭ 13 июля 2016 г. В докладе сказано, что в мире примерно половина из 246 действующих в 55 странах мира исследовательских ядерных реакторов и критических стендов имеют срок службы свыше 40 лет. Согласно действующей нормативно-законодательной базы назначенный срок эксплуатации ИЯУ составляет 30 лет. Далее возникает вопрос о дополнительном сроке эксплуатации ИЯУ или о его выводе из эксплуатации [39].

Согласно статьи 3 Федерального закона от 21.11.1995 № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» [2] - сооружения и комплексы с ядерными реакторами, в том числе сооружения и комплексы с промышленными, экспериментальными и исследовательскими ядерными реакторами, относятся к ядерным установкам и являются ОИАЭ [39].

Основным нормативным документом, устанавливающим критерии к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации ОИАЭ, а значит и исследовательского ядерного реактора, является НП-024-2000.

Согласно требованиям НП-024-2000 для установления дополнительного срока эксплуатации ИЯУ сверх назначенного необходимо провести комплекс мероприятий, а именно:

- комплексное обследование реакторной установки с целью оценить техническое состояния реактора, определить остаточный ресурс его систем и элементов, установить дефициты безопасности для принятия решения о возможности продолжения его эксплуатации;

- оценку возможности продления срока эксплуатации реактора;

- разработку программы подготовки реакторной установки к продлению срока эксплуатации;

- проведение работ по подготовке реактора к эксплуатации в течение дополнительного срока, включая обоснование безопасности и остаточного ресурса реакторных систем, замену выработавшего свой ресурс оборудования, при необходимости - модернизацию или реконструкцию реактора либо его отдельных систем;

- проведение испытаний элементов реакторных систем и оборудования, необходимых для подтверждения соответствия проектным требованиям и действующим нормам, и правилам в области использования атомной энергии.

Кроме этого, продление назначенного срока эксплуатации исследовательского реактора должно проводиться в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, распространяющиеся на стационарные ИЯУ - НП-009-17, НП-033-11, а для импульсных ИЯУ - НП-048-03, устанавливающие принципы и требования к обеспечению безопасности при эксплуатации исследовательских реакторов.

Реализуемые на ИЯУ организационно-технические мероприятия должны обеспечивать:

- не превышение основных пределов доз облучения персонала ИЯУ и нормативов радиоактивных выбросов, регламентируемых нормами радиационной безопасности;

- снижение радиационного воздействия при проведении ядерно- и радиационно-опасных работ на ИЯУ на персонал реактора и окружающую среду до минимально возможных;

- безопасность при проведении ядерно-опасных работ и недопущении возникновения аварийной ситуации.

С учетом вышеизложенного, можно сделать вывод о достаточности нормативно-правовой базы, регламентирующей комплекс мероприятий по определению остаточного ресурса и продлению срока эксплуатации исследовательских ядерных установок. Поэтому на основе этой нормативной базы имеется возможность разработать процесс обоснования безопасности ЯЭУ с установками типа ИИР «Гидра».

1.2 Базовые принципы обеспечения безопасности при продлении срока эксплуатации исследовательского реактора

Продлению назначенного срока эксплуатации ИЯУ способствовало два основных фактора:

- установленный в проекте 30-летний срок эксплуатационного использования ИЯУ был определен в 1960-х годах и отражает некоторый консерватизм принятой расчётной оценки его обоснования, когда отсутствовали фактические эксплуатационные данные по износу оборудования ядерных реакторов. Сегодня опыт эксплуатации ядерных реакторов позволяет обосновать пересмотр их ранее установленных сроков службы и сроков выводов их из эксплуатации;

- работы по продлению срока эксплуатации уникальных исследовательских ядерных установок показали, что удельные финансовые затраты на выполнение требований Ростехнадзора, обеспечивающих

возможность получения лицензии на эксплуатацию ИЯУ за пределами назначенного срока службы, значительно меньше затрат на проектирование, создание и введение в эксплуатацию нового исследовательского ядерного реактора.

При этом существует необходимость решения вопроса обеспечения безопасности эксплуатации действующих исследовательских реакторов, связанного с физическим и моральным износом их технических средств. В основном это касается ИЯУ, введенных в эксплуатацию в 1950-1980 гг., обновление материальной базы которых в последнее десятилетие затруднено. Основными причинами этого являются:

- прекращение производства на российских предприятиях оборудования, элементной базы систем и устройств, материалов, предусмотренных проектами установок 30-50-летней давности. По большей мере единичный заказ такого оборудования является не рентабельным:

• для производителя - из-за перенастройки оборудования с возможным дальнейшим снижением промышленных мощностей основного производства,

• для заказчика (организации, эксплуатирующей ИЯУ) - из-за высоких финансовых вложений;

- отсутствие возможности сотрудничества с поставщиками оборудования в проектной комплектации ИЯУ, оказавшимися за пределами Российской Федерации. В соответствие с требованиями нынешнего российского законодательства запрещено использование импортного оборудования на ОИАЭ без проведения экспертизы безопасности Ростехнадзором, что является существенно невыгодным по временным и экономическим критериям;

- длительные сроки пересмотра технических решений, заложенных в первоначальный проект ИЯУ, для обоснования замены устаревшего (вышедшего из строя) оборудования новыми разработками либо

корректировки технологических схем изменяемых систем установки в случае использования имеющихся образцов-аналогов, близких по своим техническим характеристикам к заменяемым;

- отсутствие или ограничение финансирования из-за отсутствия решения по дальнейшему использованию исследовательской ядерной установки в режиме эксплуатации или окончательного останова с последующим выводом из эксплуатации.

При достижении ИЯУ назначенного срока эксплуатации необходимо провести оценку возможности продления срока эксплуатации данной установки на дополнительный срок. Продление срока эксплуатации реактора на дополнительный срок должно основываться на базовых критериях обеспечения безопасности будущей работы ИЯУ за пределами проектного первоначального ресурса.

Базовыми критериями обеспечениями безопасности при продлении срока эксплуатации ИЯУ являются (рис. 1.1):

- возможность обеспечения и поддержания требуемого нормативного уровня безопасности при эксплуатации исследовательского ядерного реактора;

- наличие необходимого ресурса безопасности и противоаварийной устойчивости незаменяемого оборудования;

- возможность обеспечения безопасности для персонала и окружающей среды при обращении с радиоактивными отходами, образующимися в течение дополнительного срока эксплуатации исследовательского ядерного реактора;

- возможность обеспечения требуемого уровня безопасности ядерного реактора при выводе его из эксплуатации после окончания дополнительного срока эксплуатации или последующего продления срока эксплуатации;

- возможность хранения дополнительного количества отработавшего ядерного топлива на площадке ядерной установки или его вывоза.

Рисунок 1.1. - Базовые критерии обеспечения безопасности при продлении

срока эксплуатации ИЯУ

1.3 Конструктивные и технологические особенности импульсных исследовательских реакторов, существенные для обеспечения безопасности при длительных сроках эксплуатации

Существует три разновидности импульсных реакторов: - апериодические импульсные реакторы (импульсные реакторы самогасящего действия), в которых импульс делений инициируется с помощью быстрого (скачкообразного) увеличения реактивности, достигаемого за счёт движения специального пускового устройства (ПУ), а гасится за счёт действия отрицательной обратной связи;

- импульсные реакторы периодического действия, в которых многократно повторяющиеся с заданной частотой импульсы делений формируются с помощью внешней модуляции реактивности;

- бустеры, генерирующие нейтронные импульсы в подкритической сборке от независимого источника нейтронов.

История импульсных реакторов в мире берет своё начало в 1945 году, когда при проведении опыта в одной из Лос-Аламосских лабораторий Отто Фриш с коллегами получил в установке неконтролируемую вспышку мгновенных нейтронов, сблизив на короткое время два куска урана [9]. В последующие годы создаётся первый импульсный периодический реактор на твёрдом топливе.

Опыт применения импульсных реакторов с повышенными свойствами проектной безопасности начинается в 1952 году, когда установка Jemima (Лос-Аламос) была выведена в надкритическое на мгновенных нейтронах состояние, и произошла довольно мощная вспышка, после которой реактор сам погасился. После данного эксперимента начали строить самогасящиеся импульсные реакторы, так уже в 1953 году GODIVA-1 действовала в режиме самогасящихся вспышек на мгновенных нейтронах [30].

Начиная с 1957 года, последовала целая серия самогасящихся реакторов на быстрых нейтронах (GODIVA-2, Kukla, SPR, FRAN), в которых в качестве топлива использовался металлический уран обогащением 93,5 % по 235U.

Следующее поколение самогасящихся импульсных реакторов HPRR, а затем APRFR, FBRR строится на использовании в качестве топлива уран-молибденовых сплавов.

В то же время строятся и самогасящиеся импульсные реакторы на тепловых нейтронах (погружные, графитовые, растворные). Наиболее простым по конструкции активной зоны является импульсный реактор, состоящий из цилиндрического сосуда с толстыми прочными стенками,

частично заполненного раствором урановых солей на лёгкой воде. Первые исследования такого типа реактора были проведены в конце 1950-х годов в США в рамках программы KEWB.

В России (СССР) начало истории создания импульсных растворных реакторов приходится к периоду 50 - 60 гг. прошлого века. Первые импульсные реакторы создавались для проведения лабораторных испытаний приборов и материалов, работающих в сильных радиационных полях (атомная энергетика, космос), на стойкость к интенсивному гамма- и нейтронному излучению. Над созданием данного типа работали во ВНИИЭФ, ВНИИТФ, Курчатовском институте. В 1960-х годах были построены растворные реакторы ВИР-1 (ВНИИЭФ, 1964), ИИН (Курчатовский институт, 1965), ЭЛИР (ВИИИТФ, 1966). Несколько позднее были запущены усовершенствованные реакторы ВИР-1М, ВИР-2, ВИР-2М (ВНИИЭФ), ИИН-3, «Гидра» (Курчатовский институт), и построенные во ВИИИТФ - ИГРИК и ЯГУАР [10].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Бойкова Татьяна Владимировна, 2024 год

- 18 с.

53. Бяков В.М., Ничипоров Ф.Г. Радиолиз воды в ядерных реакторах.

- М.: Энергоатомиздат, 1990. - 176 с.

54. Международная шкала ядерных и радиологических событий (ИНЕС): Руководство для пользователей. - Вена: МАГАТЭ, 2008. - 238 с.

55. Fundamental quantities and units for ionizing radiation. The international commission on radiation units and measurements. April 2011 // Journal of the ICRU. 2011. Vol. 11, N 1 Published by Oxford University Press (ICRU REPORT № 85).

56. МР 2.1.10.3014-12 «Оценка радиационного риска у населения за счёт длительного равномерного техногенного облучения в малых дозах».

57. Рязанцев Е.П., Павленко В.И., Маркушев В.М. и др. Спектрометрические исследования компонентного состава радионуклидов в технологических помещениях, основных контурах и петлевых установок реактора МР. - Препринт РНЦ «Курчатовский институт», 2003. - 24 с.

58. Егоренков Е.П., Колядин В.И., Кузнецов И.А., Павленко В.И., Рязанцев Е.П. Расчетная оценка радиационных характеристик захоронений РАО на территории РНЦ КИ. - Препринт РНЦ «Курчатовский институт», 2004. - 55 с.

59. Хвостионов В.Е., Голубев В.С., Павлов А.К. Расчет накопления плутония-239 и альфа-активности в растворных реакторах с

высокообогащенным и низкообогащенным топливом: отчет о НИР - М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2001. - 68 с.

60. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Павлов А.К., Петрунин Н.В. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при перегрузочных работах на растворном реакторе // Сборник тезисов XXII Школы молодых ученых. Москва, ИБРАЭ РАН, 2023. С. 36.

61. Рама ядерного гомогенного реактора: патент РФ № 196043 / Бойкова Т.В., Сенявин А.Б., Павшук В.А., 14.02.2020.

62. Защитный кожух ядерного гомогенного реактора: патент РФ № 194326 / Бойкова Т.В., Сенявин А.Б., Павшук В.А., 06.12.2019.

63. Устройство загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор: патент РФ № 2723473 / Бойкова Т.В., Сенявин А.Б., Павшук В.А., Писарев А.Н., 11.06.2020.

64. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Петрунин Н.В., Тутнов И.А. Оценка эксплуатационной надежности импульсного исследовательского реактора. Надежность. 2023; 23(3):14-22.

65. Байдаров Д.Ю., Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Сафронова Н.Н., Тутнов И.А. Методика конверсии исследовательских ядерных реакторов на этапе вывода из эксплуатации. // Глобальная Ядерная Безопасность. 2024;(1):58-67.

66. Бойкова Т. В., Кочнов Ю. О., Петрунин Н. В., Сафронова Н. Н., Тутнов И. А. Методика для обоснования безопасности процесса замены корпуса исследовательского импульсного растворного реактора. // Ядерная и радиационная безопасность. 2024. № 1 (111). С. 36-47.

67. Тутнов И.А., Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Сафронова Н.Н. Оценка технического состояния корпуса исследовательского ядерного реактора при длительном сроке эксплуатации. // Промышленная энергетика. - 2024. - № 2. - С. 54-60.

ПРИЛОЖЕНИЕ А Описание мобильного УЗТ и процедур загрузки ядерного топлива с его

помощью

Устройство загрузки жидкого ядерного топлива, представленное на рисунке 3.5, включает в себя систему ёмкостей и трубопроводов, оснащённых запорной арматурой, размещённых на единой мобильной раме. В состав устройства входит:

- емкость-дозатор объёмом не более 3000 см3 с уровнемером на весоизмерительном устройстве с точностью не хуже 1 %;

- воздушный фильтр;

- мановакуумметр;

- трубопроводы с запорной арматурой, для слива топлива в корпус реактора и удаления газов в систему откачки и локализации этих газов;

- в нижней части устройство имеет поддон и опоры, а по периметру защитный кожух.

Все элементы УЗТ, контактирующие с жидким ядерным топливом, выполнены из стали 12Х18Н10Т.

Работа устройства загрузки жидкого ядерного топлива производится следующим образом. УЗТ стыкуется с патрубком ядерного реактора. В УЗТ на тензометрический датчик устанавливается заправочная ёмкость с приготовленной порцией раствора топлива и стыкуется с трубопроводами устройства. При этом газовая полость заправочной ёмкости соединяется с атмосферой через аэрозольный фильтр. Все последующие операции производятся дистанционно по командам с центрального пульта системы управления и защиты (СУЗ). Так же с пульта СУЗ задаётся величина каждой порции в соответствии с установленным алгоритмом, но при этом действует ограничение не более 2-х литров в одной порции.

При открытии электромагнитного клапана разрежение из устройства локализации газов передаётся в дозатор. При открытии электромагнитного клапана ядерный раствор из заправочной ёмкости под действием разрежения

начинает перетекать в дозатор. Показания тензометрического датчика увеличиваются, при этом показания другого тензометрического датчика уменьшаются. При достижении в дозаторе требуемого количества раствора электромагнитный клапан открывается, соединяя полость дозатора с атмосферой. Заполнение дозатора прекращается и остатки раствора из подающего трубопровода сливаются в заправочную ёмкость. Закрывается электромагнитный клапан, ведущий к заправочной ёмкости, при этом открывается второй электромагнитный клапан, с помощью которого порция раствора из дозатора сливается в реактор. Запорная арматура устройства приводится в исходное положение, опорожненная заправочная ёмкость меняется на заполненную, и цикл повторяется.

По окончании загрузки все электромагнитные клапаны УЗТ закрываются, магистрали и трубопроводы расстыковываются, при необходимости промываются водой, и устройство перемещается на место хранения.

ПРИЛОЖЕНИЕ Б Описание моделей исходных событий проектных и запроектных аварий на площадке временного хранения топлива

В качестве объекта для моделирования взят водный раствор уранил сульфата UO2SO4•3H2O со следующими параметрами:

- концентрация урана-235 в растворе - 80 г/л;

- обогащение по урану-235 - 90 %;

- плотность раствора - 1,1-103 г/л;

- объем раствора в канистре - 5 л;

- общее количество канистр на площадке временного хранения - 10 шт.

Геометрическая составляющая модели площадки временного хранения представляет собой прямоугольную нишу с бетонными полом, потолком и тремя стенками. Четвертая стена нижней частью также состоит из бетона, верхней - из стального листа.

Во временном хранилище расположены два стальных ящика каждый с пятью ячейками. Ячейки между собой разделены двойными стальными стенками толщиной 2 мм с воздушным зазором 13 мм. Торцевые, фронтальные стенки и днище имеют толщину 2 мм. Крышка ящика имеет толщину 3 мм, закрывается не плотно.

Ящики размещены параллельно со смещением вдоль длинных стенок ниши. Расстояние между ящиками 1000 мм. Одна торцевая стенка каждого ящика и фронтальные стенки ящиков, обращённые друг к другу, обложены свинцовыми кирпичами толщиной 50 мм.

В каждую ячейку ящиков помещается канистра из полиэтилена низкого давления толщиной 1 мм (с полиэтиленовым уплотнением в верхней части толщиной 40 мм содержащим ручку) с растворным топливом (для объёма 5 л - высота залива 210 мм) в стальной обечайке 185х140х300 мм3 толщиной 1 мм

с дном и без крышки. Ввиду колебания продольных размеров ячеек (в пределах 20 мм) для всех принят минимальный шаг 250 мм.

Ячейки дополнительно разделены между собой листами кадмия в размер стенки и толщиной 1 мм.

Ящик, примыкающий к внутренней (частично стальной) стене площадки временного хранения расположен вплотную к ней. Внешний ящик отстоит от стены на 200 мм и поднят на 50 мм над полом (за счёт подставки, которая не учитывалась при расчётах).

Материальная составляющая модели площадки временного хранения содержит восемь зон (их поэлементный состав представлен во входных файлах MCU):

Зона 1 - нержавеющая сталь 08Х18Н10Т;

Зона 2 - ядерное топливо;

Зона 3 - воздух;

Зона 4 - полиэтилен;

Зона 5 - кадмий;

Зона 6 - бетон;

Зона 7 - свинец;

Зона 8 - вода.

Выполнен расчёт критичности комплекта ядерного топлива для следующих смоделированных состояний системы:

Состояние 1 - условие нормальной эксплуатации, смоделированы описанные выше материальная и геометрическая составляющие модели. Полученное значение ^ф = 0,69.

Состояние 2 - ошибка персонала - извлечение всех кадмиевых листов. Смоделировано заменой элемента Cd на «воздух» в геометрической области «листов кадмия». Полученное значение ^ф = 0,72.

Состояние 3 - ошибка персонала - извлечены и сгруппированы вплотную друг к другу две канистры в обечайках. Смоделирована ниша

площадки временного хранения и на полу две канистры, составленные продольными сторонами без зазора. Полученное значение kэф = 0,78.

Состояние 4 - гипотетическая авария - максимальное сближение ящиков и смещение канистр по направлению друг к другу в результате транспортной аварии и заполнение отсека с ящиками водой. Смоделировано составлением без зазора ящиков и расположением канистр продольными сторонами вдоль контактирующих стенок ящиков, отсутствует свинец и кадмиевые листы, все воздушные пространства (за исключением надрастворных полостей канистр) заменены материалом «вода». Полученное значение Ьэф = 0,95. Это максимальное значение для всех возможных исходных событий проектных аварий и запроектных аварий.

Состояние 5 - состояние площадки временного хранения топлива в результате пожара с испарением 50 % воды из топливного раствора и расплавления свинца, кадмия и полиэтилена. Смоделировано исключением свинца, кадмия и полиэтилена из расчётной схемы путём замены их в геометрических областях на элемент «воздух». Снижен уровень ядерного топлива в канистрах с 214 мм до 114 мм, изменением концентраций в материальной зоне «ядерное топливо»: концентрации изотопов урана и серы увеличены вдвое, концентрации кислорода и водорода оставлены без изменений. Полученное значение Ьэф = 0,54.

Состояние 6 - запроектная авария - разрушение конструкции здания и завал площадки временного хранения бетонными фрагментами. Смоделировано заполнением материалом «бетон» всех геометрических зон площадки временного хранения, ранее заполненных элементом «воздух», кроме содержимого ящиков. Полученное значение Ьэф = 0,83.

Состояние 7 - запроектная авария - затопление площадки временного хранения топлива. Смоделировано заполнением материалом «вода» всех геометрических зон площадки, ранее заполненных элементом «воздух», включая содержимое ящиков, кроме надрастворных полостей канистр. Полученное значение Ьэф = 0,78.

Состояние 8 - исходное событие: разгерметизация всех канистр и обечаек, повлёкшая за собой полное перемещение ядерного топлива из канистр и его разлив по полу хранилища. Вследствие того, что ниша хранилища организована в монолитной стене и не имеет стоков, ядерное топливо заполнит пол хранилища слоем не более 10 мм. Согласно материалам справочника «Критические параметры делящихся материалов и ядерная безопасность» (Л.В. Диев, Б.Г. Рязанов, А.П. Мурашов и др.) это меньше минимальной критической толщины пластины для соответствующего гомогенного соединения урана. Результатом реализации Состояния 8 является невозникновение СЦР.