Опыт эксплуатации реактора рбт-6

Картограмма активной зоны


Основные облучательные каналы реактора (восемь вертикальных каналов) размещены в активной зоне в нейтронных ловушках. Изменение состава среды в каналах (газ, вода) или в зазорах между ними и тепловыделяющими сборками (установка вытеснителей) позволяет менять жесткость спектра нейтронов в зависимости от задач эксперимента. Вытеснители могут быть выполнены из различных материалов (алюминий, свинец, бериллий) и разного размера. В частности, канал может устанавливаться в активную зону без вытеснителя.

В отражателе реактора со стороны граней активной зоны свободных от органов СУЗ размещаются экспериментальные каналы для легирования кремния и радиационного окрашивания минералов у одной грани и устройство "Корпус" для облучения образцов корпусных материалов реакторов типа ВВЭР и PWR – у противоположной грани.

Плотность потока нейтронов

в облучательных каналах активной зоны реактора РБТ-6

Номер канала	Среда заполнения канала	Ф, 1013 см-2с-1
		< 0,67эВ	> 0,1МэВ
1	Газ	6,1	5,6
	Вода	22	4,2
2	Газ	5,2	5,0
	Вода	19	3,6
3	Газ	5,8	5,5
	Вода	20	4,1
4	Газ	5,5	5,7
	Вода	21	4,2
5	Газ	4,7	4,2
	Вода	17,5	3,0
6	Газ	3,2	2,8
	Вода	11,0	2,0
7	Газ	4,6	3,7
	Вода	16,2	2,4
8	Газ	4,1	3,3
	Вода	15,0	2,2

Плотность потока нейтронов

в облучательных каналах отражателя реактора РБТ-6

	Ф, 1012 см-2с-1
	0  Е  0,5 эВ	0,5 эВ  Е  0,5 МэВ	Е  0,5 МэВ
1-й ряд ОУ «Корпус»	0,53	13,0	0,51
2-й ряд ОУ «Корпус»	0,14	3,0	0,046
Канал для легирования кремния	22,0	5,2	0,75

Основные направления исследований на реакторе – изучение механизмов радиационных повреждений существующих и перспективных конструкционных и поглощающих материалов.

В последние годы проведены следующие основные работы:

• исследования ползучести циркониевых сплавов Э-110 и Э-365 в условиях облучения при различных температурах;
  
• радиационное окрашивание минералов;
  
• испытания конструкционных материалов для международного термоядерного реактора ИТЭР;
  
• тепловые и терморадиационные испытания электротехнических материалов и макетов (сталь электротехническая, слюдопласт, композиция ограносиликатная и др.);
  
• исследование длительной прочности материалов для БН-1200;
  
• исследование релаксационной стойкости материала пружин ТВС-КВАДРАТ, циркониевых сплавов;
  
• экспериментальные работы в обоснование технологии получения радионуклида Мо-99 активационным методом с использованием нанопорошка Мо2С, содержащего молибден природного изотопного состава.
  

Востребованность реактора РБТ-6 на современном этапе развития ядерной энергетики привела к реанимации ранее существовавших и разработке новых реакторных методик:

• существенно модернизированы и введены в эксплуатацию методики испытаний на длительную прочность и ползучесть сталей и сплавов в условиях продольного растяжения (установки «Нейтрон-8») и нагружения внутренним давлением газа (установки типа УИТО) при температурах 550÷800 ^оС. На этой основе выполнены испытания по договору с ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей» и в стадии оформления находятся два других договора на 2011-2012 г.г. Результаты работ по перечисленным договорам должны создать базу данных для обоснования работоспособности материалов проекта БН-1200;
  
• разработана уникальная методика исследований в реакторе РБТ-6 релаксационной стойкости конструкционных материалов на базе патентов ОАО «ГНЦ НИИАР». Методика использована для исследований релаксации напряжения высоконикелевого материала пружин головки ТВС-КВАДРАТ. Исследования проведены в 2011 г. при температуре облучения 335 ^оС в рамках договора с ОАО «ТВЭЛ» и явились отправной точкой для подготовки контрактов с зарубежными центрами;
  
• разработана и внедрена новая методика исследований в реакторе РБТ-6 радиационной ползучести перспективного ядерного топлива для существующих и разрабатываемых проектов ВВЭР. Исследования проводятся при температурах 700÷1100 ^оС в течение 2011-2012 гг. в рамках договора с ОАО «ВНИИНМ». После 2012 г. исследования будут продолжены на предварительно облученных топливных образцах для изучения влияния выгорания на характеристики ползучести.
  

В 2010 году в ОАО «ГНЦ НИИАР» выполнен большой объем работ по созданию комплекса по производству Мо-99 на базе действующих реакторных установок РБТ-6 и РБТ-10/2 для организации централизованного обеспечения российских и зарубежных клиник радиофармпрепаратами на основе радионуклида Tc-99m. Данные установки (из всех эксплуатируемых в институте реакторов) являются наиболее подходящими по нейтронно-физическим характеристикам (плотность потока тепловых нейтронов ~10¹⁴ см^-2с^-1), доступности каналов облучения (возможность оперативной перегрузки мишеней), длительности работы без перегрузок активной зоны (для обеспечения ритмичного графика поставки продукции). Один из этих реакторов может рассматриваться как базовый, а другой – как замещающий в случае планово-предупредительного ремонта (или технических проблем) базового реактора.

Работа проводилась в соответствии со специально разработанным и утвержденным заместителем Генерального директора Госкорпорации "Росатом" Е.В.Евстратовым «Сетевым графиком работ по проекту создания комплекса производства Мо-99. Первый этап» на основании распоряжения Правительства Российской Федерации о создании производства Мо-99 на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР».

В процессе разработки конструкции мишени для наработки Мо-99 были рассмотрены различные варианты: кольцевые, пластинчатые, стержневые, а также мишени с фигурным профилем. В результате сравнительного анализа различных конструкций по теплогидравлическим параметрам и с учетом освоенности технологии изготовления в ОАО «ГНЦ НИИАР» мишеней для наработки радионуклидной продукции и экспериментальных твэлов, на первом этапе организации производства Мо-99 оптимальной была признана конструкция мишени стержневого типа. Предварительные нейтронно-физические расчеты показали, что для стержневых мишеней оптимальной является конструкция облучательного устройства (ОУ), в которой они расположены в один ряд в виде «беличьего колеса».



1 – стойка; 2 – фиксатор; 3 – решетка; 4 – мишень

ОУ для наработки Мо-99


При проектировании конструкции канала для ОУ были рассмотрены девять вариантов его исполнения и проведен детальный анализ. Результаты расчетного анализа позволили выбрать оптимальный вариант – канал проточного типа, конструкция которого обеспечивает охлаждение ОУ с мишенями для наработки Мо-99 теплоносителем первого контура реактора и не требующий наличия дополнительного насоса для организации принудительной циркуляции. В принятой конструкции ОУ в условиях активных зон реакторов РБТ при использовании проточного канала может быть обеспечен теплосъем 50 кВт мощности. В активной зоне реактора РБТ-6 одновременно может быть размещено до 8 каналов.




1 – рассекатель; 2 – ОУ с мишенями для наработки Мо-99; 3 – хвостовик; 4 – отверстия для прохода воды; 5 – нижний фланец; 6 – верхний фланец.

Экспериментальный проточный канал для ОУ с мишенями для наработки Мо-99


В связи с разработкой нового для реакторов РБТ экспериментального устройства проведен уточняющий анализ безопасности для внештатных ситуаций, связанных с планируемым вводом его в эксплуатацию. На основании выполненного анализа были разработаны и внесены соответствующие дополнения и изменения в отчет по обоснованию безопасности ИЯУ РБТ-6, проектную и эксплуатационную документацию.

Для выполнения транспортно-технологических операций по загрузке/выгрузке ОУ и каналов в реактор, отправке облученных мишеней на переработку была разработана конструкторская документация и затем изготовлены специальные инструменты, позволившие освоить транспортную технологию.

В декабре 2010 г. в реакторе РБТ-6 проведены опытные облучения мишеней с природным ураном, а затем и первое опытное облучение полномасштабных макетов мишеней (90 %-го обогащения по ²³⁵U).

Работы по освоению реакторной технологии наработки Мо-99 полностью завершены, выпущен итоговый отчет «Освоение реакторной технологии наработки Мо-99».

Реактор РБТ-6 эксплуатируется с 1975 года в комплексе с реактором СМ, обслуживается одним персоналом, многие системы реакторных установок (РУ) являются общими. Срок эксплуатации ИЯУ РБТ-6 проектом не определен.

В 2007 году, по истечении 30-летнего срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6, в соответствии с "Требованиями к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии" (НП-024-2000) и с целью проведения работ по оценке фактического технического состояния оборудования ИЯУ РБТ-6, определению остаточного ресурса ее элементов и систем, важных для безопасности, была разработана и утверждена 12 июля 2007 г. начальником Управления атомной энергетики и ядерного топливного цикла Федерального агентства по атомной энергии «Общая программа комплексного обследования технического состояния ИЯУ РБТ-6». В течение 20072009 г.г. программа была выполнена в полном объеме, проанализированы результаты обследований и сделаны оценки возможности продолжения эксплуатации установки РБТ-6 до 2020 года. Для определения остаточного ресурса работы оборудования были проведены работы по проверке условий эксплуатации требованиям проекта и нормативных документов, и исследования технического состояния основного оборудования, влияющего на ядерную и радиационную безопасность. Вся работа по продлению сроков эксплуатации проводилась в соответствии с требованиями НП-024-2000 и НП-033-01, с использованием правил, ГОСТов, стандартов и методик обследования.

Особенностью работ по определению остаточного ресурса оборудования являлось то, что на фоне основного оборудования систем, ресурс которого рассчитан до 2020 г. и далее, для ряда оборудования по существующим методикам, согласованным с Ростехнадзором, продление срока эксплуатации ограничивается сроком до 510 лет. Однако, установленные сроки эксплуатации этого оборудования не являются определяющими для срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6, т.к. срок эксплуатации такого оборудования продлевается по результатам периодического технического обслуживания, обследования и ремонта или осуществляется замена при капитальном ремонте.

Для получения сравнительных характеристик свойств металла трубопровода первого контура (ПК) проведены материаловедческие исследования (заключение № 55-20/298 от 07.05.09) образцов-свидетелей, изготовленных из вырезанного (с последующим восстановлением вырезанного фрагмента) участка трубы. Результаты исследований (протокол «Испытания образцов …» № 070/304 от 17.03.09, заключение № 55-20/298 от 07.05.09) материала трубопровода позволили сделать следующие выводы:

• после длительной эксплуатации механические свойства трубы ПК соответствуют требованиям ГОСТ 7350-77 для основного металла и ПНАЭ Г-7-010-89 для сварного соединения;
  
• материал трубы не склонен к межкристаллитной коррозии.
  

В ходе комплексного обследования ИЯУ РБТ-6 не выявлены системы и элементы, важные для безопасности, которые исчерпали свой проектный и физический ресурс. Анализ радиационной обстановки в помещениях ИЯУ РБТ-6, на ее площадке и в санитарно-защитной зоне, показал возможность безопасной эксплуатации ИЯУ РБТ-6 в течение дополнительного срока. При этом радиационное воздействие на работников, 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. Возможность хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов в течение этого срока обеспечивается.

Результаты комплексного обследования технического состояния и оценка остаточного ресурса оборудования и систем, важных для безопасности, приведенные в итоговом отчете «Результаты комплексного обследования систем и оборудования ИЯУ РБТ-6» показывают, что критерии, установленные НП-024-2000 и позволяющие принять решение о возможности продления срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6, выполняются до 2020 года включительно.

Выпущенное по результатам комплексного обследования Решение о продлении срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6 до 31.12.2020 года согласовано в соответствии с требованиями п.2.11 НП-024-2000 с федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим управление использованием атомной энергии (Департаментом атомного энергопромышленного комплекса Госкорпорации «Росатом»).

Разработанная и утвержденная Департаментом атомного энергопромышленного комплекса Госкорпорации "Росатом" «Программа работ по подготовке к продлению срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6» реализована в объеме, позволяющем осуществлять дальнейшую эксплуатацию ИЯУ РБТ-6 до 2013 года. Условием продолжения эксплуатации установки после 2013 г. является выполнение разработанных и учтенных «Программой работ ….» мероприятий по реализации рекомендаций Главного конструктора по установке дополнительных опор на трубопроводах первого контура и системы заполнения и подпитки реактор.

После завершения комплексного обследования приказом по институту была создана комиссия по приёмке ИЯУ РБТ-6 в эксплуатацию в течение дополнительного срока. Учитывая тот факт, что «Программа работ по подготовке к продлению срока эксплуатации ИЯУ РБТ-6» реализована в объеме, позволяющем осуществлять дальнейшую эксплуатацию ИЯУ РБТ-6 до 2013 года, комиссия рассмотрела комплект документов по результатам комплексного обследования и подготовке ИЯУ РБТ-6 к дополнительному сроку эксплуатации и выпустила (в соответствии с требованиями п.5.10 НП-024-2000) акт приемки исследовательской ядерной установки РБТ-6 в эксплуатацию в течение дополнительного срока до 31.12.2013 года. По завершению запланированных по программе работ, но не позднее декабря 2013 года, вновь будет создана комиссия по приемке ИЯУ РБТ-6 в эксплуатацию в течение дополнительного срока до 31.12.2020 года.

В 2009 г. мероприятия по реализации рекомендаций Главного конструктора по установке дополнительных опор на трубопроводе системы заполнения и подпитки были полностью выполнены, выпущена проектная документация на установку дополнительных опор на трубопроводе первого контура реактора.

В процессе эксплуатации реактор РБТ-6 существенной модернизации не подвергался, но работы по повышению надежности и улучшению его отдельных узлов и элементов проводятся постоянно, повышая тем самым безопасность эксплуатации реактора:

• август 1980 г. – реализована логическая схема аварийной защиты по скорости нарастания уровня мощности по структуре типа «2 из 3»;
  

• июль 1982 г. – для исключения превышения номинального значения мощности, после достижения автоматного уровня, дальнейшее её увеличение производится с помощью задатчика мощности;
  

• июль 1987 г. – в цепи АЗ заведены три прибора защиты по уровню мощности УЗМ-11-4 по схеме срабатывания «2 из 3», вместо технически устаревших приборов защиты по мощности АЗМ;
  

• июль 1987 г. – на площадке реактора смонтирована световая и звуковая сигнализация, предупреждающая персонал, ведущий перегрузку, о вводе в активную зону более двух органов АЗ-КО;
  
• август 1989 г. – в соответствие с требованиями Правил ПНАЭ Г-7-008-89 по арматуре второго контура чугунные задвижки заменены стальными;
  
• 1991÷1992 г.г. (работы по повышению безопасности реактора РБТ-6 в период реконструкции реактора СМ):
  
  • произведена замена контрольно-измерительных приборов на более современные, обеспечено дублирование линий контроля наиболее важных технологических параметров;
    
  • изменена схема электроснабжения оборудования САОР, обеспечена его запитка от системы бесперебойного питания;
    
  • сооружены две дизельные электростанции, автоматически включающиеся при потере внешнего электроснабжения;
    
  • на линии первого контура между теплообменником и бассейном реактора установлена задвижка, обеспечивающая отсечение бассейна от напорного трубопровода в случае разрыва последнего;
    
  • дренажная труба перелива бассейна оснащена электрифицированным вентилем, позволяющим, в случае ее разрыва в пределах бассейна отсечь дефектный участок и исключить несанкционированное опорожнение бассейна;
    
  • усовершенствована система СУЗ;
    
• апрель 2009 г. – доработана схема управления приводами РО АЗ-КО, позволяющая обеспечить возможность индивидуального разрыва цепи питания двигателей РО с пульта управления реактором;
  
• сентябрь 2010 г. – для рабочих органов АЗ-КО изменены положения концевых выключателей «низ КО», «верх АЗ» с целью обеспечения подкритичности реактора не менее 2 % (К_эфф ≤ 0,98) в режиме временного останова;
  
• ноябрь 2010 г. – смонтирована двухсторонняя громкоговорящая связь между пунктом управления РУ РБТ-6 и реакторным помещением (ЦЗ).
  

В ближайшие годы на ИЯУ РБТ-6 запланировано проведение работ по следующим основным направлениям:

• реакторные испытания материалов в ампульных устройствах при различных температурах и средах с внутриреакторным исследованием ползучести и радиационного роста;
  
• нейтронно-активационный анализ и нейтронная радиография;
  
• испытания конструкционных материалов для международного термоядерного реактора ИТЭР;
  
• реакторные релаксационные испытания образцов материала пружин из сплава с высоким содержанием никеля;
  
• исследования влияния облучения на длительную прочность сталей;
  
• испытания конструкционных материалов в ОУ «Корпус»;
  
• увеличение номенклатуры и объемов производства радионуклидной продукции (Cs-131, Ba-131, C-14, Co-60 и т.д.);
  
• реализация производства ⁹⁹Мо в промышленных масштабах;
  
• создания каналов для ядерного легирования слитков кремния диаметром до 200 мм;
  
• создания радиационных технологий по трансмутации и изменению физико-химических свойств материалов для промышленного использования;
  
• стажировки и обучения студентов и аспирантов профильных специальностей (ядерная физика, атомные электрические станции и установки);
  
• реакторные испытания топлива (микротвэлов, кернов и топливных компактов) разрабатываемого газотурбинного модульного гелиевого реактора (ГТ-МГР);
  
• завершение экспериментального обоснования безопасности использования ОТВС РУ СМ-3 с исходным содержанием в твэле 6 г ²³⁵U.
  

В настоящее время реактор эксплуатируется на основании выданной Ростехнадзором Лицензии № ГН-03-108-1950. В сентябре 2010 г., в связи с истечением 31.10.2011 г. срока действия действующей лицензии, подготовлены и направлены в Ростехнадзор комплект обосновывающих документов и заявление для получения очередной лицензии.