Реферат: Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора см

Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ


А.Л.Петелин, М.Н.Святкин, С.А.Сазонтов, А.И.Звир


ОАО «ГНЦ НИИАР», г.Димитровград, Россия


Исследовательская ядерная установка (ИЯУ) СМ-3 создавалась в 1990  1992 г.г. на базе эксплуатировавшейся с 1961 года реакторной установки (РУ) СМ-2. В этот период была проведена реконструкция РУ СМ с заменой корпуса реактора и активной зоны. При этом в процессе реконструкции были внесены существенные изменения в конструкцию активной зоны и отражателя, во все основные технологические системы реактора и экспериментальных устройств, обеспечен подвод и отвод теплоносителя в верхнюю часть корпуса. Часть изменений была внесена целевым образом в связи с появлением и постепенным ужесточением государственных нормативных требований по безопасности исследовательских реакторов. Введены в эксплуатацию новые системы: САОР (система аварийного охлаждения реактора), СОМП (система охлаждения межкорпусного пространства), аварийного охлаждения технической водой, автоматического газового и водяного пожаротушения, измерительно-вычислительный комплекс, резервный щит управления. Заменены системы: аварийного электроснабжения, контроля и управления, СУЗ, перегрузки и выгрузки ТВС, радиационной защиты и радиационного контроля, частично: элементы первого контура, элементы системы нормального злектроснабжения. В результате реконструкции была повышена безопасность установки, обеспечено выполнение современных требований безопасности, расширены экспериментальные возможности. Физический пуск реактора СМ-3 состоялся в декабре 1992 г., энергетический пуск – в апреле 1993 г.

Реактор СМ относится к классу корпусных высокопоточных реакторов ловушечного типа с промежуточным спектром нейтронов и охлаждением активной зоны водой под давлением. Он предназначен для:

облучения образцов реакторных материалов в заданных условиях;

изучения закономерностей изменения свойств материалов в процессе облучения;

накопления изотопов ТУЭ и радиоактивных нуклидов более легких элементов;

исследования состава образцов методом нейтронно-активационного анализа.

В конструкции реактора впервые реализована идея получения высокой плотности потока тепловых нейтронов в замедляющей ловушке в центре активной зоны с жестким спектром нейтронов.

Активная зона реактора имеет форму прямоугольного параллелепипеда с квадратом 420420 мм в основании и высотой 350 мм и состоит из 28 тепловыделяющих сборок. В качестве топлива используется диоксид урана с обогащением по 235U – 90%, диспергированный в медной матрице. В центре активной зоны размещена полость квадратного сечения 140140мм с замедлителем нейтронов – нейтронная ловушка. В качестве замедлителя нейтронов в ловушке используют бериллий и воду в различных сочетаниях. В ловушке размещают облучаемые материалы в виде цилиндрических пеналов. В активной зоне реактора формируется жесткий энергетический спектр нейтронов.



^ Картограмма активной зоны реактора СМ-3

Активная зона окружена боковым отражателем из металлического бериллия, обеспечивающим больший коэффициент отражения и большую площадь миграции нейтронов по сравнению с водой. В отражателе имеются вертикальные цилиндрические отверстия на различном расстоянии от активной зоны для размещения экспериментальных каналов и облучательных устройств. Плотность потока тепловых нейтронов в экспериментальных каналах отражателя меньше, чем в ловушке, но также достаточно высока  до 1,51019 м-2с-1. Охлаждающая реактор вода одновременно служит замедлителем нейтронов. Активная зона реактора с отражателем и опорными конструкциями размещена в стальном корпусе (диаметр 1,5 м, высота 8 м).

За время эксплуатации реактора реализованы три варианта компоновки нейтронной ловушки. С 1961 г. и до 1990 г. в центре реактора находился экспериментальный канал, подсоединяемый к автономному петлевому контуру с легкой водой в качестве теплоносителя. В канале размещали до семнадцати мишеней с облучаемыми материалами. В 1991  1992 г.г. в ходе реконструкции реактора канальный вариант водяной нейтронной ловушки заменили центральным бериллиевым блоком трансурановых мишеней (ЦБТМ) с 27 каналами для облучаемых материалов. Изменение компоновки нейтронной ловушки было сделано для повышения эффективности производства одного из наиболее востребованных на тот момент радионуклидов – 252Сf, за счет увеличения показателя жесткости спектра нейтронов. Отвод тепла от ЦБТМ стал производиться теплоносителем первого контура реактора.

В 2002 г. для повышения плотности потока тепловых нейтронов (при сохранении количества облучаемых мишеней) центральный бериллиевый блок в центральной замедляющей полости (ЦЗП) заменили сепараторной конструкцией из 27 циркониевых труб 140,5 мм с водой в межтрубном пространстве. В зависимости от решаемых задач облучения при эксплуатации реактора может быть выбран тот или иной вариант компоновки нейтронной ловушки [1].

В качестве рабочих ТВС в активной зоне реактора СМ-3 могут быть использованы:

две модификации ТВС (черт.184.03.000, 184.05.000) с твэлами с загрузкой 5 г по 235U, содержащие 0,94 и 0,8 кг 235U соответственно;

три модификации ТВС (черт.184.08.000, 184.09.000 и 184.10.000) с твэлами с загрузкой 6 г по 235U, содержащие 1,128, 0,960 и 0,948 кг 235U соответственно.






1 – головка; 2 – чехол; 3 – решетка дистанционирующая; 4 – твэлы;
5 – решетка опорная; 6 – хвостовик

^ Вид ТВС реактора СМ-3










Поперечное сечение
ТВС черт.184.03.000, 184.08.000
(188 твэлов)

Поперечное сечение
ТВС черт.184.05.000, 184.09.000
(160 твэлов)


Поперечное сечение
ТВС черт.184.10.000,
(158 твэлов)


Основные технические и нейтронно-физические характеристики

Номинальная мощность тепловая, МВт

100

Замедлитель

Вода

Теплоноситель

Вода

Отражатель

Бериллий

Параметры теплоносителя:




температура на входе/выходе, оС

< 60 / до 95

расход, т/ч

2400

давление на входе, МПа

4,9

Активная зона реактора:




форма и размер в сечении, см

квадрат 4242 с центральной ловушкой

высота, см

35

количество ячеек для рабочих ТВС (с учетом топливных подвесок компенсирующих органов СУЗ),

28 (32)


шаг решетки ТВС, мм

7070

топливо

UO2, 90% обогащения по 235U

количество ячеек, занятых центральной ловушкой

4

геометрический объем активной зоны (в т.ч. объем ловушки), л

61,7 (6,8)

Энерговыделяющий объем, л

4854,9

Средняя по энерговыделяющему объему тепловая нагрузка, МВт/л

1,822,08

Максимальная плотность потока тепловых нейтронов в центральном канале, н/(м2с)

51019

Среднее выгорание урана-235, %

35

Среднее выгорание топлива по объему активной зоны, %:




в начале кампании

18,5÷20,5

в конце кампании

21,5÷23,5

Коэффициент неравномерности энерговыделения (при нормировке на 32 ячейки активной зоны):




по высоте активной зоны

1,30

по сечению активной зоны

1,77

по сечению ТВС, прилегающей к ЦЗП

2,57

объемный

5,91

Мощностной коэффициент реактивности для "горячего, отравленного состояния реактора" и рабочем уровне мощности,

(3,50,2)·105

Характеристики эксплуатационного цикла, сут:




продолжительность микрокампании

1014

продолжительность остановок между микрокампаниями

до 2

продолжительность кампании

20

продолжительность остановок между кампаниями

5÷6

Эффективное время работы на номинальном уровне мощности, сут/год

~ 240

Реактор СМ-3 занимает особое место среди отечественных исследовательских реакторов (ИР) ввиду следующих его особенностей:

в отличие от других ИР с водяным охлаждением его активная зона характеризуется жестким нейтронным спектром; скорость накопления повреждений в облучательных ячейках зоны близка к таковой для реакторов на быстрых нейтронах;

в отличие от реакторов на быстрых нейтронах, для которых характерны высокие температуры теплоносителя и малая доступность облучательных ячеек, в реакторе СМ-3 можно организовать облучение конструкционных материалов при температурах 270 ÷ 300 оС , требуемых режимами работы реакторов ВВЭР, PWR и отдельных конструктивных элементов ТЯР;

в активной зоне реактора, наряду с нейтронами высоких энергий, имеется значительное количество нейтронов с меньшими, вплоть до тепловой, энергиями, что позволяет, помимо накопления повреждающей дозы, накапливать ядра–трансмутанты, образующиеся при захватах медленных нейтронов.

Уникальные возможности реактора позволили ему занять ведущее место в России в области производства трансурановых элементов и накопления радионуклидов с высокой удельной активностью. Это обусловлено следующими основными преимуществами реактора:

значительное количество каналов в отражателе с диапазоном плотности потока тепловых нейтронов от 1018 до 1,51019 м-2 с-1;

возможность облучения мишеней в массиве тепловыделяющих элементов активной зоны, где существенна доля надтепловых и быстрых нейтронов;

наличие в центре активной зоны нейтронной ловушки с невозмущенной плотностью потока тепловых нейтронов до 51019 м-2 с-1;

возможность организации эффективного теплоотвода от облучаемых мишеней.

Широкий диапазон изменения плотности потока нейтронов и его спектральных характеристик открывает простор для поиска и реализации оптимальных схем накопления тех или иных радионуклидов.

Основными направлениями использования реактора являются высокодозные облучения материалов ядерной техники для обеспечения программ в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века».

Реактор оснащен широким набором экспериментальных устройств, которые могут размещаться в центральной ловушке (до 27 мест), ячейках отражателя (30 мест) и специализированных ТВС (до 6 шт. по 4 места в каждой и до 4 шт. по 1 месту в каждой).

В составе реактора эксплуатируются низкотемпературная петлевая установка (ПУ) ВП-1 и высокотемпературная ПУ ВП-3. ПУ ВП-1 предназначена для испытаний опытных тепловыделяющих элементов, облучения образцов конструкционных и поглощающих материалов, а также для получения изотопной продукции; ПУ ВП-3 − для проведения исследований работоспособности тепловыделяющих элементов реакторов различных типов, изучения выхода продуктов деления из негерметичных твэлов и способов удаления их из первого контура, материаловедческих исследований конструкционных, поглощающих материалов.

^ Основные технические характеристики первых контуров ПУ ВП-1, ВП-3

Характеристика

ПУ ВП-1

ПУ ВП-3

Максимальное рабочее давление, МПа

4,9

18,5

Температура теплоносителя, °С

90

300

Расход, м3/ч

30

5 ÷ 8

Мощность одного канала, кВт

500

50

Количество облучательных каналов

3

3

Теплоноситель

дистиллят

дистиллят

Основными направлениями работ на ИЯУ СМ-3 являются работы в обеспечение выполнения долговременных федеральных программ по дальнейшему развитию, повышению экономичности и безопасности атомной энергетики, отработке технологии наработки и производства радионуклидной продукции, а именно:

исследование свойств материалов компонентов активных зон энергетических реакторов и перспективных ЯЭУ в условиях реакторного излучения в обоснование проектов реакторов нового поколения (ползучесть и коррозионная стойкость оболочечных материалов; поведение замедляющих и поглощающих материалов; исследование выхода ПД и топлива из твэлов различного назначения; испытания топлива ИР и др.);

испытания образцов и компонентов конструкций в обоснование проектов термоядерных реакторов (испытания образцов высокотемпературных материалов, в том числе изоляционной и кабельной продукции, ресурсные испытания макетов дивертора и первой стенки ИТЭР);

испытания бериллиевых образцов и компонентов конструкций в обоснование проектов термоядерных установок, установок космического назначения и исследовательских реакторов;

получение далеких трансурановых элементов и изотопов различных элементов с высокой удельной активностью;

исследования в обоснование технологических процессов получения радиоактивных нуклидов (отработка методов накопления иттербия-169, кобальта-60, селена-75, никеля-63, вольфрама-188, олова-117m и т.д., необходимых для создания средств внутритканевой и внутриполостной лучевой терапии и радиационных средств технологического контроля нового поколения; усовершенствование технологии получения радионуклидных препаратов на основе изотопов калифорния и кюрия).

В настоящее время в ампульных и петлевых каналах реактора проводятся высокодозные облучения перспективных циркониевых сплавов, поглощающих материалов и материалов для термоядерных реакторов, а также перспективных конструкций топливных материалов для высокопоточных исследовательских реакторов. Проведены работы по созданию комплекса стендов для испытания топливных и конструкционных материалов инновационных высокотемпературных газовых реакторов (газотурбинный модульный гелиевый реактор, реакторы для водородной энергетики и т.д.).

Работы по расширению экспериментальных возможностей реактора продолжаются. Разработана и реализуется концепция модернизации активной зоны реактора, основной целью которой является обеспечение возможности проведения длительных облучений образцов материалов ЯЭУ, в том числе в инструментованных устройствах большого диаметра, в жестком нейтронном спектре при скорости повреждения до 25 сна в год, скорости наработки гелия до 1000 аррм в год при температуре до 330 оС и в заданном водно-химическом режиме. При этом сохраняются основные конструктивные особенности реактора, в топливной части активной зоны размещаются 2 петлевых канала диаметром до 68 мм и 4 ампульных канала диаметром 24,5 мм при сохранении имеющихся 24 каналов диаметром 12 мм [4].

На первом этапе работ по модернизации необходимые характеристики обеспечиваются за счёт увеличения загрузки урана-235 в штатный твэл с 5,0 до 6,0 г без изменения конструкции основных компонентов и систем. К настоящему времени работы по первому этапу закончены – реактор переведен на новое топливо. Ведутся работы по второму этапу, предусматривающие переход на новый твэл со слабым поглощением и применение выгорающих поглотителей в составе ТВС. Проведены ресурсные испытания твэлов с малым вредным поглощением (МВП) нейтронов 1-го и 2-го исполнения в петлевой установке ВП-1, завершаются послереакторные материаловедческие исследования твэлов 1-го исполнения.

Вновь разработанная в ходе первого этапа модернизации активной зоны ТВС черт. 184.10.000, конструкция которой содержит экспериментальный канал  24,5 мм, позволила оперативно, в ходе текущей эксплуатации реактора, создавать и/или изменять объем замедляющей полости в активной зоне путем специальной ориентации ТВС с экспериментальными каналами при их загрузке в активную зону. Сборки с экспериментальными каналами ориентируются таким образом, чтобы каналы были направлены друг к другу или к нейтронной ловушке, создавая и/или увеличивая объем замедляющей полости. При таком размещении сборок объем материалов, облучаемых в условиях высокой плотности потока тепловых нейтронов, возрастает более чем на 20%.


Часть сечения активной зоны реактора СМ с ТВС типа 184.10.000,


расположенными рядом с ЦЗП

Применение этого способа позволяет повысить эффективность наработки целевых радионуклидов и расширяет экспериментальные возможности реактора СМ по испытанию материалов в условиях действия ионизирующих излучений высокой интенсивности. Данный способ формирования активной зоны использовался в 2009 – 2010 г.г., в экспериментальных ячейках ТВС черт.184.10.000 проводилось накопления изотопов ТУЭ [2, 3].

Основными российскими заказчиками высокодозных облучений в экспериментальных объемах модернизированной активной зоны реактора СМ-3 являются конструкторы и технологи: ОКБ ГП, ОКБМ, ВНИИНМ, НИКИЭТ, МЗП. Вместе с тем, неуклонно увеличивается российский рынок услуг по облучению материалов для зарубежных центров во Франции, Японии, Германии, США, Китае и т.д.

Основными направлениями экспериментальных исследований в 2008 ÷ 2010 г.г. на реакторе были:

1. Исследования по радиационному материаловедению:

реакторные испытания образцов из сплава САВ-1 в рамках работ по продлению срока эксплуатации реактора ВВР-М Петербургского Института Ядерной Физики им. Б.П. Константинова РАН;

ресурсные испытания твэлов СМ (топливо – диоксид урана, матрица – сплав алюминия) с малым вредным поглощением (МВП) нейтронов 1-го и 2-го исполнения в петлевой установке ВП-1;

реакторные испытания комплекта имитаторов с оболочками из хромникелевого сплава 42ХНМ с целью исследования ползучести материала;

тепловые и терморадиационные испытания электротехнических материалов и макетов (изоляторы, сталь электротехническая, слюдопласт, композиция органосиликатная и др.);

реакторные испытания образцов материала дивертора ИТЭР при температуре до 200 оС;

завершение комплекса высокотемпературных реакторных испытаний с целью создания базы данных по свойствам графита ГР-280;

разработка методик, обеспечивающих высокодозные инструментованные облучения и испытания на ползучесть и коррозионную стойкость конструкционных материалов для ЯЭУ нового поколения в ячейках модернизированной активной зоны (методический эксперимент с облучением образцов циркониевых сплавов в канале, установленном в ячейку ТВС активной зоны через отверстие в крышке реактора);

создание комплекса стендов для реакторных испытаний образцов матричного, блочного графита и имитаторов топливных компактов по программе ГТ-МГР;

методические реакторные испытания (в рамках выполнения комплекса НИОКР по подготовке экспериментальных установок и стендов ГНЦ НИИАР к реакторным испытаниям топлива РУ ГТ-МГР) образцов матричного и блочного графитов, имитаторов микротвэлов и топливных компактов при температуре от 800 °С до 1250 °С;

подготовка реакторных испытаний образцов матричного, блочного графита и имитаторов топливных компактов по программе ГТ-МГР (изготовление и оснащение облучательного устройства, разработка методик и программ, обоснования безопасности эксперимента).

Получение радионуклидов высокой удельной активности как трансурановых элементов – кюрий-244, кюрий-244-248, америций-243, калифорний-248, -249, -252, так и «легких» элементов – фосфор-33, гадолиний-153, иридий-192, кобальт-60, вольфрам-188, никель-63, железо-55, -59, олово-113,-119m, стронций-89 и др.

Получение опытных партий радионуклида I-125, Lu-177, используемого в медицинских целях.

В ближайшее время на ИЯУ СМ-3 запланировано проведение следующих работ:

завершение модернизации действующей высокотемпературной петли ВП-3 с целью обеспечения возможности отработки режимов эксплуатации, приближённых к вводно-химическому режиму реакторов PWR, ВВЭР;

создание новой, более совершенной высокотемпературной петлевой установки ВП-4 с паровым компенсатором, обеспечивающей проведение эксперимента как в каналах отражателя (не менее двух), так и в канале активной зоны с водно-химическим режимом, соответствующим режимам PWR, ВВЭР;

высокодозные облучения конструкционных и топливных материалов для инновационных проектов ядерных реакторов 4-го поколения (газовых высокотемпературных, быстрых с кипящей водой, с закритической водой) при скоростях набора повреждений до 25 сна/год до 75, 100, 150 сна в широком диапазоне температур, а также для перспективных проектов новых исследовательских реакторов с целью исследования:

радиационного распухания и формоизменения различных сплавов;

радиационно-стимулированной ползучести;

изучения изменения вязкости разрушения циркониевых сплавов при низкотемпературном облучении;

трещиностойкости;

замедленного гидридного растрескивания циркониевых сплавов после низкотемпературного облучения;

коррозионного взаимодействия конструкционных материалов при высокодозном облучении.

ампульные испытания топлива в рамках ФЦП «Развитие космических средств с использованием ядерной энергетики»;

ускоренные испытания кабельных термоэлектрических преобразователей;

создание установок по улучшению эффективности и увеличению объемов наработки радиоизотопной продукции, а также расширения их номенклатуры такими изотопами (131Ba, 177Lu, 99Mo).

проведение исследований новых топливных композиций с низкообогащенным ураном для высокопоточных исследовательских реакторов.

Проектом установлен срок эксплуатации реактора 25 лет (до 2017 г. включительно), при этом предусмотрена замена центральной зоны (несущей конструкции активной зоны) через 12 лет эксплуатации.

На основании «Программы работ по обоснованию продления срока эксплуатации центральной зоны реактора СМ», разработанной с учетом требований НП-024-2000, силами НИИАР, ИЦП и НИКИЭТ в 2003 – 2004 г.г. был произведен ряд экспериментальных и расчетных работ, связанных с оценкой состояния, возможности продления срока службы и прогнозированием работоспособности центральной зоны реактора. Расчеты проводились с учетом фактических и прогнозируемых эксплуатационных нагрузок и возможных сейсмических воздействий. По результатам расчетно-экспериментальных исследований срок эксплуатации центральной зоны был продлен до 2010 года включительно (техническое решение № 24-32/37 от 23.04.04, утв. техническим директором НИИАР В.В.Калыгиным и подписанное Руководителем ДАЭ Минатома России В.И.Рачковым).

В 2008 ÷ 2009 г.г. специалистами НИКИЭТ и НИИАР повторно проведены экспериментальные и расчетные работы, связанные с оценкой состояния и прогнозированием работоспособности несущих конструкций центральной зоны, а так же расчетные работы по оценке прочности несущих конструкций (НК) центральной зоны по полному набору прочности характеристик в соответствии с требованиями «Норм расчета на прочность» ПНАЭ Г-7-002-86 и с учетом воздействия, как эксплуатационных нагрузок, так и совместно с ними, сейсмических нагрузок. Расчеты проводились с учетом данных о фактических прочностных характеристиках материалов, примененных в несущих элементах центральной зоны. Расчетные работы включали прогнозирование возможности работы конструкций за пределами 2010 г.


Расчетные оценки прочности и расчетно-экспериментальное обоснование показали, что несущие конструкции центральной зоны соответствуют действующим в настоящее время нормам ПНАЭ Г-7-002-86 и РД ЭО 0330-01 с учетом фактически отработанных и прогнозируемых нагрузок, возможного совместного действия эксплуатационных и сейсмических нагрузок на период дополнительного срока эксплуатации, а также с учетом деградации физико-механических свойств материала, прогнозируемых значений флюенса и повреждающей дозы облучения, прогнозируемых фактических геометрических характеристик НК до 01.01.2013 г. По результатам прочностных расчетов (отчет № 23.9171 От, НИКИЭТ) установлено, что остаточный ресурс несущих конструкций центральной зоны реактора СМ-3 составляет 12 месяцев с 01.01.2013 г.

Для получения информации об изменении механических свойств и критической температуры хрупкости металла корпуса реактора под воздействием нейтронного потока и температуры, а также о коррозионном воздействии на стенки корпуса от теплоносителя и дезактивирующих растворов проектом реактора предусмотрена установка внутри корпуса реактора в кольцевой полости между обечайкой корпуса и экраном образцов-свидетелей, выполненных из основного металла и металла швов сварных соединений корпуса. В процессе эксплуатации реактора комплект облучаемых образцов предусматривает несколько сроков их извлечения для исследования. В июле 2001 года из реактора была выгружена первая партия образцов-свидетелей, включающая в себя четыре навески с образцами для прочностных испытаний и одну навеску с образцами для испытаний на коррозионную стойкость после их восьмилетней экспозиции с облучением до максимального флюенса 2,2·1019 1/см2 (Е > 0,1 МэВ). Проведенный в горячей камере здания осмотр показал, что навески находятся в хорошем состоянии, не имеют изменений геометрии и деформаций. Результаты выполненных материаловедческих исследований показали, что микроструктура и микротвердость стали в процессе облучения не изменились, образцы-свидетели стали 08Х18Н10Т из основного металла и сварного шва не проявляют склонности к межкристаллитной коррозии (МКК) при испытаниях по методу АМУ. Не обнаружено каких-либо существенных изменений коррозионного состояния исследуемого материала по привесу и наличию видимых повреждений. Испытания образцов с трещиной свидетельствовали об отсутствии хрупкой составляющей в процессе разрушения. Таким образом, результаты механических испытаний и оценка коррозионного состояния исследуемого материала свидетельствовали, что после 8-летней эксплуатации и флюенса 2,2·1019 1/см2 (Е > 0,1 МэВ) изменения свойств соответствуют достигнутому уровню облучения и работоспособность материала корпуса реактора остается на высоком уровне.

В июле 2009 года из реактора была выгружена вторая партия образцов-свидетелей после их 16-летней экспозиции с облучением до максимального флюенса 5,1·1019 1/см2 (Е > 0,1 МэВ). Проведенный в горячей камере здания осмотр показал, что навески находятся в хорошем состоянии, не имеют изменений геометрии и деформаций. Результаты механических испытаний, анализ характеристик механических свойств и оценка коррозионного состояния исследуемого материала свидетельствуют, что после 16-летней эксплуатации и флюенса 5,1·1019 1/см2 (Е > 0,1 МэВ) изменения свойств соответствуют достигнутому уровню облучения, а радиационная стойкость материала корпуса реактора остается на высоком уровне.

В 2010 году в соответствии с требованиями «Типовой программы контроля за состоянием металла оборудования и трубопроводов РУ СМ-3», утвержденной начальником 16 ГНТУ Ермаковым Н.И. 20.02.1992 г., проведены материаловедческие исследования (разрушающими методами контроля) материала трубы первого контура реактора. Для этих целей, согласно предварительно разработанного проекта 1МТ 7782.000.00СБ, был вырезан (с последующим восстановлением) участок трубопровода 219×12мм. Вырезанный участок представлял собой сварное соединение труб после 49- и 18-летней эксплуатации. Первая труба изготовлена по ГОСТ 5543-50,  219×12мм, сталь 12Х18Н10Т. Вторая труба изготовлена по ТУ 14-3-197-73,  219×12мм, сталь 08Х18Н10Т, сертификат № 877/Б. Сварка труб проведена с проволокой Св-04ХХ19Н11М3, плавка 181, сертификат № 2760. Исследования материала старой и новой трубы, а также сварного шва на склонность к межкристаллитной коррозии, проведены по ГОСТ 6032 – 2003 методом АМУ. Для выявления межкристаллитной коррозии применялся металлографический метод. По результатам проведенных исследований установлено:

механические свойства материала трубы после 49-летней эксплуатации соответствуют значениям ГОСТ 5543-50 и ГОСТ 9940-81;

механические свойства материала трубы после 18-летней эксплуатации соответствуют значениям сертификата качества;

механические свойства образцов, содержащих сварной шов, соответствуют требованиям ПНАЭ Г-7-010-89 для сварных соединений, выполненных со сварной проволокой Св-04Х19Н11М3;

склонность материала старой (после 49-летней эксплуатации) и новой трубы (после 18-летней эксплуатации), а также сварного соединения к межкристаллитной коррозии не обнаружена.

Уникальные возможности реактора, огромный опыт его эксплуатации, в том числе и по совершенствованию различных технологических систем, результаты анализа нарушений позволяют уверенно говорить о возможности его дальнейшей надежной эксплуатации и расширении экспериментальных возможностей. Начиная с 2000 г. годовой коэффициент использования реактора составляет 0,65  0,70.



^ Коэффициент использования реактора СМ-3 в период 1993 ÷ 2010 г.г.


В процессе эксплуатации ИЯУ СМ-3 не прекращаются работы по расширению его экспериментальных возможностей и повышению безопасности. В 2009 г.были разработаны, испытаны и введены в эксплуатацию рабочие органы АЗ и АР измененной конструкции. На период 2012 ÷ 2014 г.г. запланирован комплекс работ по замене центральной зоны реактора (переработка проектной документации, изготовление центральной зоны, демонтаж старой и монтаж новой центральной зоны).

Постоянно проводимая планомерная и целенаправленная работа по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реакторной установки позволит использовать реактор СМ-3 в исследовательских целях еще как минимум 25 лет.


^ Перечень литературы

Малков А.П., Краснов Ю.А. Петелин А.Л., Пименов В.В. Влияние компоновки нейтронной ловушки на физические и эксплуатационные характеристики реактора СМ // «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 2, 2010, с. 3-9

Малков А.П., Петелин А.Л., Романов Е.Г. Способ формирования активной зоны исследовательского ядерного реактора. Пат. № 2009130136 РФ G21C (05.08.09)

Малков А.П., Краснов Ю.А., Пименов В.В., и др. Создание дополнительных облучательных объемов с высокой плотностью нейтронного потока в активной зоне реактора СМ. // «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» № 4, 2010, с. 36-44.

Клинов А.В., Цыканов В.А., Старков В.А., и др. Модернизация активной зоны реактора СМ для решения задач материаловедения // АЭ. 2002. Т. 93. №3. С. 167.