Эксплуатационный контроль состояния металла корпусов растворных реакторов в НИЦ «Курчатовский институт»

Рассматривается опыт использования образцов-свидетелей для контроля состояния металла корпуса реактора «Аргус» с топливом в виде водного раствора уранил-сульфата в процессе многолетней эксплуатации ядерной установки в НИЦ «Курчатовский институт» с учетом эволюции нормативно-правовой базы, регламентирующей проведение испытаний. Испытания на стойкость против межкристаллитной коррозии проводили с целью установления фактического состояния материала. Основной задачей исследований являлось выявление дефектов коррозионного характера. Рассматриваемый подход подразумевает исследование образцов-свидетелей из стали марки 08Х18Н10Т, соединенных между собой сварочной проволокой Св.04Х19Н11М3 и установленных внутри реактора. Извлечение образцов для анализа проводят примерно один раз в 10 лет или при энерговыделении более 5⋅10⁵ кВт⋅ч. На основе экспериментальных результатов показана высокая стойкость используемых материалов в коррозионно-активной среде топливного раствора.

1. Ядерные реакторы для исследовательских целей. Материалы комиссии по атомной энергии США. – М.: Иностр. лит-ра, 1956.

2. Dumenfeld M. S., Stitt R. K. Summery review of kinetics experiments on water boilers. – NAA-SR-7087, 1963.

3. Колесов В. Ф. Апериодические импульсные реакторы: монография. Т. 1. – Саров: Изд-во РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2007. – 552 с.

4. Андреев В. В., Андреев С. А., Кедров А. В., Лукин А. В. К истории создания и развития импульсных ядерных реакторов типа ЭЛИР, ИГРИК, ЯГУАР // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2014. – № 3 – С. 11–17.

5. New advances in the computational simulation of Aqueous Homogeneous Reactor for medical isotopes production / D. M. Perez et al. // Brazilian Journal of Radiation Sciences – 2020. – V. 8, Is. 3A – P. 1–18.

6. НП-024–2000. Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии. Введен 2001-07–01. М.: Госатомнадзор России, 2000.

7. Homogeneous aqueous solution nuclear reactors for the production of Mo-99 and other short-lived radioisotopes – Vienna: IAEA-TECDOC-1601, 2008 – 86 p.

8. Margolin B. Z., Sorokin A. A. A physical-mechanical model of ductile fracture in irradiated austenitic steels // Strength of Materials. – 2013. – V. 45, Is. 2. – P. 125–143.

9. Васина Н. К., Марголин Б. З., Гуленко А. Г., Курсевич И. П. Радиационное распухание нержавеющих сталей: влияние различных факторов. Обработка экспериментальных данных и формулировка определяющих уравнений // Вопросы материаловедения. – 2006. – № 4(48). – C. 69–89.

10. Черепанов Г. П. Механика хрупкого разрушения. – М.: Наука, 1974. – 640 с.

11. Закономерности и взаимосвязи радиационных явлений в аустенитных сталях, облучённых до высоких повреждающих доз / В. С. Неустроев и др.// Сб. материалов 13 Международной школы-конференции «Новые материалы – жизненный цикл материалов: старение и деградация материалов в процессе эксплуатации ЯЭУ» – НИЯУ МИФИ, 17–21 октября, 2016 г. – С. 41–42.