СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСА ИМПУЛЬСНОГО РАСТВОРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2024 года по МПК G21C1/00 

Область техники

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в импульсных реакторах растворного типа.

Уровень техники

В различных областях науки и техники в качестве мощных источников гамма- и нейтронного излучений используются ядерные реакторы, обеспечивающие многократное получение контролируемых мощных импульсов делений тяжелых атомных ядер. Наиболее доступным по способу эксплуатации и конструкции является импульсный реактор, состоящий из цилиндрического сосуда с толстыми прочными стенками, частично заполненного раствором урановых солей на легкой воде фиг. 1. Исследования на таком реакторе и его эксплуатация проводятся с 50-х годов прошлого века. За этот длительный период к настоящему моменту конструкции реактора накопили значительные радиационное и термическое, коррозионное повреждения. Эти обстоятельства при длительных периодах эксплуатации таких реакторов требуют замены корпуса или в целом исследовательской ядерной реакторной установки.

Основные части корпуса реактора, как правило, изготавливают из марок стали, которые в наибольшей степени соответствуют физико-технологическим условиям их будущей работы. При этом конструкция корпуса реактора должна собираться из разнородных сталей. Например, днище и обечайки активной зоны - из стали типа 15Х2МФА, обеспечивающей повышенный ресурс по сопротивлению радиационному охрупчиванию, а внутри корпусные устройства - из стали типа 15Х2НМФА, обладающей высоким сопротивлением хрупкому разрушению, защитные кожуха из стали 1Х18Н9Т с высокой коррозионной стойкостью. Для изготовления сварных корпусов ядерных реакторов применяют разные стали, в основном Cr-Mo-V и Cr-Ni-Mo-V композиции типа 15Х2МФА, 15Х2НМФА, 15ХЗНМФА и др. Ресурс безопасной работы исследовательского ядерного реактора лимитируется свойствами металла его внутри корпусных устройств и корпуса в общем случае около 30 лет. По истечении этого срока эксплуатации ядерного реактора необходимы работы по ремонту и модернизации исследовательских ядерных установок. Это приводит к финансовым и материальным затратам на модернизацию и ремонт реакторов, их демонтаж, изготовление новых, монтаж, потери от простоев за период замены (несколько лет).

Из уровня техники известны различные технические решения, касающиеся способов длительной эксплуатации корпуса импульсного ядерного реактора, имеющие отличия, как в составе необходимых действий, так и по обеспечению условий безопасности процессов жизненного цикла исследовательской ядерной установки.

Аналогами к предлагаемому способу являются: Способ по патенту РФ №2396361 - Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000. Этот способ осуществляют путем размещения нагревателей внутри осушенного корпуса ядерного реактора и нагрева стенки корпуса со стороны внутренней поверхности до температуры 400-580°С. Главным недостатком этого способа является необходимость нагрева корпуса до высоких температур, что в итоге приводит к повышению риска снижения сопротивления металла корпуса и разрушительным процессам за счет высокотемпературной ползучести, термического охрупчивания стали в процессе отжига; риску необратимой термомеханической деформации внутри корпусных устройств реактора при осуществлении технологической операции по его отжигу при высоких температурах. Для солевых растворных реакторов оригинальным недостатком такого способа эксплуатации также является высокая опасность деструкции солевого раствора при температурах -400°С и более. Отдельным недостатком является потребность в дополнительном выполнении объемных расчетных и экспериментальных работ по обоснованию безопасности будущего функционирования ядерного реактора и установки в целом, после завершения технологической операции по отжигу его корпуса. В первую очередь необходимы затраты по обоснованию прочности, долговечности и надежности конструкций, трубопроводов, изоляции, бетона и т.д. Кроме этого явным недостатком являются значительные энергетические потребности для осуществления технологического процесса отжига. Этот же недостаток в целом определяет низкую физико-технологическую и экономическую, энергетическую эффективность достижения конечного результата - восстановление проектных служебных характеристик материала корпуса ядерного реактора и продление его первоначального проектного ресурса на более длительный срок эксплуатации.

«Способ повышения стойкости конструкций к распространению трещин» по патенту РФ №2041418. Способ состоит в том, что нагревают и охлаждают конструкцию, например, корпус ядерного реактора, в направлении возможного распространения трещины. Затем осуществляют равномерный нагрев элемента конструкции до температуры Последующее выдержку и охлаждение производят при достигнутой температуры нагрева в два этапа. На первом этапе осуществляют локальное контролируемое охлаждение зоны элемента, содержащего трещины в соответствии с заданным темпом охлаждения, до момента достижения в области вершины трещины коэффициента интенсивности напряжений, удовлетворяющего заданному соотношению а на втором этапе - производят охлаждение элемента конструкции с ограниченной скоростью. Недостаток этой модели - время выдержки при заданной температуре выбирают из условия обеспечения уменьшения величины предела текучести материала до величины, равной значению предела текучести этого материала перед началом эксплуатации конструкции корпуса ядерного реактора. В связи с этим описанное решение не позволяет повысить сопротивление хрупкому разрушению материала конструкций корпусов ядерных реакторов с трещиной на ту величину, которая требуется для увеличения срока службы этого реактора за пределы проектного первоначального ресурса. Вместе с этим данный способ не позволяет дополнительно повышать сопротивление хрупкому разрушению реактора из-за увеличения предела текучести материала корпуса, обусловленного его охрупчиванием от нейтронного облучения в процессе длительной эксплуатации. Это происходит потому, что предел текучести материала при использовании известного способа при температуре регулируемого охлаждения остается высоким и возможности дальнейшего повышения в процессе эксплуатации предела текучести материала ограничены.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому изобретению является способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов, заключающийся в загрузке активной зоны ядерным топливном с содержанием материала, способного к ядерному делению, сырьевых изотопы, обеспечение активной зоны реактора теплоносителем, формирования интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, при этом обеспечивая формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны реактора. Патент на изобретение РФ №2601558 С1. Недостатки: Высокая интенсивность нейтронного потока приводить к образованию опасных дефектов в много компонентной корпусной конструкции ядерного реактора при его эксплуатации, и как следствие конструкционные материалы деградирует под действием радиационного и нейтронного облучения, конструкция повреждается и разрушается. При возникновении аварии может иметь место возможное критическое разрушение корпуса реактора и его внутри корпусного оборудования, или опасные повреждения в корпусе реактора, существенно влияющие на его ядерную и радиационную безопасность. Основной недостаток данного технического решения нет повышения ресурса безопасной эксплуатации ядерного реактора: исследовательского, импульсного растворного, солевого, жидкометаллического и пр.

Таким образом, уровень техники текущего периода по доступным патентно-информационным материалам не позволяет решить задачу длительной эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора

Раскрытие сущности изобретения

Изобретение направлено на повышение проектного ресурса исследовательского реактора, за счет эксплуатации с выполнением процедуры отжига корпуса и внутри корпусных устройств реактора в период технического обслуживания и ремонта.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является длительная и безопасная эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора.

Для достижения технического результата предложен способ эксплуатации реактора с периодическим процессом низкотемпературного отжига его корпуса и внутрекорпусного оборудования, включающий нагрев и охлаждение корпуса и внутрекорпусного оборудования, при этом корпус и внутри корпусные устройства в период функционирования реактора подвергаются низкотемпературному отжигу конструкционного материала, включающего нагрев корпуса и его внутри корпусных устройств за счет повышения температуры раствора уранил-сульфата или иного солевого раствора до 250-280°С, выдержки при заданной температуре 50-150 часов и охлаждения до температуры стояночного режима эксплуатации. Скорость нагрева раствора уранил-сульфата при данном способе отжига не регламентируется.

Краткое описание чертежей

На фиг. 1 показан импульсный реактор, состоящий из цилиндрического сосуда с толстыми прочными стенками, частично заполненного раствором урановых солей на легкой воде, где позициями обозначены:

1 - корпус реактора; 2 - каналы регулирующих стержней; 3 - пневмопривод пускового устройства; 4 - пусковой стержень; 5 - регулирующие стержни; 6 - центральный исследовательский канал

На фиг. 2 показан кластер с облученными образцами свидетелями.

На фиг. 3 показан график снижения концентрации дефектов

металлографической структуры материалов образцов свидетелей в зависимости от времени отжига (выдержки) материала в заданном диапазоне температур по данным материаловедческих исследований микроструктуры образцов методами электронной микроскопии.

На фиг. 4 представлена зависимость поврежденности материала корпуса реактора от комплексного параметра регистрации.

Осуществление и примеры реализации изобретения

Техническая проблема на решение которой направлено заявляемое решение - создать полезный технологический способ эксплуатации растворного ядерного реактора для исследовательских целей за счет периодического восстановления служебных свойств конструкционного материала корпусов и внутререакторных устройств реактора. Этот способ предназначен для исследовательских ядерных реакторов после их длительного срока эксплуатации с практической целью - продолжение экономически целесообразной и безопасной работы ядерных исследовательских установок за пределами первоначально назначенного срока их проектного ресурса. Решение данной проблемы тем самым, создаст благоприятные условия, чтобы обеспечить социально приемлемый уровень рисков радиационной и ядерной безопасности научных исследований.

Предложенный способ заключается в следующем: периодически (один раз в 10 лет или при достижении энерговыделения, соответствующего более 5⋅10⁵ кВт»ч.) в период длительной эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора в полость корпуса реактора, заполняемую теплоносителем, помещается раствор уранил-сульфата или иной раствор, который нагревается до заданной температуры в интервале 250-280°С в процессе осуществления ядерной реакции, при достижении заданной температуры процесс нагрева прекращается и осуществляется выдержка реактора в таком состоянии от 50 до 150 часов. Выбор данного диапазона температур определяется нижней границей начала термомеханических, физических процессов восстановления исходной металлографической структуры конструкционных материалов корпуса ректора и его внутрекорпусных устройств. Верхняя граница температурного диапазона превентивно предупреждает опасность деструкции солевого раствора при осуществлении процесса восстановления исходных свойств конструкционного материала реактора, за счет термического отжига ранее образовавшихся дефектов металлографической структуры названных материалов. Время нагрева и выдержки конструкционных материалов корпуса реактора и его внутрекорпусных устройств определяется периодом времени, когда 95% объема конструкционного материала будет восстановлена до исходного проектного состояния за счет отжига дефектов, которые образовались в период эксплуатации реактора, а остаточная концентрация радиационных дефектов и повреждений не будет существенно влиять на снижение противоаварийной устойчивости импульсного растворного ядерного реактора

Способ реализуется следующим образом. За счет повышения температуры раствора уранил-сульфата или иного солевого раствора, корпус реактора и его внутрекорпусные устройства нагревается до температуры 250-280°С. Выдержку корпуса при заданной температуре следует выполнять в течение 50-150 часов для того, чтобы обеспечить стационарные временные условия отжига и его длительность, достаточную для максимального возможного возврата механических свойств к первоначальным проектным показателям в указанном диапазоне температур. Если выдержку осуществлять менее 50 часов, то восстановление физико-механических свойств отжигаемого металла корпуса может не осуществиться. Доказано, что за период 50-150 часов происходит практически полная перестройка микроструктуры металла при его термическом отжиге. Нижняя и верхняя граница временного периода зависит от состава и концентрации примесей в металле. Поэтому, что при отжиге <50 часов могут еще остаться опасные дефекты, а более 150 часов нагревать теплоноситель нет смысла, ибо 95% всех металлографических дефектов от предыдущего воздействия нейтронного потока на конструкционный материал ядерного реактора уже не будут наблюдаться в металлографической структуре конструкционных материалов реактора. Таким образом, при выдержки температуры раствора ядерного реактора менее 50 часов процесс восстановления конструкционных материалов до исходного проектного состояния реализоваться будет не в полной мере из-за неполного отжига радиационных дефектов, возникших в процессе облучения корпуса и вызывающих охрупчивание металла. Выдержка более 150 часов уже не оказывает влияния на процесс отжига радиационных дефектов металла корпуса, количество которых уже становиться минимальным в силу кинетических механизмов прочности и перестройки его микроструктуры. Таким образом такой период выдержки уже будет экономически нецелесообразным из-за высокого потребления внешних энергоресурсов. Скорость нагрева и охлаждения раствора в случае реализации низкотемпературного отжига при 250-280°С не регламентируется, поскольку эта скорость не влияет на свойства конструкционных материалов в температурном диапазоне 20-350°С.

Отсутствие источников нагрева внутри корпуса реактора обеспечивает безопасность отжига. При этом, поскольку отжиг выполняется при 250-280°С, отсутствует опасность теплового охрупчивания металла, повреждения бетона, металлоконструкций и защитного кожуха корпуса реактора. Периодическое выполнение данной относительно простой процедуры отжига радиационных дефектов в конструкциях ядерного реактора позволяет существенно повысить сопротивление конструкционного материала корпуса исследовательского ядерного реактора хрупкому разрушению и, как следствие, повысить надежность и противоаварийную устойчивость исследовательской ядерной установки, ее радиационную, ядерную и промышленную безопасность.

Сущность заявленного способа поясняется примером его реализации.

В рамках лабораторного эксперимента осуществлялся отжиг радиационных дефектов образцов свидетелей фиг. 2, предварительно подвергнутых нейтронному облучению до значений флюенса, соответствующих проектным показателям на момент завершения плановой эксплуатации исследовательского жидко солевого ядерного реактора. Образцы были помещены в корпус реактора и подвергнуты термическому отжигу, за счет их выдержки по плану лабораторного эксперимента при температуре в диапазоне 250-280°С Последовательно после каждых 25 часов отжига часть облученный образцов свидетелей извлекалась из корпуса реактора за общее время эксперимента -200 часов методами электронной микроскопии определялась остаточная повреждающая дефектность, материала образцов свидетелей. В рамках данного эксперимента наглядной физической мерой поврежденности материала образцов свидетелей со является относительная объемная доля дефектов в эталонном элементарном объеме материала:

где V - текущая объемная доля дефектов, V_f - критическая объемная доля, соответствующая образованию в данном объеме материала макроскопической трещины (критической потере несущей способности материала в данном элементарном объеме). На фиг. 3 показан результат измерения дефектности материала от времени отжига дефектов образцов свидетелей. Одновременно с определением степени поврежденности образцов свидетелей осуществлялась косвенными физическими методами неразрушающего контроля - многофункциональной спектрально-акустической системой и методом динамического вдавливания индентора твердомера. На фиг. 4 показана зависимость дефектности материала от параметра динамического воздействия индентора на поверхность образца свидетеля, нормированного на интенсивность акустического сигнала, регистрируемого спектрально-акустической системой. Данные лабораторного эксперимента, представленные на фиг. 3 и фиг. 4 показывают эффект от восстановления исходного качества конструкционного материала корпуса и внутрекорпусных устройств исследовательского жидко солевого реактора.

В раках натурного эксперимента осуществлялся отжиг материала оболочки внутрекорпусной капсулы для специальных изотопов. Четыре идентичные по конструкции капсулы были помещены в солевой раствор топлива исследовательского ядерного реактора и выдерживалась при температуре 280°С 50, 100, 125 и 150 часов соответственно их порядковому номеру. В таблице показаны результаты отжига конструкционного материала этих внутререакторных устройств (данные эксперимента по восстановлению исходных свойств конструкционного материала внутриреакторных устройств)

Данные таблицы свидетельствуют об эффективности восстановления исходных свойств конструкционного материала оболочек данных капсул.

Таким образом, данными примерами обоснованы состав и последовательность действий и условия их реализации предлагаемого способа.

Использование предлагаемого способа длительной эксплуатации ядерной установки, включающий в период эксплуатации периодическую процедуру отжига корпуса ядерного реактора для восстановления физико-механических свойств его металла, позволяет устранить опасность внезапного хрупкого разрушения, образования сквозных трещин и разгерметизации корпуса ядерного реактора. Таким образом, обеспечивается продление срока безопасного и надежного функционирования данной исследовательской установки за пределы первоначально назначенного проектного ресурса.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в импульсных реакторах растворного типа. Cпособ эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора с периодическим процессом низкотемпературного отжига его корпуса и внутрекорпусного оборудования включает нагрев и охлаждение корпуса и внутрекорпусного оборудования. При этом корпус и внутри корпусные устройства в период функционирования реактора подвергаются низкотемпературному отжигу конструкционного материала, включающего нагрев корпуса и его внутри корпусных устройств за счет повышения температуры раствора уранил-сульфата или иного солевого раствора до 250-280°C, выдержки при заданной температуре 50-150 часов и охлаждения до температуры стояночного режима эксплуатации. Изобретение позволяет длительно и безопасно эксплуатировать корпус импульсного растворного ядерного реактора. 4 ил., 1 табл.

Способ длительной эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора заключающийся в загрузке активной зоны ядерным топливном с содержанием материала, способного к ядерному делению, сырьевых изотопы, обеспечение активной зоны реактора теплоносителем, формирования интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, отличающийся тем, что, корпус и внутри корпусные устройства в период функционирования реактора подвергают низкотемпературному отжигу конструкционного материала, включающего нагрев корпуса и его внутри корпусных устройств за счет повышения температуры раствора уранил-сульфата или иного солевого раствора до 250-280°С, выдержки при заданной температуре 50-150 часов и охлаждения до температуры стояночного режима эксплуатации.