автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обоснование ресурсных характеристик элементов активной зоны по результатам их эксплуатации в реакторе БН-600

На правах рукописи

КОЗМАНОВ ЕВГЕНИЙ АЛЕКСАНДРОВИЧ

ОБОСНОВАНИЕ РЕСУРСНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИХ ЭКСПЛУАТАЦИИ В РЕАКТОРЕ БН-600

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации па соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск - 2006

Работа выполнена на Белоярской атомной станции

Научный руководитель:

Доктор технических наук, профессор

Официальные оппоненты: Доктор технических наук, профессор

Кандидат технических наук

Карпенко

Анатолий Иванович

Волков

Юрий Васильевич Шмаков

Андрей Александрович

Ведущая организация - Федеральное Государственное унитарное предприятие «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И.И.Африкантова» (ФГУП «ОКБМ») г. Нижний Новгород

Защита состоится_сентября 2006 года в 10 часов на

заседании диссертационного совета ГНЦ РФ - ФЭИ Д 201.003.01 по адресу: 249033,

г. Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан «_»_2006 года.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Прохоров 10.А.

Wffä

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы

Современная атомная энергетика, производя тепловую и электрическую энергию, неизбежно производит и плутоний. Дисбаланс между производством плутония и его использованием привел к накоплению больших его складских количеств в мире. Направление быстрых реакторов (БР) позволяет решить проблему грядущего дефицита ядерного сырья за счет использования запасов наработанного и воспроизводимого плутония и решить основные вопросы утилизации отработанного топлива за счет замкнутого топливного цикла и выжигания младших актинидов из продуктов деления. Приемлемость атомной энергетики для общества подразумевает ее безопасность, экологичность и экономическую эффективность. БР обещают важные преимущества в сохранении окружающей среды, но, с другой стороны, на сегодня имеют неудовлетворительные стоимостные показатели.

Актуальность работы определяется задачами развития технологии БР в части создания базы конструкционных материалов активной зоны, которая обеспечит повышение надежности и экономичности эксплуатации через повышение ресурсных характеристик пнутрнреакторных элементов.

С этой целыо проводятся реакторные испытания, оценка работоспособности и модернизация целого ряда внутрнреакторных элементов. Для улучшения свойств конструкционных материалов, совершенствования технологии производства и успешной эксплуатации активной зоны требуются надежные экспериментальные данные по влиянию на элементы активной зоны стационарных, переходных и нештатных режимов эксплуатации. Самым простым и информативным способом определения влияния факторов эксплуатации на свойства материалов и внутрнреакторных конструкций был и остаётся способ массовых неразрушающих послереакторных исследований.

Практика показывает необходимость разработки критериев и алгоритмов отбора материалов активной зоны БР и оценки их свойств. Необходимо разрабатывать средства и методы исследований, которые позволяют в оптимальные сроки обеспечить результаты процесса эволюционного развития реакторных изделий, так как на сегодня процесс внедрения новых материалов требует времени, сравнимого со сроком службы реактора. Для полноценного управления ресурсными характеристиками должен быть реализован всесторонний контроль состояния элементов.

Цель работы

Диссертационная работа имеет своей целыо изучение изменений эксплуатационных свойств материалов и конструкций в условиях реактора БН-600 для определения запаса работоспособности и возможности повышения ресурса элементов активной зоны. В этой связи автором выполнены следующие работы:

• разработан и создан ряд измерительных установок и методик первичных послереакторных исследований;

• проведен мониторинг эксплуатационных характеристик изделий на соответствие требованиям, которые предъявляются к конструкционным материалам активной зоны БР;

• создана база данных и информационно-поисковая система по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований твэлов и TBC реактора БН-600;

• на базе обобщенных данных послереакторных исследований установлены механизмы и основные эксплуатационные факторы, влияющие на работоспособность TBC, органов системы управления и защиты (СУЗ) и других элементов реактора;

• подготовлен экспериментальный материал, на основании которого обосновано повышение ресурса TBC, стержней и гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ. ___

РОС. НАЦИОНАЛЬНАЯ БИБЛИОТЕКА

С.-П№.'г)>ург

ОЭ 20»Ьжг Н7)Ь

Научная новизна

• Получен и систематизирован материал о влиянии нейтронных и температурных характеристик облучения на радиационное распухание конструкционных сталей в реальных условиях БР. Получены данные о формоизменении чехловых и оболочечных труб в составе элементов активной зоны реактора БН-600 с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенности конструкции.

• Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментапьное определение запаса работоспособности, исходя из условий эксплуатации действующего реактора.

Практическая ценность

Внедрены экспериментальные установки и методики, отвечающие специфике их применения на действующем энергоблоке - массовые неразрушающие исследования в условиях высокой радиоактивности с минимальным количеством дозозатрат и радиоактивных отходов.

Результаты, полученные автором в процессе реакторных испытаний, послереакторных измерений и аналитических исследований, использованы:

• в проектно-конструкторских разработках и обосновании проектных характеристик TBC трех модернизаций активной зоны реактора БН-600, в результате которых максимальное выгорание топлива было увеличено в 1,5 раза й в 2 раза сокращено годовое потребление TBC активной зоны;

• при увеличении назначенного ресурса стержней аварийной защиты (A3) с 365 до 500 эффективных суток (эф. суток);

• при разработке и внедрении стержней СУЗ нового поколения с ресурсом 560 эф. суток;

• при увеличении назначенного ресурса гильз СУЗ с 450 до 730 эф. суток;

• при увеличении срока службы направляющих труб СУЗ с 10 до (14-20) лет, а исполнительных механизмов СУЗ - с 10 до 25 лет.

В результате подъема ресурса внутриреакторных элементов почти вдвое снижен объем высокорадиоактивных отходов, сокращена продолжительность работ при перегрузке реактора, что в целом способствует повышению экономической эффективности и экологической чистоте эксплуатации реактора БН-600.

На защиту выносятся: о методики и измерительные устройства, разработанные для исследования радиационных свойств конструкционных материалов в составе внутриреакторных элементов реактора БН-600;

в характеристики радиационного формоизменения элементов активной зоны реактора БН-600;

• постановка задачи и расчетно-экспериментальные исследования по определению запаса работоспособности стержней, гильз и направляющих труб СУЗ по истечению назначенного ресурса эксплуатации;

» рекомендации и обоснование увеличения назначенного ресурса TBC, стержней A3, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Личный вклад автора

При участии автора спроектированы и внедрены все основные измерительные установки, используемые при послереакторных исследованиях в «горячей» камере (ГК) и бассейне выдержки (БВ) реактора БН-600. Автором разработаны методики измерений, автоматизированы процессы измерений и обработки данных по формоизменению, гамма-сканированию твэлов и измерению электросопротивления оболочек твэлов. Выполнены

измерения, обработка данных и систематизация характеристик элементов реактора БН-600. Разработана структура и программное обеспечение Информационно-понсковой системы базы данных по первичным исследованиям. Автором проведена оценка остаточного ресурса элементов активной зоны на основе установленных критериев предельного состояния и доминирующих механизмов повреждения конструкционных материалов. Осуществлена постановка задач, разработка программ и проведение комплексных экспериментальных и аналитических исследований, по результатам которых получены материалы для обоснования повышения назначенного ресурса стержней СУЗ, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Апробация работы

Основные положения и результаты работы доложены на: Российских конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград - 1992, 1995, 1997, 2000, 2003 гг.); 11-ом Межнациональном совещании "Радиационная физика твердого тела" (г. Севастополь -

2001 г.); Международной научно-технической конференции «Опьгг конструирования, производства и эксплуатации органов регулирования ядерных реакторов» (г. Москва -

2002 г.); Российской конференции "Материалы ядерной техники" (г. Агой - 2002, 2003 гг.); юбилейных научно-технических конференциях Белоярской АЭС (г. Заречный - 1984, 1989, 1994, 2004 гг.); научно-технической конференции "Свердловскому ядерному научному центру - 35 лет" (г. Заречный - 2001 г.); Координационном Совете Минатома РФ по поглощающим материалам и замедлителям (г. Москва-2003,2004 гг.).

По теме диссертации опубликовано 24 статьи и около 30 тезисов докладов, в которых отражено основное содержание диссертационной работы.

Основной апробацией является использование результатов работы при оформлении проектной и эксплуатационной документации TBC, стержней и гильз СУЗ, а также обосновании безопасной эксплуатации сверх назначенного ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения и списка использованных источников из 93 наименований. Работа изложена на 138 листах, включая 20 таблиц и 55 рисунков.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается 'актуальность темы, сформулированы общие цели и основные задачи. Перечислены основные итоги выполненной работы. Отмечена практическая ценность полученных результатов.

Глава 1. Условия работы элементов активной зоны реактора БН-600.

Задачи послереакторных исследований

Проектные решения по элементам активной зоны реактора БН-600 были приняты по результатам исследований на реакторах БР-10 и БОР-бО. В проекте была заложена высокая энергонапряженность активной зоны, максимальная линейная нагрузка - 540 Вт/см, температура оболочек твэлов - до 710 °С (при удельной мощности 810 КВт/л). Ход эксплуатации реактора БН-600 показал недостаточность подхода прогнозирования поведения материалов в промышленных энергетических реакторах по результатам экспериментов в исследовательских реакторах. Это связано с невозможностью воспроизведения в них температурных условий, интенсивности нейтронного потока и скоростей набора радиационных повреждений [1].

Особую проблему представляет выбор материала для элементов быстрого реактора, поскольку при флюенсе нейтронов ~3 * 1023 н/см2 и температурах эксплуатации от 400 до 700 °С в аустенитных хромо-никелевых сталях ускоренно образуются термические и радиационно-индуцированные фазы, нарушается структурная стабильность и распухание

материала может достигать 10-30%. Распухание ведет к заклиниванию элементов активной зоны, уменьшению проходных сечений теплоносителя. Происходит снижение прочности и пластичности стали, появляются напряжения, влияющие на работоспособность оболочек твэлов вплоть до их разгерметизации [2].

На рисунке 1 показаны элементы активной зоны, определяющие рабочий цикл реактора БН-600 и являющиеся предметом рассмотрения в данной работе.

I

1-ТВС

2 - твэл

3 - стержень СУЗ: стержень аварийной защиты (АЗ); стержень компенсации выгорания топлива (КС); регулирующий стержень (РС)

4-пэл

5-гильза СУЗ

6 - направляющая труба СУЗ

7 - захват исполнительного механизма СУЗ.

Рисунок I. Элементы активной зоны реактора БН-600

На первых этапах эксплуатации TBC, стержни и гильзы СУЗ реактора БН-600 не обеспечивали проектных показателей по надежности и ресурсу работы по причине интенсивного распухания. Назначенный ресурс работы TBC пришлось снизить в 1,5 раза, органов СУЗ - в 2 раза [1].

От элементов БР требуется обеспечение механической и коррозионной стойкости в течение эксплуатации до повреждающих доз 80-100 сна и при последующем хранении [3].

Достижение реактором проектных параметров было последовательно реализовано после трех модернизаций проекта активной зоны реактора. Это привело к значительному сокращению топливоиспользования (таблица 1), и повышению эффективности его эксплуатации.

В первой главе отмечены этапы на пути развития технологии эксплуатации реактора БН-600, которые сопровождались кардинальными изменениями режимных и интегральных характеристик эксплуатации элементов. Контроль работоспособности TBC, при повышении выгорания топлива, стержней и гильз СУЗ, при доведении ресурсных характеристик до уровня, обеспечивающего преобразования активной зоны, обеспечивались результатами послереакторных исследований, проводимых с участием автора.

Значение реактора БН-600 в плане развития технологии БР, заключается в повышении надежности и экономичности эксплуатации через повышение выгорания топлива. Для

б

обеспечения топливной кампании необходимо улучшение ресурсных характеристик внутриреакторных элементов.

Таблица 1

Основные проектные характеристики топливных загрузок реактора БН-600

№ Наименование характеристики Тип активной зоны

п/п 01 01М 01М1 01М2

Высота активной зоны, мм 750 1000 1030 1030

Цикл работы, эф. сут. 3x100 2x165 3x160 2х(120+160)

3 Выгорание максимальное, % т.а.

зона малого обогащения (ЗМО) 5,1 6,5 9,0 10,0

зона среднего обогащения (ЗСО) - 6,9 9,5 10,6

зона большого обогащения (ЗБО) 7,2 8,3 10,0 11,2

4 Максимальная повреждающая доза, сна

ЗМО 35 53 75 82

ЗСО - 51 72 79

ЗБО 44 54 69 75

5 Назначенный ресурс, эф. сут.

ЗМО 200 330 480 560

ЗСО - 330 480 560

ЗБО 300 330-495 480 730

б Потребление TBC за год, шт

активной зоны 457 316 225 181

зона воспроизводства 138 114 106 113

Этим обеспечивается:

- снижение потерь в выработке электроэнергии по причине негерметичности TBC;

- сокращение потребления TBC за счет увеличения выгорания топлива;

- сокращение количества облученного материала, выгружаемого из реактора;

- сокращение времени проведения плановых инспекций оборудования и перегрузки топлива.

Ресурс элементов задается исходя из возможности выполнения ими проектных требований с учетом: назначения, условий применения, физических процессов и возможных причин разрушения, свойств конструкционных материалов. Из-за недостатка достоверных исходных данных для гарантированного выполнения проектных критериев вводятся необходимые коэффициенты запаса, определяемые степенью консерватизма, заложенного при разработке расчетных моделей.

На стадии эксплуатации через контроль текущего состояния определяются критерии предельного состояния изделий. Статистический анализ данных из опыта эксплуатации и результатов послереакторных исследований позволяет выделить влияние доминирующих факторов эксплуатации, составить закономерности изменения свойств конструкционных материалов и выявить резервы в повышении ресурса. В этом есть основное, по содержанию, и многопрофильное, по исполнению, назначение первичных послереакторных исследований.

Методами послереакторных исследований на этом пути решаются четыре основные задачи:

1. Установление рабочих и предельно допустимых состояний элемента с учетом конкретных условий его эксплуатации в реакторе БН-600, формирование проектных требований (рисунок 2). Это происходит в процессе ресурсных испытаний, в основном, экспериментальных TBC и опытных стержней и гильз СУЗ, иногда и штатных сборок.

2. Определение доминирующих факторов и изучение характеристик, ответственных за поведение материала в составе конструкции и работоспособность элементов активной зоны (рисунок 3). Взаимозависимость факторов, определяющих запас работоспособности

К'оррскч нропка 11|>(1(.'1ч'ШЫХ решении.

(')|СС.'П(.')>1П]С1П:1.1Ы|иС

• '• сборки)

Результаты

эксплуатации *

Послсреаиторпыс исследования

Рисунок 2. Роль и место послереакторных исследований при корректировке проектных решений.

накопления информации влияния и конструкционных параметров в

Анализ информации и

выдача рекомендаций критических узлов элемента, требует эксплуатационных, физических, технических максимальном диапазоне их изменения.

Работоспособность элементов активной зоны определяется исходными физико-механическими, радиационными и теплофизическими свойствами конструкционных и делящихся материалов и их изменениями в процессе эксплуатации [3]. Опыт проектирования элементов активных зон свидетельствует о необходимости проведения более полных исследований свойств штатных и перспективных конструкционных материалов и опережения исследовательскими работами проектных разработок.

3. Прогнозные исследования (рисунок 4). Поведение материала на более продолжительный период эксплуатации основывается на качественной аналогии изменений контролируемых параметров с наблюдаемыми на достигнутом этапе. Получаемые зависимости

Режимы и параметры эксплуатации

Констру] особенн

Ресурс элементов реактора БН-600

Расчетно-анапитические исследования

Материаловедчески е исследования

Первичные

послереакторные

исследования

комплектующих

Рисунок 3. Факторы, определяющие работоспособность элементов активной зоны быстрого реактора

Рисунок 4. Структурные составляющие прогнозных исследований работоспособности элементов активной зоны быстрого реактора

справедливы только для данного материала и конкретных условий эксплуатации. Поэтому в БВ и в ГК проводились исследован!« сборок раздельно по всем типам материалов и конструкций, при разном обогащении топлива и в разных модификациях активной зоны реактора БН-600. По результатам массовых исследований целенаправленно проводится отбор объектов на материаловедческие исследования. 4. Изучение причин аварийности сборок.

Автор принимал участие в постановке задач, выборе объектов исследований, планировании и проведении экспериментов.

Глава 2. Исследование конструкционных материалов и элементов активной зоны быстрых реакторов

Методическое и аппаратурное обеспечение первичных послсреакторных исследований па БАЭС

Для выявления характера и скорости изменения технологических свойств элементов активной зоны под облучением, мониторинг характеристик материалов должен проводиться в соответствии с требованиями, которые к ним предъявляются для эксплуатации в условиях работы активной зоны БР:

1. Стабильность геометрических размеров элементов.

2. Характеристики, обеспечивающие механическую прочность элементов.

3. Радиационная стабильность структуры и физических свойств в поле облучения.

4. Сохранение герметичности (в реакторе и в послереакторном хранении).

Основу комплекса послереакторных исследований на энергоблоке БН-600 составили установки обмера геометрии в БВ, установки профилометрии, гамма-сканирования, электросопротивления в ГК и приспособления визуального осмотра. В тематике лаборатории TBC присутствуют процедуры контроля, которые проводятся на складе свежего топлива при входной инспекции.

Для БР вследствие компактности активной зоны характерна высокая степень неравномерности температур, нейтронного потока и энерговыделения. Соответственно, все измерения на установках реализованы в сканирующем режиме по высоте активной зоны, а в методиках учитывается аксиальная и радиальная неравномерности распределения параметров эксплуатации. Повышение достоверности исследований обеспечивается проведением массовых сравнительных испытаний с последующей статистической обработкой результатов. Это позволяет нивелировать неопределенность температурных и нейтронно-физических параметров эксплуатации отдельных элементов в условиях действующего реактора.

Силами сотрудников лаборатории TBC и при участии автора были разработаны оригинальные методики и созданы образцы исследовательского оборудования, решены проблемы технологического обеспечения измерений в условиях высоких уровней радиоактивности и отсутствии тракта обращения с высоко радиоактивными отходами [3*]. Описание установок, методик и процедур измерения приведено по тексту диссертации.

База данных. Информационно-поисковая система

Для систематизации и хранения информации послереакторных исследований на БАЭС в сотрудничестве с ГНЦ РФ - ФЭИ была создана Информационно-поисковая система "Результаты исследований твэлов и TBC в ГК и БВ реактора БН-600" (ИПС БАЭС), основными задачами которой являлись:

1. Сбор и адресное хранение информации со всех этапов производства, эксплуатации, хранения и исследований TBC и твэлов.

2. Автоматизированный прием, обработка, первичный анализ, систематизация и хранение результатов послереакторных исследований.

3. Формированием интегральных характеристик элементов базы данных.

4. Графическая интерпретация результатов, подготовка информационных блоков.

Автор непосредственно участвовал в разработке технических требований базы данных, в создании программного обеспечения по автоматизации и реализации процессов сбора, хранения и обработки информации ИПС БАЭС.

Использование ИПС БАЭС позволило повысить оперативность и эффективность анализа состояния штатных и экспериментальных TBC, подготовки экспериментального материала для расчетно-аналитических исследований. С ее помощью сужен перечень параметров, определяющих поведение конкретных материалов в составе узлов и изделий, установлен круг характеристик, отслеживающих технологические свойства материала внутриреакторных элементов. В базе данных содержится систематизированная информация по результатам исследований в ГК и БВ более 250 TBC и более 50 гильз СУЗ (более 50 параметров), послужившая основой для описания радиационных характеристик более 10 марок сталей и их разновидностей.

О радиационных изменениях в сталях в нейтронном поле быстрого реактора [9*]

Главной проблемой БР на пути повышения выгорания топлива является распухание конструкционных материалов и его последствия. В диссертационной работе проведен анализ наблюдаемых закономерностей радиационного распухания, изменения дислокационной структуры и фазового состава сталей аустенитного класса, облученных в реакторе БН-600, и приводится феноменологическое описание процесса распухания сталей в нейтронном поле БР.

Данные послереакторных обмеров элементов реактора указывают на температурную зависимость распухания, доминирующую над влиянием набранной повреждающей дозы. Одной из причин этого является потеря фазовой стабильности облучаемых материалов. Экспериментально установлена взаимосвязь температурных областей соответствующих максимальному распуханию и фазовой нестабильности, когда пропадают мелкие карбиды типа (MC) и образуются более крупные фазы (G-фаза, фаза Лавеса, МгзСб...). Очевидна связь распухания со степенью некогерентности образующихся в матрице вторичных фаз [4]. Концентрационное и размерное несоответствия, возникающие во время формирования вторичной фазы, обуславливают появление упруго искаженных областей в матрице [5]. Релаксация этих напряжений сопровождается либо постепенным блочным изменением решетки через дислокационные перестроения, либо приводит к образованию несплошностей, которые принимают вид пор, по форме и размерам зависимых от соседних кристаллических образований.

Распухание развивается только в температурном интервале (Т - const), когда фазовые переходы с образованием крупных частиц энергетически выгодны. На первой стадии (рисунок 5) происходят локальные появления фаз с изменением матричной структуры, когда нарушения порядка и внутренние напряжения переводятся в сетку дислокаций по

механизмам индуцируемой ползучести -стадия инкубационной дозы. На второй стадии накопленные структурные изменения приводят к частичному нарушению внутренних связей дальнего порядка, возникающие напряжения включают механизм скольжения-переползания дисло-каций, в отдельных случаях рекристал-лизация сопровождается образованием пор, начинается изменение механических свойств. На третьей стадии, на фоне деградации механических свойств, локаль-ные структурные деформации и отсутствие возможности релаксации внутренних напряжений ведет к

Рисунок 5. Развитие процессов фазообразования, пористости и сетки дислокаций от времени (набора дозы)

разрушению структуры и интенсивному образованию пор. Интенсивность облучения усиливает флуктуации термодинамических функций, тем самым повышая вероятность фазообразований и интенсивность процесса.

Ключевым в понимании радиационного распухания является не то, что под облучением аустенитных сталей наблюдаются поры (они наблюдаются в широком диапазоне температур от 370 до 530 °С), а то что максимум распухания приходится на область, где обязательно присутствуют крупные фазообразования до 80 нм. Набухание структуры

происходит по двум направлениям: за счет увеличения занимаемого объема при фазовом переходе и за счет возникновения пор в структурных искажениях матрицы, вызванных этими фазообразованиями. Наличие характерной температуры образования частиц определенного типа в результате аллотропного превращения и вероятностный характер протекания процесса фазового перехода в близи этой температуры определяет наблюдаемую температурную зависимость распухания аустенитных сталей (рисунок б).

Структурные и фазовые изменения происходят и в сталях с ОЦК-решеткой, но размеры и тип матричной решетки в этом случае гораздо ближе к структуре фаз, образование которых термодинамически выгодно при данной температуре. Поэтому стали с ОЦК-решеткой распухают очень мало - менее 1% при (100125) сна. При температурах (400-650) °С это свойственно только ферритным сталям.

Для оценки влияния распухания сталей на работоспособность элементов активной зоны следует учитывать структуру и состав стали (марка стали), технологию производства и то, что процесс распухания характеризуется высокой чувствительностью к температуре облучения.

Способы контроля ресурсных характеристик

В соответствии с факторами, ограничивающими работоспособность элементов активной зоны БР, в качестве критериев предельного состояния были определены следующие:

• Изменение размеров вследствие радиационного распухания, препятствующее нормальному функционированию элементов в активной зоне реактора при эксплуатации и перегрузке;

• снижение прочностных свойств конструкционных материалов до значений, не обеспечивающих сохранение целостности элементов в условиях нормальной эксплуатации и в нештатных ситуациях;

• выгорание топлива (поглотителя) сверх пределов, определенных нормативными документами.

На базе послереакторных измерений, отслеживающих изменение ключевых характеристик, в расчетно-эмпирическом анализе устанавливается закономерность влияния эксплуатации на формоизменение и прочностные свойства конструкционных элементов для того, чтобы прогнозировать их изменения при увеличении сроков эксплуатации.

Коротко о применении основных методов первичных послереакторных исследований. Контроль геометрии в БР занимает особое место, поскольку повышенное формоизменение из-за радиационного распухания, помимо проблем с перегрузкой сборок в реакторе, являет

ЗП-172ад

Рисунок 6. Распухание сталей в реакторе БН-600 [4*].

собой индикатор надвигающихся проблем "стареющего" материала, опережая во времени деградацию физических и механических свойств конструкционных сталей. За весь период эксплуатации реактора БН-600 процедуре "выходной инспекции" в БВ подверглись более 700 ОТВС - таблица 2. С аналогичной целью были обмерены более 100 стержней и 160 гильз СУЗ разных типов.

Таблица 2

Сводная таблица TBC, прошедших выходную инспекцию в БВ (2002г)

Кол-во TBC с чехлами из: Тип 01 активной зоны М1 01М1 tmp

08Х16Н11МЗ МТО 383 - - :-Ч 383. -J

ЭП-172х.д. 2 - - 2 *'

ЭИ-448 х.д. 21 - - V'-21.'

08Х16Н1ШЗТх.д. 15 75 9 99.

05X12Н2М 11 4 6

ЭП-450 16 66 94 v

ЭП-823 - 2 5

итого,..:.:,., ^¿-^al 47- 114

Результаты измерений показывают неоднородность формоизменения по длине чехловой трубы (рисунок 7) в зависимости от распределения нейтронного потока и температуры. В поперечном сечении форма шестигранника изменяется неоднородно по всем

осям симметрии. Выгиб грани обусловлен формой чехловой трубы. При распухании происходит различное увеличение размеров между ребрами и

7з

гранями AS =—AR. Тогда по всей

длине трубы, за счет неравномерно набранной по высоте активной зоны повреждающей дозы, длины образующих шестигранной трубы в центре грани и на ребре должны \/3

отличаться как ALs = — ДLr, тогда как

Рисунок 7. Изменение по длине TBC средних по ПРИ равномерном распухании осевые сечению размеров "под ключ" и "диагональ" изменения должны быть равны шестигранника из стали XI6Н1IM3. ALs=ALr. Наблюдается конфликт,

обусловленный шестигранной формой -по ширине грани возникает разница размерного прироста в осевом, диаметральном и касательном направлениях - то есть объемные избытки распухающего материала. Поэтому, в процессе распухания происходит равновесное распределение образующегося объёма материала и длина образующих уравнивается за счет выгиба граней, без создания осевых напряжений в трубе [7*].

Параметры радиационного формоизменения оболочек твэлов (рисунок 8) определялись для каждой марки оболочечной стали, после каждой модернизации активной зоны, для всех видов топлива и его обогащения, с учетом факторов, определяющих температурный режим облучения, и по мере повышения ресурса эксплуатации TBC. В ГК исследованы оболочечные трубы 52-х ОТВС 22-х типов.

1000

1400

1800

2200 н>мм

Увеличение диаметра твзлов происходит по причине распухания материала оболочек - Д(Шо = '/з Д\'А'0. Профилометрия оболочек позволила оценить параметры дозно-температурной зависимости сталей, при использовании их в качестве оболочек твэлов в

условиях реактора БН-600.

Рисунок 8. Пример аксиального и поперечного сканирования формоизменения оболочки твэл Обмер твэлов дает информацию по формоизменению отдельных твэлов и по характеру и степени взаимодействия твэлов в пучке. На рисунке 9 показано трехмерное

Рисунок 9. Характер деформации распухающих оболочек твэла в районе центра активной зоны: 1 - периферийного; 2 - центрального.

изображение облученных оболочек твэлов периферийного ряда, у которых чередование пиков и впадин происходит через 100 мм, и центрального, где этот период равен 50 мм.

По местоположению, ориентации и глубине деформации оболочки определяется партнер и степень взаимодействия. Такой анализ был проведен автором для TBC с чехлом из стали ЭП-450 и твэлами с оболочками из стали ЧС-68 х.д. Влияние чехла на пучок твэлов распространяется по цепочке из трех-четырех твэлов. Твэлы периферийного ряда получают максимальную овализацию, но только в месте контакта через дистанционирующую ленту с чехлом. На твэлы четвертых и пятых рядов приходится наибольшее количество контактов с разных направлений, вызывающих деформации среднего уровня. С ростом дозы контактные цепочки должны все больше замыкаться на твэлах средних рядов, а деформации и напряжения - возрастать.

Гамма-спектрометрическими измерениями фиксируется степень активации конструкционных материалов и распределение радиоактивных изотопов по высоте сборки, отслеживается стабильность структуры топлива в поле облучения по характеру распределения активности гамма-излучающих нуклидов. На картограмме, приведенной на

■^GxZXDtZ--

Рисунок 10. Распределение суммарной активности радиоактивных нуклидов в твэлах по высоте активной зоны.

рисунке 10, показаны твэлы с аномальным распределением активности радионуклидов по высоте активной зоны в аварийной TBC.

Распределение активности яМп и isCo повторяет распределение набранного оболочкой флюенса нейтронов с энергией более 2.5 МэВ, распределение активности 60Со повторяет высотное распределение набранного флюенса по тепловым и промежуточным нейтронам и показывает различия условий облучения по потоку и спектру нейтронного поля, если они имеются.

Измерение электросопротивления оболочек является многообещающим методом для экспресс-оценки физико-механических характеристик нераспу-хающих материалов при проведении исследований твэлов в ГК. На сегодня это единственный из неразрушающих методов, позволяющий выделить на оболочке твэла, в частности, из стали ЭП-450, места структурных изменений. Уровень автоматизации и производительность установки ЭПМ, созданной при участии автора, позволяют проводить в массовые измерения.

Коррозионные исследования используются для решения задач обеспечения проектного ресурса в период хранения сборок в БВ до отправки на переработку.

Помимо возможности нарушения целостности изделия, повышенные скорости коррозии приводят к повышенным нагрузкам на систему химводоочистки и увеличению дозовой нагрузки на обслуживающий персонал [14*].

Глава 3. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600

Топливный цикл реактора должен складываться из суперпозиции максимально достижимого выгорания и гарантированного обеспечения надежности конструкции TBC. Ресурс органов СУЗ должен быть соизмеримым с ресурсом TBC. В противном случае перегрузка дорогостоящих элементов, по мере выработки ими своих проектных ресурсов, будет проводится со значительной недовыработкой.

В третьей главе представлены результаты, полученные с участием автора в ходе первичных послереакторных исследований, которые обеспечили экспериментальное обоснование работ по оптимизации технико-экономических показателей реактора БН-600.

Штатные и экспериментальные TBC

Поиск и испытания подходящих конструкционных материалов и конструкций проводились, в основном, в режиме облучения экспериментальных сборок. На начало 2005 года в реакторе были проведены испытания около 400 экспериментальных TBC 36-ти типов и более 900 штатных TBC (на повышенный ресурс). При этом собрана информация по формоизменению труб из сталей, которые рассматривались в качестве материала для чехлов и оболочек БР. Диапазон испытаний по повреждающим дозам показан на рисунке 11. Сравнительные радиационные характеристики сталей определяются из дозно-температурной зависимости распухания [4*]:

AV/Vo = А exp(B(T-T0)2>(D-D0), где

D - полученная повреждающая доза, сна; Do - инкубационная доза распухания, сна; Т - температура облучения, °С; То - температура максимального распухания, °С; А -

скорость распухания, %/сна; В - безразмерный коэффициент, связанный с шириной интервала температурной чувствительности распухания.

ЗП-)50 ЭП-823 05X12Н2М ")И-448\д ЧГГ-172 08X16II1IM3 хл 08X161111МЗ MTO Э11-150

> оболочки

Чсхловые трубы

0 20 40 60 80 100 Повреждающая доза, с.м.а.

Рисунок 11. Ресурсные испытания конструкционных материалов в реакторе БН-600. Температура облучения (380-550) °С.

Приведенные в таблице 3 значения достаточно условно ранжируют радиационную стойкость представленных сталей, так как материалы облучались в составе разных реакторных элементов при разной нейтронной нагрузке и температурном окружении.

Таблица 3

Марка стали Инкубацион ная доза, сна Скорость распухания, %/сна 1 емпература максимального распухания, °С

ЭИ-847 аус. 20 0,4 470

Х18Н10Т 20 0,3 470

08X16Н11МЗ МТО 20 0,3 450

ЭИ-448 х.д. 30 0,4 450

ЭИ-847 х.д. -30 0,3 450

08Х16Н11МЗТх.д. 35 0,3 450

ЭП-172 х.д. 40 0,3 455

ЧС-68 х.д. 48 0,3 470

05X12Н2М - <0,1 420*

ЭП-450 - <0,02 410'"

*' - температура структурных изменений

Тем не менее, видно, что более приемлемыми материалами для чехла является сталь ЭП - 450 и для оболочек - сталь ЧС-68 х.д. Это же показано в натурных испытаниях TBC.

Эксплуатационные свойства чехловых труб TBC из разных сталей определялись по результатам обмеров TBC в БВ (рисунок 12). Зависимость формоизменения от набранной повреждающей дозы чехлов TBC из аустенитных сталей представляла основной барьер на пути повышения выгорания топлива. Анализ усилий при перегрузке TBC с чехлами из стали ЭП-450 показывает, что взаимодействие TBC между собой сведено к минимуму и не препятствует проведению перегрузочных операций.

В бассейне выдержки реактора БН-600 были обследованы более 180 ОТВС и 40 гильз СУЗ, чехловые трубы которых изготовлены из стали ЭП-450 (таблица 4). Полученные на

сегодняшний день результаты показывают, что сталь феррнтно-мартенситного класса ЭП-450 является основным чехловым материалом TBC на большие выгорания топлива

20 30 40 50 60 70 S0 90 100

Повреждающая доза, сна

Рисунок 12. Дозная зависимость формоизменения чехловых труб TBC, изготовленных из сталей аустенитного и ферритного класса: 1- 08Х16Н11МЗ мто, 2 - ЭИ-448 х.д., 3 - 08X16Н11МЗТ х.д., 4 - ЭП-172 х.д., 5 - 05Х12Н2М, б - ЭП-823,7 - ЭП-450 [1*,10*].

Основные результаты реакторных испытаний и послереакторных исследований чехлов TBC и гильз СУЗ реактора БН-600 из стали ЭП-450:

1. Средние по сечению параметры шестигранной трубы показывают незначительный, в пределах 1 %, "фоновый" уровень деформации по всей длине трубы, независящий от

2,0 «SU 1,0 '05

ао

И..,,: " ''' ' Я ГЩЯКН I О РУЕпснэгъ ь

ш. ■: У- !: 'Щ

--—-- "" , . V..V vi.'-1'' . Ч'.К

—TÁíSTA. S ig V 0vj.

40 60 80 10040 60 80 100

ГЬврадаашядш,с.!1а. ГЬг^си'и сшп лэзд, с. i1Д.

Рисунок 13. Зависимость от повреждающей дозы относительного изменения размеров чехловых труб: 1 - TBC; 2 - гильз СУЗ

повреждающей дозы, по крайней мере, до 100 сна (рисунок 13).

2. Максимальное превышение размеров над исходными после эксплуатации не более 2 %.

3. В процессе эксплуатации происходит "округление" шестигранника чехловой трубы (рисунок 14).

4. Наблюдается устойчивая тенденция деформации поперечного сечения шестигранника вдоль одной из осей симметрии в определенных высотных границах - (1200-1600) мм. Если на чехловых трубах TBC деформация не превышает 0,6 мм, то у каждой 5-ой гильзы за счет

поперечной деформации (более 0,9 мм) внутренний проходной размер уменьшается до 91,0 мм (исходный - 92,0 мм). 5. Радиационное упрочнение стали ЭП-450 происходит в нижней части активной зоны и сопровождается снижением пластичности до 3,5 % при повреждающей дозе 40 сна. Увеличение набранной дозы при температурах до 400 °С уменьшает эффект упрочнения. При температуре 520 "С после облучения флюенсом быстрых нейтронов 1,62*10" н/м2 (Е>0,1МэВ) пластичность не отличается от исходной. В результате сложившегося распределения температуры в центре и в верхней части чехловой трубы значения прочности и пластичности близки к характеристикам необлученного материала, в нижней части активной зоны наблюдается изменение всех механических свойств чехлововой трубы.

Таблица 4

Объем выходной инспекции TBC и гильз СУЗ с чехлами из стали ЭП-450

Рисунок 14. Деформация трубы из стали ЭП-450 в процессе эксплуатации

ЭП-450 наработка, эф. сут. макс, выгорание, % т.а. макс, повреждающая доза, сна Кол-во, шт.

TBC 257-719 4,7-11,7 35-94 186

Гильзы СУЗ 257-720 - 33-92 39

Результаты анализа показывают стабильность свойств чехловых труб до повреждающих доз -100 сна. А это позволяет обеспечить эксплуатацию TBC в течение 560 эф. суток и гильз СУЗ - в течение 720 эф. суток.

Эксплуатация оболочек твэлов проходит в жестких условиях. В активной зоне БН-600 проводились полномасштабные испытания отечественных оболочечных сталей (рисунок 16). Результаты послереакторных исследований показали более высокую радиационную стойкость оболочек из стали ЧС-68 в холодно деформированном состоянии.

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

Повреждающая доза, сна Рисунок 16. Дозная зависимость изменения диаметра оболочек, изготовленных из разных сталей: 1- ЭИ-847 аус., 2 - ЭИ-847 х.д., 3 - ЭП-172 х.д., 4 - ЧС-68 х.д.

Возможности оболочек из стали ЧС-68 хд. проверялись в ходе сверх проектного облучения TBC для обоснования активной зоны Ol М2 - таблица 5. Всего с повышенным ресурсом отработало более 118 тысяч твэлов. Отмеченные в это время случаи нарушен™ герметичности твэлов составили 0,05% эксплуатационного предела.

Таблица 5

Проектные и фактически достигнутые параметры облучения штатных TBC

Характеристики xapai ЗМО 1роектнь гтеристик ЗСО ie и TBC ЗБО Достигн перс ЗМО утые харак ■облученш ЗСО теристики TBC ЗБО

Ресурс, эф.сут. 480 480 480 559 601 578 (720)

Максимальная повреждающая доза, сна 75 72 69 81 77 74

Максимальное выгорание, %т.а. 9,0 9,5 10,0 9,4 10,2 10,9

В ГК исследовано более 1,5 тысяч твэлов штатных и экспериментальных TBC с оболочками из стали ЧС-68 х.д. Распухание материала оболочек и деформация твэлов в пучке не являются критическими при эксплуатации в течение четырех микрокампаний. То есть, оболочки твэлов из стали ЧС-68хд позволяют наработку топливных элементов в 560 эф. суток без нарушения условий и пределов безопасной эксплуатации реактора БН-600. Но снижение механических свойств стали ЧС-68 х.д. указывает на ограничение использование этой стали при повреждающих дозах выше 90 сна, что не позволяет превысить выгорания топлива более 11,3 %т.а. [2*, 5*].

Дальнейшее повышение выгорания топлива возможно на базе структурно-стабильных материалов оболочечных сталей. Начало натурным испытаниям оболочек такого класса в реакторе БН-600 было положено опытными TBC, в которых оболочки твэлов периферийного

ряда изготовлены из стали ЭП-450, а оболочки центральных твэлов - из стали ЧС-68 х.д. Пять TBC без замечаний отработали 558 эф. суток. Максимальные повреждающие дозы на оболочки составили (56,9-77,7) сна при выгорании топлива до 8,8-9,4 % т.а.

Размеры твэлов с оболочкой из стали ЭП-450 практически не изменились. На фотографии (рисунок 17) торца твэльного пучка видна разница в удлинении твэлов периферийного ряда из стали ЭП-450 и центральной группы с оболочками из стали Рисунок 17. Пучок твэлов. В периферийном ЧС-68 х.д. В таблице 6 приводятся параметры ряду оболочки из стали ЭП-450. формоизменения оболочек.

Таблица 6

Результаты облучения твэлов в опытных TBC

и t и шт

Икай

Параметр Периферийные ЭП-450 Центральные ЧС-68 х.д.

Максимальное увеличение диаметра, мм 0,05 0,36

Максимальное увеличение эффективного диаметра, % 0,3 3,9

Максимальная овальность оболочки, мм <0,1 0,23

Удлинение твэлов, мм <0,5 15

Длительная прочность стали ЭП-450 при 700 °С ниже 50 МПа, что не совсем подходит для их использования в оболочках твэлов БН-600. Остаются вопросы

коррозионной стойкости оболочек в нижней части активной зоны. В настоящее время работы по совершенствованию оболочек из стали ЭП-450 продолжаются.

В рамках работ со смешанным оксидным уран-плутониевом топливом проведено обследование в БВ 39 TBC с таблеточным топливом и 12-ти TBC с виброуплотненным топливом. В "горячей" камере БН-600 были проведены исследования 4-х TBC с таблеточным уран-плутониевым топливом и одной TBC с виброуплотнённым топливом.

Параметры эксплуатации экспериментальных TBC находились на уровне параметров наиболее напряженных штатных TBC: максимальная линейная нагрузка - до 49 кВт/м, повреждающие дозы - до 77 сна, выгорание - до 11,8 %т.а., наработка - до 560 эф. суток.

Результаты послереакторных исследований TBC и твэлов со смешанным топливом в сравнении с урановым топливом показали, что существенной разницы в поведении твэлов и TBC не обнаруживается.

Стержни и гильзы СУЗ

Эволюция проектных решений стержней СУЗ реактора БН-600 является примером обратной связи эксплуатация и послереакторных исследований. Первоначальные проектные решения по элементам СУЗ были приняты в 1975 г. по результатам исследований на БР-10 и БОР-бО, где полностью смоделировать условия работы реактора БН-600 не удалось. В результате уже на первых этапах эксплуатации обнаружилось, что система управления защитой реактора БН-600 не соответствует проектным параметрам по характеристикам самих элементов СУЗ и не обеспечивает надежной работы реакторной установки в целом [6].

Назначенный ресурс штатных стержней СУЗ был установлен в 365 эф. суток. Для гильз первой загрузки, изготовленных из стали ЭП-150 с термодиффузионным хромонитрид-ным покрытием поверхности, ресурс составлял 450 эф. суток. Причины потери работоспособности системы «стержень-гильза» проявились с обеих сторон. Начиная с наработки 160 эф. суток у всех гильз отмечалось значительное изменение диаметра, в максимуме доходившее до 2,5 %, Диаметр дистанционирующих деталей стержней СУЗ из стали 12Х18Н10Т увеличивался на (2,4-2,6) %. Из 27 гильз первого комплекта 10 имели трещины и разрушение поверхности. У гильз A3 и PC разрушения произошли в центре, в месте расположения ребер.

Процесс усовершенствования органов СУЗ носил эволюционный характер с последовательным прохождением следующих основных этапов:

1 этап - действия, направленные на минимизацию влияния интенсивного распухания конструкционного материала на эксплуатацию органов СУЗ. Для этого был ограничен ресурс стержней - до 180 и гильз - до 3Ö0 эф. суток и уменьшены на 0,8-1,0 мм диаметры дистанционирующих буртиков шарниров и на 2 мм хвостовиков стержней.

2 этап - внесли частичные изменения в конструкцию и технологию производства стержней и гильз СУЗ на основе анализа воздействия факторов эксплуатации. Результаты проведенных измерений показали высокую склонность к радиационному распуханию сталей ЭП-150 и 12Х18Н10Т. Отказались от операции высокотемпературного нанесения хромонитридного покрытия, в процессе которого в стали формировалась крупнозернистая структура с исходно низкими прочностными характеристиками и склонностью к повышенному распуханию. Изменения в конструкции были направлены на обеспечение свободного перемещения стержней в направляющих гильзах и увеличение расхода теплоносителя для снижения температуры материала конструкций, которая в месте контакта стержня с гильзой доходила до 870 °С, а перепад температуры по стенке гильзы - до 270 °С.

Послереакторные исследования, проведенные после перечисленных мероприятий, позволили обосновать ресурс эксплуатации штатных стержней СУЗ реактора БН-600 в течение 365 эф. суток, гильз СУЗ - 330 эф. суток [6,7].

3 этап наступил после внедрения новых гильз СУЗ. Основу конструкции гильзы составила чехловая труба из стали ЭП-450 96x2 мм. Применение радиационно-стойкой стали позволило не только улучшить технологические качества гильз СУЗ, но и обеспечило

перспективу для увеличения их ресурса. Это подтвердили результаты послереакторных измерений.

Появилась возможность повышения ресурсных характеристик стержней СУЗ. При высокой стабильности и надежности эксплуатации в пределах проектного ресурса, штатные стержни СУЗ имели три существенных недостатка:

высокая остаточная активность и токсичность поглотителя (ЕизОз) в стержнях РС; ^ низкий ресурс стержней, не согласованный с режимом перегрузки реактора, что

приводило к постоянной недовыработке ресурса стержней; ^ неоптимальное использование дорогостоящего обогащенного карбида бора, применяемого в поглотителе стержней АЗ.

На Белоярскои АЭС, наряду со штатными стержнями, проводились испытания и послереакторные исследования экспериментальных стержней СУЗ (13 типов). Все экспериментальные стержни отработали без замечаний установленный ресурс. Основные идеи, которые проходили проверку в этих стержнях:

- использование радиационно-стойких материалов;

- использование комбинации поглотителя и замедлителя для повышения эффективности и снижения стоимости поглощающего материала в стержне;

- проверка работоспособности герметичных пэл;

- использование карбида бора вместо окиск европия;

- рефабрикация и повторное использование обогащенного карбида бора;

- использование стержня КС для наработки радиоактивного изотопа Со60 (сб.2б45).

Наиболее значимые результаты проведенной работы:

♦ оценка остаточной работоспособности штатных стержней СУЗ;

♦ расчетно-экспериментальное обоснование увеличения ресурса стержней АЗ (сб. 1663) до 500 эф. суток на основе критериев предельного состояния [8*,11 *];

♦ экспериментальное подтверждение применимости в быстром реакторе стержней АЗ с рефабрицированным карбидом бора с ресурсом 580 эф. суток [13*];

♦ разработка, изготовление и внедрение стержней СУЗ нового поколения [12*].

Компенсирующие стержни. Расчетные оценки на основании проведенных автором измерений показали возможность эксплуатации стержня КС сб. 1161В до набора повреждающей дозы в 55 сна, что соответствует 460 эф. суткам. Сверх назначенного ресурса отработало 44 стержня КС - до 406 эф. суток (64 сна) в активной зоне 01 и до 455 эф. суток (58 сна) в активной зоне 01М1. Наибольшие изменения при эксплуатации происходят с деталями нижнего шарнирного соединения, изготовленными из стали 12Х18Н10Т (рисунок 18). В разные микрокампании при изменении температур облучения скорость распухания стали в шарнирных соединений изменялась от 0,01 до 0,24 %/сна (рисунок 19).

0,7 0,6 . 0,5

а

¿0,4 |0.3 - 0,2 0,1 0,0

40 60 80

Повреждающая доза, сна.

Рисунок 18. Изменение диаметра шарниров стержней КС в зависимости от

повреждающей дозы

н .(■средняя' -

12 18 24

ыикрокаделанш!

35 37

Рисунок 19. Скорость распухания стали 12Х18Н10Т в шарнирах стержней КС в разные периоды эксплуатации реактора

Регулирующие стержни сб. 1157А. Конструкция не обеспечивает эксплуатацию выше проектного ресурса 365 эф. суток. Наибольшие изменения происходят на рабочем звене, диаметр чехловой трубы порой превышает размеры дистанционирующих элементов. Большого внимания в период послереакторного хранения требуют пэлы с окисью европия. Стержни аварийной защиты. По положению в зоне и условиям работы стержней АЗ заметному воздействию нейтронного потока подвергается только их нижняя часть (рисунок 20). Среднее по стержню выгорание изотопа |0В к концу эксплуатации не превышает 3,5 % ат. при допустимом 7 % ат. Принимая во внимание высокую стоимость обогащенного карбида бора и достаточный запас работоспособности стержней АЗ по физическим характеристикам поглотителя, на фоне успешных результатов их эксплуатации был сделан вывод о возможности и целесообразности увеличения эксплуатационного ресурса стержней АЗ в реакторе БН-600 до трех межперегрузочных интервалов (500 эф. суток).

В рамках расчетно-экспериментального обоснования увеличения назначенного ресурса стержней АЗ при участии автора были проведены работы:

^ анализ фактической нагруженности конструкции и потери физической эффективности

стержня АЗ из опыта эксплуатации; ^ первичные послереакторные и материаловедческие исследования стержней АЗ;

анализ результатов послереакторных исследований элементов конструкции и поглотителя;

ресурсные испытания стержней АЗ в реакторе БН-600 до 480 эф. суток (рисунок 21); ^ анализ технического состояния и расчетно-эмпирические исследования по обоснованию сохранения работоспособности штатными стержнями АЗ при продлении ресурса до 500 эф. суток

Увеличение назначенного ресурса до 500 эф.суток в течение трех полных микрокампаний позволяет получить экономический эффект от эксплуатации 1б-ти стержней аварийной защиты сбЛббЗ более 12 млн. рублей (в ценах 2004 года) [11*].

Стержни СУЗ нового поколения

Разработка и внедрение стержней СУЗ нового поколения осуществлялась совместными усилиями БАЭС, ГП «Московский завод полиметаллов», ФГУП ОКБМ, ГНЦ РФ ФЭИ с целью:

увеличения ресурса стержней СУЗ до 560 эф. суток для эксплуатации в активной зоне

о

Лоза, отн.сд.

Рисунок 20, Распределение повреждающей дозы по высоте стержня АЗ

0 0,2 0,4 0,6 0,8

1979 1983 1987 1991 1995 1999 год

Рисунок 21. Ресурсные испытания штатных степжней АЗ сб. 1663

01М2;

замены оксида европия (ЕгьОз) на карбид бора с естественным содержанием изотопа 10В в стержнях РС для улучшения экологической ситуации при эксплуатации, выгрузке, хранении и утилизации стержней СУЗ.

При доработке проекта стержней был учтен весь предыдущий опыт эксплуатации и выводы послереакторных исследований штатных стержней СУЗ реактора БН-600:

- в конструкции использованы стали ЧС-68 х.д., ЭП-450, 05X12Н2М, показавшие по результатам испытаний в реакторе БН-600 наилучшие радиационные характеристики;

- сталь 05Х12Н2М использована для упрощения технологии сварки и предотвращения образования микротрещин в сварных соединениях со сталью ЭП-450;

- для компенсации распухания поглотителя уменьшен диаметр таблеток В4С;

- в стержнях АЗ и КС увеличена загрузка поглотителя;

- снижено содержание 10В в стержне АЗ с 92 до 80%, что позволило снизить его стоимость.

Первая партия стержней прошла приёмочные испытания и с 47-й микрокампании начат постепенный переход на стержни СУЗ нового поколения.

Стержнн АЗ с рефабрицированным карбидом бора

Стержень АЗ один из самых дорогих элементов активной зоны. Доля стоимости карбида обогащенного бора в стоимости самого стержня составляет почти 70 %. При исчерпании ресурса стержня АЗ по физическим свойствам конструкционных материалов среднее выгорание 10В в поглотителе не превышает 2%. В ГНЦ РФ НИИАР разработана и принята в производство технология рефабрикации облученного обогащенного карбида бора для повторного использования. Это дает возможность многократного возврата дорогостоящего поглотителя в реактор с одновременной утилизацией отработавших изделий.

Испытание первых стержней из этой серии начались на БАЭС в апреле 2000 года. Замечаний по эксплуатации стержней не было. Измененная конструкция позволила увеличить загрузку поглотителя, за счет чего физическая эффективность опытных стержней превышала физическую эффективность штатных стержней в среднем на (12-16) %.

Результаты первичных и материаловедческих послереакторных исследований опытных стержней, отработавших в реакторе БН-600 в течение 428 и 570 эф. суток, явились достаточным экспериментальным основанием для обоснования работоспособности стержней АЗ с рефабрицированным карбидом бора на ресурс 570 эф. суток и позволяют рекомендовать этот тип стержней в качестве штатного стержня АЗ.

Среднее выгорание изотопа 10В в нижней части пэла не превышает 10%. В целом по стержню выгорание бора не приводит к потере физической эффективности ниже допустимых значений. Механические свойства материала оболочек поглощающих элементов, чехловой трубы рабочего звена и хвостовика сохранились на достаточно высоком уровне.

Гильзы СУЗ

На пути повышения ресурса гильз СУЗ были испытаны по 3 варианта конструкций для каждого типа гильз с использованием 9 марок сталей. Оптимальной оказалась конструкция на основе типовой шестигранной чехловой трубы из стали ЭП-450. Для оценки состояния и обоснования ресурса проведено послереакторное обследование более 50 гильз. На основании анализа результатов выходной инспекции гильз СУЗ и материаловедческих исследований назначенный ресурс был поднят с 500 до 720 эф. суток. Максимальный флюенс на чехловую трубу гильз при этом равен 1,б2*1027м'2 (Е>0,1 МэВ), максимальная повреждающая доза — 91,7 сна. После выполнения целевой программы «Обследование и оценка технического состояния гильз СУЗ» выполнена корректировка технических условий на гильзы (Извещение МСЗ № 53-27/2907 от 01.12.03 г.) с изменением назначенного ресурса 660 эф.сут ->730 эф.сут, максимально допустимого флюенса 2,14* 1027 н/м2 —> 2,3*1027 н/м2 и максимального набора повреждающей дозы до 104 сна. Автор являлся ответственным исполнителем работ по повышению ресурса гильз СУЗ.

Глава 4. Продление ресурса элементов активной зоны

Четвертая глава посвящена экономической составляющей итогов проведенной работы по повышению ресурсных характеристик. Основными путями повышения экономичности активной зоны являются повышение выгорания топлива и повышение надежности работы TBC. Увеличение выгорания позволяет уменьшить годовое потребление TBC и снизить затраты на их переработку и хранение. Одновременно это сокращает загрузку БВ и количество выгружаемых из реактора радиоактивных материалов.

Составляющие экономичности РУ

Одной из составляющих экономики атомной энергетики является надежность и интенсивность процесса эксплуатации энергоблока, оцениваемая коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ).

Наибольшее влияние на КИУМ энергоблока БН-600 оказывает проведение плановых инспекций оборудования и перегрузка топлива. Количество перегружаемых внутриреакторных элементов уменьшается при увеличении их ресурса эксплуатации, существенно сокращается время проведения ремонтных работ. Операции перегрузки TBC, гильз и стержней СУЗ, и особенно перегрузка направляющих труб (НТ) и исполнительных механизмов (ИМ) СУЗ, которые невозможно выполнить внутриреакторным перегрузочным трактом, требуют большой подготовки и наиболее сложны в технологическом и организационном плане.

На втором месте влияния на КИУМ БН-600 стоят потери недовыработки электроэнергии из-за разгерметизации оболочек твэлов (за 25 лет 0,65%). Работы по модернизации активной зоны и замене конструкционных материалов позволили сократить среднегодовые потери по этой причине, по сравнению с периодом 1982-1987 гг., в 12 раз [8].

Обоснование работоспособности элементов при определенной наработке заключается в доказательстве гарантированного недостижения критериев предельного состояния с учетом фактических условий эксплуатации, определяющих механизмы повреждения и старения материалов и конструкций. Этот подход был использован и в случае с НТ и ИМ СУЗ (рисунок 1). Помимо стоимости (комплект НТ стоит почти миллион рублей) эти элементы обратили на себя внимание фактом образования больших объемов радиоактивных отходов и сложностью технологических операций по замене НТ и ИМ.

Неудачный опыт использования сталей ЭП-150 и Х18Н9 (Х18Н10Т) в составе гильз и стержней СУЗ на первых этапах эксплуатации реактора наложил общие ограничения на их применение в реакторе. Дифференцированный подход к условиям эксплуатации позволил выделить различие в воздействии факторов эксплуатации на различные элементы. Рабочие части ИМ и НТ СУЗ располагаются на значительном расстоянии от активной зоны, где набор повреждающей дозы происходит медленнее. Тем более, что при температурах выше 500 °С аустенитные стали уже не проявляют того распухания и изменение механических характеристик материала определяется, в основном, процессами термического старения. Экспериментальное подтверждение этого факта дало возможность снять завышенные ограничения на ресурс изделий из этих сталей.

Направляющие трубы исполнительных механизмов СУЗ реактора БН-600 изготовлены из стали ЭП-150 с последующей диффузионной хромонитридизацней поверхности. Проектный ресурс НТ определялся набором флюенса быстрых нейтронов (Е>0,1 МэВ) 8* 10й н/см2, что позволило бы эксплуатировать их в течение 30 лет. Но по аналогии с эксплуатацией гильз СУЗ, изготовленных по той же технологии из стали ЭП-150, срок службы НТ ограничили набором флюенса (1,3+1,7)*1022 н/см2 (Е>0,1 МэВ), набираемого материалом НТ за 10 лет.

С целыо оценки работоспособности НТ на Белоярской АЭС по предложению автора были проведены работы по анализу состояния и условий работы НТ СУЗ реактора БН-600. Максимальное сочетание воздействия факторов эксплуатации приходится на уровень

nl3

•2 -I H-CM -С

(Е>0,1 МэВ),

нижнего края НТ: нейтронный поток плотностью до 7*10'" температура 5S5 °С с перепадом по стенке в 130 °С.

Анализ дозно-температурной зависимости распухания стали ЭП-150 по результатам послереакторных исследований и матерналоведческие исследования показали, что при температуре выше 500 °С свойства материала и работоспособность НТ не изменяются до набора флюенса нейтронного облучения 3*10ин/см2 (Е>0,1 МэВ). На основании чего была изменена периодичность замены НТ СУЗ - по фактически набираемому флюенсу 2,5*1022 н/см2 (Е>0,1 МэВ). Тем самым срок эксплуатации направляющих труб, в зависимости от радиального удаления от центра активной зоны, продлевается от 14 до 20 лет.

Исполнительные механизмы СУЗ в количестве 27 штук предусмотрены к использованию в системе СУЗ реактора БН-600 с назначенным сроком службы 2 года и назначенным ресурсом 10000 часов. Учитывая относительно высокую стоимость изготовления каждого механизма и проблемы утилизации, с первых лет эксплуатации была поставлена задача оценить возможности продления их срока службы и ресурса. На основе положительного опыта эксплуатации в 1988 году в ТУ на ИМ было внесено изменение об увеличении назначенного срока с 2 до 10 лет, а назначенного ресурса с 10 до 70 тыс.часов.

Элементами, определяющими ресурс ИМ, являются нижние части штанг и захваты, которые работают в нейтронном поле при высоких температурах до 580 °С. При этом флюенс нейтронов с энергией Е>0,1 МэВ составляет до 1 * 10го см"2 в год.

На основании анализа результатов первичных исследований в ГК БАЭС и материаловедческих исследований в ЦНИИ КМ "Прометей" был сделан вывод о возможности продления эксплуатации ИМ СУЗ (на базе сталей 09Х18Н9 и 12Х18Н10Т, включая сварные соединения) без снижения характеристик надежности до 135-140 тыс.часов и срока службы - до 25 лет. С таким ресурсом находящиеся в эксплуатации и в резерве ИМ СУЗ, практически, покрывают потребности в эксплуатации РУ БН-600 до 2020 года. То есть не требуется изготовления и замены двух комплектов ИМ, что позволяет значительно сократить затраты при эксплуатации энергоблока.

На разработку, исследование и промышленное освоение новых материалов требуется, как правило, от 10 до 15 лет. Тогда как на примере реактора БН-600 видно, что резервы повышения ресурса, на базе штатных сталей и в рамках конструкции и идеологии

существующего реактора, еще не исчерпаны [3]. Становление подхода последовательных и достаточных послереакторных исследований позволило реализовать поступательный процесс эволюционного развития качества реакторных изделий с постепенным устранением серьезных недостатков без перерывов и длительных застоев технологического процесса.

Итоги работ по изменению ресурсных характеристик, которые явились плодом коллективного труда исследователей, эксплуатационников, конструкторов и физиков предприятий БАЭС, ОКБМ, ФЭИ, ВНИИНМ и др., приведены на рисунке 22.

...... •).-:-'OV-J'.W

проект^,0 /<■. исходный. ре£5ф&£

Гсегодня/.

¡«лиц.-!

-с,:.-:- vi.. > v

' i i ■

TBC Стержни Гильзы СУЗ HT СУЗ ИМ СУЗ СУЗ

Рисунок 22. Относительный прирост ресурсных характеристик элементов реактора БН-600 за период 1980-2005 гг.

Заключение

Основные результаты работы и вытекающие из них выводы сводятся к следующему:

1. Определены направления и методы исследований в соответствии с требованиями, предъявляемыми к элементам активной зоны БР по формоизменению, механическим характеристикам и послереакторному хранению.

2. Организован комплекс послереакторных исследований, основу которого составили приспособления визуального осмотра, установки обмера TBC и органов СУЗ в БВ, профилометрии, гамма-сканирования и электросопротивления в ГК.

3. Получены дозно-температурные зависимости распухания кандидатных конструкционных материалов в реальных условиях БР.

4. Получены характеристики формоизменения чехловых и оболочечных труб в составе реальных элементов активной зоны реактора БН-600 с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенностей конструкции.

5. Создана база данных и информационно-поисковая система по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований твэлов и TBC реактора БН-600.

6. Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз и направляющих труб СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментальное определение запаса работоспособности исходя из условий эксплуатации действующего реактора.

7. Подготовлены материалы, использованные при обосновании и внедрении в эксплуатацию:

- трех модификаций активной зоны реактора с ресурсом TBC 560 эф. суток;

- штатных стержней A3 до 500 эф. суток;

- модернизированных стержней СУЗ до 560 эф. суток;

- стержней A3 с поглотителем из рефабрицированного карбида бора до 570 эф. суток;

- гильз СУЗ до 720 эф. суток;

- направляющих труб СУЗ до набора флюенса нейтронов (Е>0,1 МэВ) 2,5* 1022 н/см2;

- исполнительных механизмов СУЗ до 140 тыс.ч.

8. В результате подъема ресурса TBC и органов СУЗ максимальное выгорание топлива было увеличено в 1,5 раза и в 2 раза сокращено годовое потребление TBC активной зоны.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах: (в тексте автореферата ссылки помечены *)

1. Огородов А.Н., Козманов Е.А., Забудько J1.M. Формоизменение чехлов TBC реактора БН-600 из ферритно-мартенситных сталей - 5-я межотраслевая конференция по реакторному материаловедению - Сборник докладов, т.2, ч.2. г. Димитровград, 1998. с.136-145.

2. Огородов А.Н., Асташов С.Е., Козманов Е.А. и др. Анализ формоизменения оболочек твэлов реактора БН-600, изготовленных из аустенитных холоднодеформнрованных сталей ЭП-172 и ЧС-68. - 3-я межотраслевая конференция по реакторному материаловедению - Сборник докладов т.2, г. Димитровград, 1994. с.68-80.

3. Козманов Е.А., Огородов А.Н., Чуев В.В. Методическое обеспечение первичных послереакторных исследований элементов активной зоны реактора БН-600 -Исследование конструкционных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов. УрО РАН, г. Екатеринбург, 1994. с.3-47.

4. С.Е.Асташов, Е.А.Козманов, А.Н.Огородов и др. Основные результаты первичных послереакторных исследований TBC реактора БН-600 - там же, с.48-84.

5. Асташов С.Е., Козманов Е.А., Огородов А.Н. и др. Формоизменение элементов активной зоны БН-600 - Атомная энергия, т.75, вып.З, сентябрь 1993. с. 167-175.

6. Головнин И.С., Забудько JI.M., Козманов Е.А. и др. Анализ данных по формоизменению TBC реактора БН-600 - Безопасность и надежность эксплуатации атомных

электростанций с быстрыми реакторами. АН СССР УрНЦ (Информационные материалы, часть 2), г. Свердловск. 1986. с.75-80.

7. Козманов Е.А. Интерпретация результатов послереакгорных измерений шестигранных чехловых труб TBC - Х1-ое Межнациональное совещание "Радиационная физика твердого тела" 2001 г.. г. Севастополь - Труды совещания. М: НИИ ПМТ, 2001. с.459-462.

8. Поплавскнй В.М., Тузов A.A., Козманов Е.А. и др. Расчетно-экспериментальные исследования в обоснование увеличения ресурса стержней аварийной зашиты (сб.1663) реактора БН-600 до 500 эф.суток - 7-я Российская конференция по реакторному материаловедению, г. Димнтровград, 2003.

9. Козманов Е.А. Феноменологическое описание процесса распухания сталей в нейтронном поле быстрого реактора - ВАНТ серия "Материаловедение и новые материалы" вып.2 (63), т.2. М, ФГУП ВНИИНМ, 2003. с.291-297

10. Козманов Е.А., Карпенко А.И., Огородов А.Н. и др. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450 - 7-я НТК, посвященная 40-летшо БАЭС - Труды конференции т.1. г. Заречный, 2004. с. 106-114

11. Козманов Е.А., Желтышев В.А., Тузов A.A. Обоснование ресурсных характеристик штатных стержней A3 реактора БН-600 - Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика №1. г. Обнинск, 2005. с.18-21

12. Молчанов Д.И., Крылов Д.В., Козманов Е.А. и др. Разработка, постановка на производство и внедрение на 3-ем энергоблоке Белоярской атомной станции стержней СУЗ с ресурсом 560 эф. сут. - 7-я НТК, посвященная 40-летию БАЭС - Труды конференции т.1. г. Заречный, 2004. с. 135-146

13. Рисованый В.Д., Козманов Е.А., Карпенко А.И. и др. Подтверждение проектного ресурса стержней A3 с рефабрицированным карбидом бора после эксплуатации в реакторе БН-600 - Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика №1. г. Обнинск, 2005. с.133-139

14. Голосов O.A., Семериков В.Б., Козманов Е.А. и др. Проблемы послереакториого хранения в бассейне выдержки реактора БН-600 элементов активной зоны из стали ЭП-450 - Новые промышленные технологии: ЦНИИатоминформ, М, вып.1,2001.

Литература, на которую сделаны ссылки в автореферате:

1. Купный В.И., Шанауров A.M. Опыт эксплуатации энергоблока БН-600 в 1980-1983 гг.

- Опыт эксплуатации Белоярской АЭС, ч.1. г. Свердловск: УрО АН СССР, 1988.

2. Забудько Л.М., Лихачев Ю.И., Прошкин A.A. Работоспособность TBC быстрых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1988.

3. Самойлов О.Б., Кирюшин А.И., Жуков В.В. и др. Основные требования, предъявляемые к материалам активных зон перспективных ядерных реакторов - 3-я межотраслевая конференция по реакторному материаловедению - Сборник докладов т. 1. г. Димитровград, 1994.

4. Целищев A.B. Структурно-фазовые изменения в оболочках твэлов из сталей аустснитого и феррито-мартенситного классов при облучении до высоких доз -Автореферат. Ротопринт ВНИИНМ. М.1993.

5. Гуляев А.П. Металловедение - М: Оборонгиз, 1963.

6. Выломов В.В., Гладков Н.Г., Евсеев А.Я. и др. Обеспечение ядерной безопасности энергоблока БН-600 - Опыт эксплуатации Белоярской АЭС, ч.2. г. Свердловск: УрО АН СССР, 1988.

7. Исследование материала гильз СУЗ установки ОК-505 - Технический отчет исх.№ 102/28 от 09.01.87 г. - ЦНИИ КМ "Прометей"

8. Ошканов H.H., Потапов O.A., Говоров П.П. Оценка эффективности работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-600 БАЭС за 25 лет эксплуатации

- Известия вузов - Ядерная энергетика - №1 - 2005.

Подписано к печати 27.06.06 г. Формат 60x84 1/16. Усл.п.л. 0,6. Уч.-изд.л. 2. Тираж 50 экз. Заказ №

Отпечатано на ротапринте методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., ФЭИ

fOfgif

Список сокращений.

Введение.

Глава 1 Условия работы элементов активной зоны реактора БН-600. Задачи послереакторных исследований.

1.1 .Особенности эксплуатации быстрого реактора и условия работы элементов активной зоны.

1.2.Развитие реакторных технологий.^У.

1.3.Цели и задачи послереакторных исследований.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 2 Исследование конструкционных материалов и элементов активной зоны быстрых реакторов.

2.1 .Методическое и аппаратурное обеспечение первичных послереакторных исследований на Белоярской АЭС.

2.2.База данных: состав, структура, функционирование.

Архитектура Информационно-поисковой системы.

Структура информационной базы.

Возможности обработки и представления данных.

2.3.0 радиационных изменениях в сталях в нейтронном поле быстрого реактора.

2.4.Способы контроля ресурсных характеристик.

2.4.1 .Критерии предельного состояния и модель расчетной оценки остаточного ресурса.

2.4.2.Направленность методик послереакторных исследований.

Визуальный контроль.

Геометрический обмер сборок в БВ.

Геометрический обмер элементов в ГК.

Гамма-сканирование.

Электропотенциальный метод.

Коррозионные наблюдения в БВ.

Выводы и основные результаты главы.

Глава 3 Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600.

3.1 .Штатные и экспериментальные ТВС.

3.1.1. Чехловая труба.

3.1.2. Оболочкатвэл.

3.1.3. Смешанное уран-плутониевое топливо.

3.2.Стержни и гильзы СУЗ.

3.2.1. Ресурсные и технологические характеристики органов СУЗ.

3.2.2. Штатные стержни СУЗ.

Компенсирующие стержни сб. И 61В.

Регулирующие стержни сб.1157А.

Стержни аварийной защиты сб. 1663, сб.1663-01.

3.2.3. Стержни СУЗ нового поколения.

3.2.4. Стержни A3 с рефабрицированным карбидом бора 'Ь

3.2.5. Гильзы СУЗ.

3.3. Послереакторное хранение.

Выводи и основные результаты главы.

Глава 4 Повышение экономичности эксплуатации активной зоны.

4.1. Основные направления.

Повышение выгорания топлива

Надежность и интенсивность процесса эксплуатации.

Обслуживание радиоактивных отходов.■

4.2. Продление ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Направляющие трубы СУЗ.

Исполнительные механизмы СУЗ.

4.3. Обсуждение результатов.

Выводы и основные результаты главы.

В "Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века" отмечается, что только быстрые реакторы позволят развивать ядерную энергетику большого масштаба без ограничения по топливным ресурсам. Быстрые реакторы имеют очень важные преимущества в сохранении окружающей среды, но, с другой стороны, - неудовлетворительные стоимостные показатели. Можно выделить следующие направления, по которым быстрые реакторы получат дополнительный импульс своего развития: повышение безопасности, улучшение технико-экономических характеристик, использование уран-плутониевого топлива и отработка технологии замкнутого топливного цикла с выжиганием радиотоксичных младших актинидов из отработавшего топлива тепловых реакторов. Часть задач по этим направлениям возложена на реактор БН-600 в плане совершенствования проекта прототипа быстрого реактора нового поколения.

Реактор БН-600 успешно эксплуатируется на энергоблоке №3 Белоярской АЭС уже в течение 25 лет. Одной из важнейших составных частей реакторной установки является активная зона, во многом определяющая безопасность и экономичность ее работы. На первом этапе эксплуатации TBC, стержни и гильзы СУЗ не обеспечивали проектных показателей по надежности и ресурсу работы по причине интенсивного радиационного распухания и деградации механических свойств материалов конструкции. Ресурс работы пришлось снижать для TBC в 1,5 раза и в 2 раза для стержней и гильз СУЗ.

За время эксплуатации активная зона реактора БН-600 претерпела три модернизации, которые были связаны с оптимизацией режимов эксплуатации, для соответствия проектным требованиям. Эти работы позволили реализовать в штатном режиме концепцию эксплуатации активной зоны 01М2 с таблеточным урановым топливом с максимальным выгоранием топлива 11,2 %т.а. Обеспечение этого режима эксплуатации проведено за счет установленного в процессе послереакторных исследований резерва технологических характеристик материала оболочечных и чехловых труб без принципиальных изменений конструкции TBC. Параллельно были завершены работы по увеличению ресурса стержней и гильз СУЗ.

Для совершенствования конструкционных материалов и успешной эксплуатации активной зоны требуются надежные экспериментальные данные по влиянию на элементы активной зоны стационарных и переходных режимов эксплуатации. С этой целью проводятся реакторные испытания с последующей оценкой работоспособности целого ряда экспериментальных и модернизированных элементов реактора. Самым простым и информативным способом определения влияния факторов эксплуатации на свойства материалов и внутриреакторных конструкций было и остаётся проведение массовых неразрушающих послереакторных исследований.

Практика показывает необходимость разработки критериев и алгоритмов отбора материалов активной зоны БР и оценки их свойств. Необходимо разрабатывать средства и методы исследований, которые позволяют в оптимальные сроки обеспечить результаты процесса эволюционного развития реакторных изделий, так как на сегодня процесс внедрения новых материалов требует времени, сравнимого со сроком службы реактора. Актуальность работы определяется задачами развития технологии БР.

•S Создание базы конструкционных материалов активной зоны, что включает в себя:

- критерии и алгоритмы отбора материалов;

- постановка реакторных испытаний; 4/

- средства и методы послереакторных исследований;

- контроль состояния внутриреакторных элементов.

S Повышение надежности и экономичности эксплуатации реакторной установки;

•S Повышение ресурсных характеристик внутриреакторных элементов.

Для полноценного управления ресурсными характеристиками должен быть реализован всесторонний контроль состояния элементов. Повышение выгорания топлива является наиболее эффективным способом улучшения экономических показателей реактора, а увеличение срока службы внутриреакторных элементов способствует экономической эффективности и экологической чистоте производства за счет снижения объема радиоактивных отходов и сокращения времени ремонтных работ и перегрузочных операций.

Оптимизация реакторной технологии позволит закрепить за строящимся реактором БН-800 репутацию надежного, экономичного и экологически состоятельного реактора.

Целью диссертационной работы является изучение изменений эксплуатационных свойств материалов и конструкций в условиях реактора БН-600 для определения запаса работоспособности и возможности повышения ресурса элементов активной зоны. В этой связи автором были выполнены следующие работы:

- разработаны и созданы измерительные установки и методики первичных послереакторных исследований;

- проведен мониторинг технологических характеристик конструкционных материалов активной зоны БР;

- создана база данных по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований элементов активной зоны;

- установлены механизмы и эксплуатационные факторы, влияющие на работоспособность TBC, органов СУЗ и других элементов реактора;

- подготовлен экспериментальный материал, на основании которого обосновано повышение ресурса эксплуатации TBC, стержней и гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Научная новизна результатов, полученных в диссертационной работе, заключается в следующем:

1. Получен и систематизирован материал о влиянии нейтронных и температурных характеристик облучения на радиационное распухание конструкционных сталей в реальных условиях БР. Получены данные о формоизменении чехловых и оболочечных труб в составе элементов активной зоны реактора БН-600 с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенностей конструкции.

2. Выявлены недостатки конструкций элементов активной зоны, ограничивающих их ресурс.

3. Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз и направляющих труб СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментальное определение запаса работоспособности, исходя из условий эксплуатации действующего реактора.

Практическая ценность

1. Внедрены экспериментальные установки и методики, отвечающие специфике их применения на действующем энергоблоке.

2. Результаты проведенной работы использованы:

• в разработке и обосновании трех модернизаций активной зоны реактора БН-600, после которых максимальное выгорание топлива было увеличено в 1,5 раза и в 2 раза сокращено годовое потребление TBC активной зоны;

• при увеличении ресурса стержней A3 с 365 до 500 эф.суток;

• при разработке и внедрении стержней СУЗ нового поколения с ресурсом 560 эф.суток;

• при увеличении ресурса гильз СУЗ с 450 до 730 эф.суток;

• при увеличении срока службы направляющих труб СУЗ с 10 до 14+-20 лет, а исполнительных механизмов СУЗ - с 10 до 25 лет.

3. В результате подъема ресурса внутриреакторных элементов почти вдвое снижен объем высокорадиоактивных отходов, сокращена продолжительность работ при перегрузке реактора.

На защиту выносятся:

• методики и измерительные устройства, разработанные для исследования радиационных свойств конструкционных материалов в составе внутриреакторных элементов реактора БН

600;

• база данных и критерии информационного поиска по результатам эксплуатации и послереакторных исследований в "горячей" камере и бассейне выдержки реактора БН-600;

• методический подход по оценке ресурса внутриреакторных элементов на основе критериев предельного состояния, устанавливаемых по результатам комплексных послереакторных исследований;

• рекомендации и обоснование увеличения назначенного ресурса TBC, стержней A3, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Личный вклад автора заключается в:

• Проектировании и внедрении измерительных установок;

• Автоматизации процессов измерения и обработки данных;

• Проведении измерений, обработке и систематизации характеристик элементов реактора БН-600;

• Создании информационно-поисковой системы базы данных;

• Отработке методического подхода к оценке остаточного ресурса элементов активной зоны на основе критериев предельного состояния;

• Разработке программ и проведении комплексных экспериментальных и аналитических исследований, по результатам которых подготовлены материалы для обоснования повышения назначенного ресурса стержней A3, гильз СУЗ, направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Основные положения и результаты работы доложены на: 3^7-ой Российских конференциях по реакторному материаловедению (г.Димитровград - 1992, 1995, 1997, 2000, 2003 г.г.); 11-ом Межнациональном совещании "Радиационная физика твердого тела" (г.Севастополь - 2001г); Международной научно-технической конференции «Опыт конструирования, производства и эксплуатации органов регулирования ядерных реакторов» (г.Москва - 2002г); Российской конференции "Материалы ядерной техники" (г.Агой - 2002, 2003 г.г.); юбилейных научно-технических конференциях Белоярской АЭС (г.Заречный - 1984, 1989, 1994, 2004 г.г); научно-технической конференции "Свердловскому ядерному научному центру -35 лет" (г.Заречный - 2001 г.); Координационном Совете Минатома РФ по поглощающим материалам и замедлителям (г.Москва - 2003, 2004 г.г.).

По теме диссертации опубликовано 24 статьи и около 30 тезисов докладов, в которых отражено основное содержание диссертационной работы.

Основной апробацией является использование результатов работы при оформлении проектной и эксплуатационной документации TBC, стержней и гильз СУЗ, а также обосновании безопасной эксплуатации сверх назначенного ресурса направляющих труб и исполнительных механизмов СУЗ.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка использованных литературных источников из 93 наименования. Работа изложена на 138 листах, включая 20 таблиц и 55 рисунков.

Основные результаты работы и вытекающие из них выводы сводятся к следующему:

1. Определены направления и методы исследований в соответствии с требованиями, предъявляемыми к элементам активной зоны БР по формоизменению, механическим характеристикам и послереакторному хранению.

2. Разработаны и внедрены измерительные установки и методики для проведения послереакторных исследований. Организован комплекс послереакторных исследований, основу которого составили приспособления визуального осмотра, установи обмера TBC и органов СУЗ в БВ, профилометрии, гамма-сканирования и электросопротивления в ГК.

3. Получены дозно-температурные зависимости распухания всего ряда кандидатных конструкционных материалов БР в реальных условиях.

4. Проведен мониторинг эксплуатационных характеристик элементов активной зоны реактора БН-600. Получены данные о формоизменении чехловых и оболочечных труб в составе реальных элементов активной зоны реактора БН-600 с учетом параметров облучения, конструкционного материала и особенностей конструкции. На сегодня основными материалами при повышенных параметрах облучения в TBC и органах СУЗ являются сталь ЭП-450 - в качестве материала чехловой трубы, и сталь ЧС-68 хд - в качестве материала оболочки. В то же время остаются возможности обоснованного подхода к оптимальному использованию других сталей.

5. Создана база данных и информационно-поисковая система по условиям эксплуатации и результатам послереакторных исследований твэлов и TBC реактора БН-600.

6. Впервые в отечественной практике БР повышение назначенного ресурса стержней, гильз и направляющих труб СУЗ проведено через установление критериев предельного состояния и расчетно-экспериментальное определение запаса работоспособности исходя из условий эксплуатации действующего реактора.

7. Подготовлены материалы, использованные:

- при обосновании проектных характеристик и внедрении в эксплуатацию TBC трех модификаций активной зоны реактора БН-600, в результате чего максимальное выгорание топлива увеличено до 11,2 % т.а., а топливная кампания - до 560 эф.суток;

- при увеличении назначенного ресурса стержней аварийной защиты (сб.1663) с 365 до 500 эф.суток;

- при разработке и внедрении стержней СУЗ нового поколения (сб.2631, сб.2633, сб.2635, сб.2637) с ресурсом 560 эф.суток;

- при реакторных испытаниях стержней A3 с поглотителем из рефабрицированного карбида бора и обосновании ресурса эксплуатации в 570 эф.суток;

- при увеличении назначенного ресурса гильз СУЗ (сб.02-50, сб.02-51, сб.02-52) с 450 до 720 эф.суток;

- при увеличении срока службы направляющих труб СУЗ с 10 до 14-К20 лет (до набора флюенса нейтронов (Е>0,1 МэВ) 2,5*1022 н/см2);

- при продлении срока эксплуатации исполнительных механизмов СУЗ до 140 тыс.ч. Основными естественными путями повышения экономичности активной зоны являются повышение глубины выгорания топлива и повышение надежности работы ТВС. В результате подъема ресурса ТВС и органов СУЗ максимальное выгоранйе топлива было увеличено в 1,5 раза и в 2 раза сокращено годовое потребление ТВС активной зоны, почти в 2 раза увеличен срок службы элементов органов СУЗ. Это позволяет снизить недовыработку электроэнергии из-за разгерметизации оболочек твэлов, снизить затраты на хранение и переработку отработавшего ядерного топлива, сократить сроки проведения плановых инспекций оборудования и перегрузки топлива.

Заключение

1. Карпенко А.И., Козманов Е.А., Мальцев В.В. Быстрый реактор как средство утилизации плутония 11-ый международный экологический симпозиум "Урал атомный, Урал промышленный": Труды симпозиума. Екатеринбург, 2005.

2. Чебесков А.Н. Системное обоснование стратегии утилизации оружейного и гражданского плутония в ядерных энергетических установках Автореферат, ФЭИ, г.Обнинск, 2004

3. Купный В.И., Шанауров A.M. Опыт эксплуатации энергоблока БН-600 в 1980-1983гг -Опыт эксплуатации Белоярской АЭС, ч.1. Свердловск: УрО АН СССР, 198(8.

4. А.М.Паршин. Структура и радиационное распухание сталей и сплавов. 669.1 П18, 1983г

5. Забудько JI.M., Лихачев Ю.И., Прошкин A.A. Работоспособность TBC быстрых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1988. 166с.

6. Анализ влияния облучения на свойства аустенитной нержавеющей стали, определяющие прочность конструкций реактора БОР-бО. Отчет о НИР рег.№ 0-5010 НИИАР. 2001.

7. Бакай A.C., Бородин О.В., Воеводин В.Н.и др. Стабильность выделений вторых фаз при высокодозном облучении // 2-я межотраслевая конференция по реакторному материаловедению: Димитровград, 1992.

8. Расчет количества продуктов коррозии конструкционных материалов в первом контуре БН-600, 800, 1600. Отчет №5411, учет ФЭИ. 1988.

9. Chalony A., Beslu P., Languille A. On Wet Storage Of Fuel Subassemblies (Послереакторное хранение TBC)/ special meeting "On Claddings And Materials" Обнинск, июнь 1992 г.

10. Голосов O.A., Семериков В.Б., Козманов Е.А. и др. Проблемы послереакторного хранения в бассейне выдержки реактора БН-600 элементов активной зоны из стали ЭП-450 Новые промышленные технологии: ЦНИИатоминформ, М, вып.1, 2001.

11. Вывод активной зоны в стационарный режим частичных перегрузок. Расчеты физические. / Отчет инв.№ 484 (учет ОКБМ), 1983.

12. Расчеты физические модернизированной активной зоны первого типа загрузки. ОК-50500РР31/Отчет инв.№ 2445, ОКБМ.

13. Зона активная модернизированная с выгоранием топлива 10% т.а. Расчеты физические и теплогидравлические. ОК-505 01М1 РР / Отчет инв. № 3113. ОКБМ.

14. Зона активная 01М2. Расчет физический. РНАТ.501341.022РР / Отчет инв. № 841648. ОКБМ, 2003 г.

15. Ошканов НН., Шейнкман А.Г., Говоров П.П. Энергоблок с быстрым натриевым реактором БН-600: анализ надежности за период эксплуатации 1980-1990г.г,- Препринт (сер. Ядерная Энергетика). Екатеринбург : УрО РАН, 1992

16. Зелинг Б.И. Методы и оборудование, применяемые при осмотре систем ядерных реакторов, //перевод № 1698 учет БАЭС.

17. Импульсный вихретоковый дефектоскоп // Руководство по эксплуатации. 101А.002.000.00 НИИАР, г.Димитровград, 2003.

18. Инструкция по эксплуатации автоматизированной установки контроля твэлов электропотенциальным методом «ПОИСК-За». г.Заречный. 2003.

19. Исследование работоспособности компенсирующих стержней реактора БН-600 с естественным карбидом бора с наработкой ресурса 94, 311 и 406 эф.суток // Отчет о НИР инв.№ 5419. Обнинск: ФЭИД988.

20. Исследование работоспособности стержня A3 после эксплуатации в реакторе БН-600 в течение 420 эф.суток и обоснование возможности продления ресурса стержней A3 до 500 эф.сут // Отчет о НИР инв.№ Ф.03.1009 БАЭС, СФ НИКИЭТ, г.Заречный, 2000.

21. Послерадиационные исследования опытных стержней A3, АЗ-П, КС, PC, отработавших в модернизированной зоне 01М1 реактора БН-600 502 эф.суток // Отчет о НИР инв.№ 6566 -ФЭИ, Обнинск, 1994.

22. Первичные исследования стержней A3 реактора БН-600 // Отчет о НИР инв. № 21310007 -БАЭС, Заречный, 2000.

23. Исследование состояния материала HT КС-2 после работы в реакторе БН-600 в течение 2754 эф.суток. Выдача рекомендаций об увеличении ресурса работы данного изделия // Отчет о НИР №Ф.03.1082 БАЭС, СФ НИКИЭТ, Заречный, 2002.

24. Первичные исследования стержня КС реактора БН-600 // Отчет о НИР инв.№21310006, БАЭС, Заречный, 2000. ,

25. Статистическая обработка результатов формоизменения чехлов TBC из стали ЭП-450 активной зоны БН-600 01М и оболочек твэл из стали ЭП-172 х.д. // Отчет о НИР инв. № 6243 ФГУП ВНИИНМ, БАЭС, 1992.

26. Огородов А.Н., Асташов С.Е., Козманов Е.А. и др. Формоизменение оболочек твэл из стали ЧС-68 в х.д. состоянии при повреждающих дозах 60-93 сна // Сборник докладов 4 межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, т.З, Димитровград, 1996г.

27. Козманов Е.А. Феноменологическое описание процесса распухания сталей в нейтронном поле быстрого реактора ВАНТ серия "Материаловедение и новые материалы" вып.2 (63), 2004. С.291

28. Целищев A.B. Структурно-фазовые изменения в оболочках твэлов из сталей аустенитого и феррито-мартенситного классов при облучении до высоких доз Автореферат. Ротопринт ВНИИНМ. М. 1993.

29. Бородин О.В., Брык В.В., Воеводин В.Н. и др. Особенности структурно-фазовых изменений в облученной нейтронами стали типа Х18Н10Т Препринт ХФТИ 89-50. Харьков, 1989.

30. Анализ состояния конструкционных материалов после эксплуатации в реакторе БН-600 / Отчет Ф.03.880 СФ НИКИЭТ, 1992.

31. Williams Т.М., Titchmars J.M., Arkee D.R. // J. Nucl. Mater. 1982. Vol.107, N 2-3. P.222

32. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов Под ред. Решетникова Ф.Г. // М.: Энергоатомиздат, 1995.

33. Баллоу Р., Хейнс М.Р., Вуд М.Н. Теория распухания и ползучести металлов при облучении.// Труды МК по Реакторному материаловедению Алушта-78. Харьков, 1978. т.1, с.226

34. Неустроев B.C., Островский B.C., Тенковцев A.A. и др. Влияние изменения .температурного режима облучения твэлов реактора БОР-бО на их распухание ВАНТ. Сер.Материаловедение и новые материалы. 1992. Т.2(46). С.50-58.

35. Колобов Ю.Р. Диффузионно-контролируемые процессы на границах зерен и пластичность металлических поликристаллов Новосибирск: Наука, 1998. с.112-145

36. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Теоретическая физика. ч.1 Статистическая физика // М: Наука, 1976.

37. Гуляев А.П. Металловедение // М: Оборонгиз, 1963.

38. Sekimura N., Ishino S. Micro structural evolution and swelling in austenitic steels under irradiation// Семинар СНГ-Япония "Изучение влияния внутриреакторного облучения на конструкционные материалы быстрых реакторов" Обнинск. 10-17 мая 1992г.

39. Отчет о НИР № Ф-059/03 / ФГУП "ИРМ" Филиал концерна "Росэнергоатом" "Белоярская АЭС", 2004.

40. Бахтин А.Г., Поролло С.И., Дмитриев В.Д., Александров Ю.И. Распухание шестигранных чехлов TBC реактора БН-600 / Радиационное материаловедение Харьков: ХФТИ, 1991. т.7, с.189-194.

41. Алешин, Краснов. Технология производства шестигранных труб ВАНТ серия "Атомное материаловедение" вып. № 2 (19), 1985.

42. Козманов Е.А. Интерпретация результатов послереакторных измерений шестигранных чехловых труб TBC Труды Х1-го Межнационального совещания "Радиационная физика твердого тела". НИИ ПМТ, М, 2001.

43. Вывод активной зоны в стационарный режим частичных перегрузок. Расчеты физические. / Отчет инв.№ 484 А-7755. 1983.

44. Асташов С.Е., Козманов Е.А., Огородов А.Н. и др. Формоизменение элементов активной зоны БН-600 Атомная энергия, т.75, вып.З, сентябрь 1993, с.167-175.

45. Первичные исследования стержней A3 реактора БН-600 / Отчет о НИР № 21300007 БАЭС. 2000.

46. Паршин A.M. Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионно-стабильных сталей и сплавов. Челябинск: Металлургия, 1988

47. Козманов Е.А., Мальцев В.В., Огородов А.Н. и др. Послереакторное хранение в бассейне выдержки реактора БН-600 элементов активной зоны из стали ЭП-450. // 8-я НТК Ядерного Общества России Сборник рефератов. Заречный, 1998.

48. Голосов O.A., Семериков В.Б., Козманов Е.А., и др. Влияние параметров эксплуатации в реакторе БН-600 стали ЭП-450 на ее корозионную стойкость в воде бассейна выдержки / Годовой отчет НИКИЭТ, 1999г. с. 173-174.

49. Результаты реакторных испытаний и послереакторных исследований ТВ Q (чехол из стали ЭИ-448 х.д. и твэлы с оболочками 6,6x0,4 из стали ЭИ-847 х.д) // Отчет о НИР № 213.23.89.018. Белоярская АЭС, СФ НИКИЭТ. 1989.

50. Огородов А.Н., Козманов Е.А., Забудько JIM. Формоизменение чехлов TBC реактора БН-600 из ферритно-мартенситных сталей. // 5-я межотраслевая конференция по реакторному материаловедению Сборник докладов Т.2. 4.2., Димитровград: НИИАР, 1998, с.136-145.

51. Козманов Е.А., Карпенко А.И., Огородов А.Н., Ошканов H.H. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450. // 7-я НТК, посвященная 40-летию БАЭС Труды конференции т.1. Заречный, 2004, с. 106-114

52. Анализ результатов эксплуатации и служебных свойств чехлов TBC и гильз СУЗ из стали ЭП-450 // Отчет о НИР № 21310214 от 11.12.2002 Белоярская АЭС

53. Васильев Б.А., Воронов С.А., Мишин О.В. и др. Опыт разработки и облучения в реакторе БН-600 экспериментальных TBC со смешанным уран-плутониевым топливом / МК «Атомная энергетика и топливные циклы»: Москва-Димитровград, 2003.

54. Выломов В.В., Гладков Н.Г., Евсеев А .Я. и др. Обеспечение ядерной безопасности энергоблока БН-600 Опыт эксплуатации Белоярской АЭС, ч.2. Свердловск: УрО АН СССР, 1988, стр.37-55

55. Исследование материала гильз СУЗ установки ОК-505 // Технический отчет исх.№ 10-2/28 от 09.01.87г. ЦНИИ КМ "Прометей"

56. Исследование служебно-эксплуатационных свойств материала направляющих труб СУЗ с целью повышения их работоспособности на основе использования нового, более радиационностойкого, сплава // Технический отчет по теме 46Д-89 ЦНИИ КМ "Прометей". С-П.,1992.

57. Послерадиационные исследования поглощающих элементов негерметичных стержней АР реактора БН-350, отработавших до выгорания 14 % ат.бора // Отчет инв.№ 3880 ФЭИ, 1984. 4,

58. Тузов A.A. Расчетное обоснование работоспособности стержней СУЗ БН в условиях силового контакта поглотителя с оболочной ПЭЛ Автореферат, ФЭИ, г.Обнинск, 2004

59. Красноселов В.А. Радиационное распухание и радиационная ползучесть промышленных и опытных конструкционных материалов для оболочек твэлов и чехлов топливных сборок ядерных реакторов на быстрых нейтронах Автореферат, Москва, 1997,43 с.

60. Исследование работоспособности компенсирующих стержней реактора БН-600 с естественным карбидом бора с наработкой ресурса 94, 311 и 406 эф.суток // Отчёт о НИР, инв.№ 5418 Обнинск, 1988.

61. Первичные исследования стержня КС реактора БН-600 // Отчет о НИР инв.№ 21310006 -БАЭС, 2000.

62. Стержень аварийной защиты аппарата БН-600 Технические условия. ТУ 95.5063-76 1663.00.000 ТУ.

63. Типовое положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС-РД ЭО 0096-98. М., 1997.

64. Нормативно-методологические требования к управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС РД-ЭО-0039-95. М., 1994

65. Обоснование ядерной и радиационной безопасности реактора БН-600 энергоблока №3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней аварийной защиты с назначенным ресурсом 500 эф.суток -№ 505-096-02 от 29.11.2002 г.

66. Козманов Е.А., Желтышев В.А., Тузов A.A. Обоснование ресурсных характеристик штатных стержней A3 реактора БН-600 Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика №1. Обнинск, 2005. с. 18-21 4 >

67. Стержни СУЗ реактора БН-600 с назначенным ресурсом 560 эф. суток. Обоснование ядерной и радиационной безопасности энергоблока № 3 Белоярской АЭС при эксплуатации стержней СУЗ., инв. № 2714, учет ГП МЗП.

68. Рисованый В.Д., Козманов Е.А., Карпенко А.И. и др. Подтверждение проектного ресурса стержней A3 с рефабрицированным карбидом бора после эксплуатации в реакторе БН-600 -Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика №1. Обнинск, 2005. с. 133-139

69. Гильза. Спецификация, ОК-505 02-50 СП инв.№35415, учет ОАО МСЗ.

70. Гильза. Спецификация, ОК-505 02-51 СП инв.№36143, учет ОАО МСЗ.

71. Гильза. Спецификация, ОК-505 02-52 СП инв.№36144 учет ОАО МСЗ.

72. Гильза. Расчет на прочность. ОК-505 02-50 РР1, инв. №812750, учет ОАО МСЗ.

73. Зона активная 01М2 Пояснительная записка № 841650, учет ОКБМ.

74. Ошканов H.H., Потапов O.A., Говоров П.П. Оценка эффективности работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-600 БАЭС за 25 лет эксплуатации / Известия вузов -Ядерная энергетика №1 -2005. с.3-9.

75. Исследование состояния материала НТ КС-2 после работы в реакторе БН-600 в течение 2754 эф.суток. Выдача рекомендаций об увеличении ресурса работы данного изделия -Отчет о НИР №Ф.03.1082 ФГУП СФ НИКИЭТ, 2002.

76. Инструкция по текущему ремонту ОК-505 06 ИР инв.№ 797464

77. Проведение экспертизных исследований отработавших направляющих труб СУЗ из стали ЭП-150 Технический отчет, этап № 2.6 темы 332Д-90 - ЦНИИ КМ "Прометей", С-П., 1991.

78. Тимофеев A.B., Бартенев В.Н., Зайцев Б.И., Иванов В.А. и др. Расчетно-экспериментальные исследования с целью продления срока службы ИМ СУЗ РУ БН-600 // 7-я НТК, посвященная 40-летию БАЭС -Труды конференции т.1., Заречный, 2004. с.146-156