ВІДДІЛ ПРОБЛЕМ ДОЗИМЕТРІЇ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ

     Відділ був створений у 2000 р. з метою виконання робіт з науково-технічної підтримки безпечної експлуатації енергоблоків АЕС України. З часу створення відділу і дотепер керівником є к.ф.-м.н. Володимир Миколайович Буканов.

В. М. Буканов

     Безпека експлуатації реакторної установки значною мірою залежить від надійності захисних бар’єрів, що перешкоджають виходу продуктів реакції поділу в навколишнє середовище. Для атомних енергетичних установок з  водо-водяними реакторами одним з найбільш важливих бар’єрів безпеки є корпус реактора. Безумовною вимогою до корпусу є збереження цілісності при штатних умовах експлуатації та при будь-яких проектних аваріях. Отже, забезпечення надійної та безпечної експлуатації реактора і реакторної установки в цілому неможливе без контролю стану металу корпусу реактора протягом усього призначеного терміну служби. Здійснення такого контролю приводить до необхідності розробки та впровадження на АЕС систем, які забезпечували б на сучасному рівні реєстрацію ней­тронно-фізичних параметрів, що впливають на працездатність елементів першого контуру енергоблока. До таких систем відноситься створена співробітниками відділу система моніторування радіаційного навантаження, яка забезпечує визначення величин функціоналів нейтронного потоку, що діє на корпус (к.ф.-м.н. О. Г. Васильева, к.т.н. В. Л. Дємьохін, к.т.н. О. М. Пугач).
     Основою системи є спеціальна сучасна методика, яка включає чисельні розрахунки переносу нейтронів у білякорпусному просторі реактора методом Монте-Карло та дозиметричні вимірювання біля його зовнішньої поверхні.
     Розрахунки переносу нейтронів виконуються розробленим співробітниками відділу пакетом програм MCPV (к.т.н. О. В. Гриценко, С. М. Пугач). Відповідно до вимог, діючих в атомно-енергетичному комплексі України, пакет програм пройшов процедуру верифікації і за її результатами включений до Переліку дозволених для використання в ДП НАЕК «Енергоатом» розрахункових кодів для обґрунтування безпеки ядерних установок.
     Для отримання експериментальних даних біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР використовуються нейтронно-активаційні детектори.
     Детектори виготовлені з матеріалів, сертифікованих для реакторної ней­тронної дозиметрії Інститутом стандартизованих матеріалів і вимірювань Об’єднаного дослідницького центру під егідою Європейської Комісії.
     Спектрометричні вимірювання опромінених нейтронно-актива­ційних детекторів здійснюються спеціалістами відділу за допомогою сучасного спектрометричного обладнання (О. Г. Васильева, к.ф.-м.н. Т. М. Лашко).
     Отримані експериментальні дані використовуються для обґрунтування достовірності результатів визначення умов опромінення корпусу реактора.
     Роботи з моніторингу радіаційного навантаження корпусів ВВЕР виконуються спеціалістами відділу на всіх енергоблоках АЕС України. Отримані дані використовуються при визначенні поточного стану корпусу реактора та прогнозуванні терміну його безаварійної роботи.
     Важливим джерелом інформації про зміну властивостей матеріалів корпусу реактора під впливом нейтронного опромінення є програма зразків-свідків, дослідження яких проводяться в ІЯД. Дозиметрія зразків-свідків виконується за допомогою розробленої співробітниками відділу методики, основою якої є пакет прикладних програм MCSS (О. В. Гриценко, С. М. Пугач, В. Л. Дємьохін). Як і пакет програм MCPV, пакет MCSS пройшов процедуру верифікації і за її результатами включеній до Переліку дозволених для використання в ДП НАЕК «Енергоатом» розрахункових кодів для обґрунтування безпеки ядерних установок.
     Відповідно до «Енергетичної стратегії України на період до 2030 року», затвердженою Розпорядженням Кабінету Міністрів України № 1071-р від 24 липня 2013 р., одним з основних завдань перспективного розвитку атомно-енергетичного комплексу є «…продовження строку експлуатації діючих енергоблоків АЕС до 20 років за умов позитивних підсумків періодичної переоцінки безпеки».
     Комплексна програма робіт з продовження строку експлуатації діючих енергоблоків АЕС України схвалена Розпорядженням Кабінету Міністрів України № 263-р від 29 квітня 2004 р. «Про схвалення комплексної програми робіт з продовження строку експлуатації діючих енергоблоків атомних електростанцій».
     Важливим та достатньо складним етапом зазначених робіт є науково-технічне обґрунтування можливості продовження терміну роботи енергоблока на понадпроектний період, зокрема визначення та прогнозування флюенсу нейтронів на внутрішньокорпусні пристрої та опорні елементи корпусу реактора.
     Внутрішньокорпусні пристрої та опорні елементи корпусів реакторів енергоблоків ВВЕР мають обмежений термін служби. Засобом, що дозволяє уникнути заміни внутрішньокорпусних пристроїв та опорних елементів, є реалізація комплексу організаційно-технічних заходів, спрямованих на об’єктивну оцінку технічного стану та обґрунтування можливості перепризначення терміну служби цих важливих конструкційних елементів реактора ВВЕР.
     Конструкція реактора ВВЕР не дозволяє експериментально визначити радіаційне навантаження, зокрема флюенс нейтронів на внутрішньокорпусні пристрої та опорні елементи реакторної установки. Тому з метою визначення умов опромінення, поточного та накопиченого радіаційного навантаження цих конструкційних елементів спеціалістами відділу розроблено спеціальну сучасну методику, основу якої становлять чисельні розрахунки переносу нейтронів у білякорпусному просторі реактора методом Монте-Карло (О. В. Гриценко, С. М. Пугач, В. Л. Дємьохін, к.т.н. В. В. Ількович).
     За допомогою вказаної методики визначено умови опромінення внутрішньокорпусних пристроїв та опорних елементів реакторів ряду енергоблоків АЕС України. Отримані дані використано при науково-технічному обґрунтуванні можливості подовження терміну експлуатації енергоблоків на понадпроектний період.
     У реакторі ВВЕР-1000 шість комплектів зразків-свідків штатної програми, яка надає інформацію про зміну властивостей матеріалів корпусу реактора під впливом нейтронного опромінення, розташовуються біля внутрішньої поверхні шахти реактора в просторі між вигородкою та блоком захисних труб. У трьох перших комплектах зразки розташовані у двох рядах: один над одним, а в інших – тільки на верхньому.
     Дослідження з використанням технології реконструкції зразків-свідків, що опромінювались у дворядних контейнерних збірках, надають інформацію про зміну властивостей матеріалів корпусу реактора, яка забезпечує супровід безпечної експлуатації корпусу до закінчення проектного терміну. Разом з тим штатна програма зразків-свідків не в змозі забезпечити матеріалознавчий супровід експлуатації корпусу реактора в понадпроектний період. У зв’язку з цим «Типовая программа контроля свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 по образцам-свидетелям» № ПМ -Т.0.03.120-08 вимагає розробки і реалізації додаткових програм, які б, насамперед, забезпечували випереджаюче опромінення зразків-свідків порівняно з корпусом реактора.
     Спеціалістами відділу розроблено оригінальний підхід до вирішення цієї проблеми, що базується на модернізації однорядних контейнерних збірок зі зразками-свідками, які зараз опромінюються в реакторах ВВЕР-1000 АЕС України (О. В. Гриценко, В. Л. Дємьохін, В. В. Ількович). З використанням цього підходу розроблені та погоджені Держатомрегулювання України «Рабочая программа модернизации однорядных облучаемых контейнерных сборок с образцами свидетелями металла корпуса реактора энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС ПМ.1.0019.0073» і «Программа модернизации облучаемых контейнерных сборок с образцами-свидетелями металла корпуса реактора энергоблока № 2 ОП ЗАЭС 02.РО.00.ПМ.205-14/Н».
     На теперішній час реалізовано перший етап «Рабочей программы модернизации однорядных облучаемых контейнерных сборок с
образцами свидетелями металла корпуса реактора энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС ПМ.1.0019.0073» – виконано модернізацію контейнерної збірки 5Л2 зі зразками-свідками металу зварного шва корпусу реактора, розроблено, затверджено на АЕС та узгоджено Держатомрегулювання України «Рабочую программу контроля свойств металла сварного шва корпуса реактора энергоблока № 1 ЮУАЭС в процессе эксплуатации по образцам-свидетелям ПМ-Т.41.125-14» і модернізовану контейнерну збірку 5Л2 встановлено в реактор для подальшого опромінення. Це дало змогу забезпечити матеріалознавчий супровід безпечної експлуатації корпусу реактора енергоблока № 1 ВП ЮУАЕС у понадпроектний період.
     Значні дози радіаційного опромінення, яким піддаються конструкційні елементи ядерного енергетичного реактора (перш за все внутрішньокорпусні пристрої та корпус реактора) викликає виникнення цілого комплексу дефектів, що призводять до деградації фізико-механічних властивостей матеріалів, з яких ці елементи виготовлено. Радіаційні пошкодження ініціюються на атомному рівні, але макроскопічні ефекти деградації, такі як розпухання, повзучість, окрихчування тощо, у дійсності виникають у результаті мікроструктурних змін. У свою чергу, еволюція мікростуктури матеріалу дуже залежить від його температури, яка в конструкційних елементах реактора значною мірою обумовлена ефектом радіаційного розігріву внаслідок радіаційного енерговиділення. Конструкція реакторів корпусного типу практично виключає можливість безпосереднього визначення радіаційного енерговиділення по об’єму внутрішньокорпусних пристроїв і корпусу.
     Для вирішення цієї задачі має використовуватися спеціальна методика, що базується на розрахунках переносу випромінення (нейтронів і гамма-квантів) у складному гетерогенному середовищі ядерного реактора. Створення такої сучасної методики визначення дози та радіаційного енерговиділення в конструкційних елементах реактора ВВЕР є першочерговим завданням, яке стоїть перед співробітниками відділу проблем дозиметрії ядерних реакторів.