Обоснование физических параметров облучательных экспериментов в исследовательском реакторе ИР-8 с учетом радиационного тепловыделения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Трофимчук Владислав Владимирович

• Трофимчук Владислав Владимирович
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Трофимчук Владислав Владимирович

Введение

ГЛАВА 1. Облучательные эксперименты в реакторе ИР-8

1.1 Реактор ИР-8

1.2 Исследования на облучательной базе радиационного материаловедения реактора ИР-8

1.3 Экспериментальные ампульные устройства

1.3.1 Ампульные устройства для облучения конструкционных материалов

1.3.2 Ампульные устройства для облучения опытных твэлов

1.4 Расчётное сопровождение облучательных экспериментов в реакторе ИР-8

1.4.1 Расчётное сопровождение работы реактора

1.4.2 Программные средства для моделирования экспериментов

1.4.2.1 Описание программного пакета АКБУБ для теплогидравлических расчётов

1.4.2.2 Описание программы МСи-РТЯ с базой данных М0ВРТ50 для нейтронно-физических расчётов

1.4.3 Моделирование нейтронно-физических процессов в реакторе по программе МШ-РТЯ

Выводы к главе

ГЛАВА 2. Расчётное определение спектров и потоков гамма-квантов в ИР-8

2.1 Равновесная загрузка реактора

2.2 Расчётное определение потоков мгновенных гамма-квантов

2.2.1 Регистрация распределения потоков гамма-квантов в расчётной модели ИР-8

2.2.2 Спектры и потоки гамма-квантов в активной зоне

2.2.3 Спектры и потоки гамма-квантов в отражателе

2.2.4 Спектры и потоки гамма-квантов в донышках ГЭК

2.3 Анализ вклада продуктов деления и активации в формирование источника запаздывающих гамма-квантов

2.3.1 Вклад в запаздывающее гамма-излучение от активной зоны

2.3.2 Вклад в запаздывающее излучение гамма-квантов от материалов отражателя

2.3.2.1 Алгоритм оценки запаздывающего гамма-излучения

2.3.2.2 Оценка активации материалов

2.3.2.3 Расчётное определение спектров и интенсивностей запаздывающего гамма-излучения

Выводы к главе

ГЛАВА 3. Расчётно-экспериментальное определение энерговыделения от поглощения гамма-излучения в АУ

3.1 Моделирование энерговыделения за счёт поглощения гамма-излучения при помощи керма-факторов в программе МСи-РТЯ

3.2 Расчётная оценка тепловыделения в АУ с опытными твэлами

3.3 Изотермическое облучение неделящихся материалов в реакторе ИР-8 с помощью калориметрических устройств

3.3.1 Методика экспериментов

3.3.2 Определение радиационного энерговыделения в термометрических образцах

3.3.3 Расчётное определение величины радиационного энерговыделения и температуры в образцах

3.3.4 Сопоставление результатов

3.4 Эксперименты по облучению образцов конструкционных материалов в АУ РИМ

3.4.1 Описание экспериментов

3.4.2 Расчётная модель АУ для МШ-РТЯ

3.4.3 Расчётное определение энерговыделения от поглощения мгновенного гамма-излучения

3.4.4 Учёт энерговыделения от запаздывающего гамма-излучения

Выводы к главе

ГЛАВА 4. Расчётное обоснование и сопровождение облучательных экспериментов в ИР-8

4.1 Применение мультифизичного подхода к моделированию процессов в реакторе

4.2 Описание связки МШ-РТЯ и АШУБ

4.3 Разработка расчётных теплогидравлических моделей АУ для АШУБ

4.4 Валидация теплогидравлических моделей АУ

4.4.1 Валидация расчётной модели на результатах стендовых испытаний

4.4.2 Валидация результатов расчётного моделирования на данных реакторных исследований

4.5 Применение разработанного мультифизичного подхода к расчётному моделированию облучательных экспериментов с конструкционными материалами

4.5.1 Определение поля температуры в образцах конструкционных

материалов

4.5.2 АУ в ячейке

4.5.3 АУ в ячейке

4.5.4 АУ в ячейке

4.5.5 АУ в ячейке

Выводы к главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение

Актуальность темы

В настоящее время одним из основных стратегических направлений работ в атомной энергетике является продление срока эксплуатации действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР [1]. Продление срока службы блока АЭС, не требующее капитальных вложений, приводит к существенно меньшему расходованию средств по сравнению со строительством нового блока [2]. Основным элементом ядерной энергоустановки, лимитирующем её ресурс, является корпус реактора, поскольку он является несменяемым элементом. В связи с этим обоснование продления ресурса ЯЭУ, главным образом, включает обоснование работоспособности металла, из которого изготовлен корпус [2].

Для изучения радиационной стойкости сталей корпусов реакторов, а также их поведения в условиях близких к ЯЭУ проводят эксперименты по ускоренному облучению образцов конструкционных материалов в исследовательских реакторах [3, 4]. Получение прогнозных значений по радиационному охрупчиванию сталей корпусов реакторов на 60-летний срок эксплуатации и более может быть выполнено только с привлечением результатов повторного ускоренного облучения образцов материалов [5] и учёта экспериментальных данных исследовательских программ. На исследовательском реакторе ИР-8 создана экспериментальная облучательная база радиационного материаловедения и хорошо отработана технология облучения образцов конструкционных материалов [6].

На базе ИР-8 проведены многочисленные комплексные исследования материалов, включающие ускоренное облучение образцов металла корпуса реактора и сварного шва [4, 7]. На основании этих исследований был предложен режим восстановительного отжига корпусов реакторов и проведена оценка его эффективности [5, 8]. Таким образом результаты ускоренного облучения образцов материалов в ИР-8 легли в основу обоснования продления сроков эксплуатации

после проведения операции восстановительного отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 с 45 до 60 лет [9], а реакторов ВВЭР-1000 вплоть до 60 лет [10, 11].

В рамках развития атомной энергетики России выделяется два перспективных направления разработок [1]. Первое направление связано с увеличением безопасности ЯЭУ путём разработки нового более устойчивого к нарушениям нормальной эксплуатации ядерного топлива [12, 13]. За подобным топливом в мировой практике закрепились термины «топливо с повышенной устойчивостью к авариям» или «толерантное ядерное топливо». В области данных разработок рассматривается как создание новых топливных композиций, так и разработка новых материалов для оболочек твэлов [13-16]. Для изучения поведения новых топливных композиций и материалов в реакторных условиях возможно использовать облучательную базу реактора ИР-8.

Вторым направлением развития является разработка концептуально новых типов ЯЭУ - реакторов нового поколения или реакторов IV поколения. Предложено 6 типов новых ЯЭУ [17, 18], среди которых реактор с закритическими параметрами теплоносителя (проект ВВЭР-СКД, спектр нейтронов промежуточный или быстрый).

Для ЯЭУ нового поколения, с учётом имеющегося опыта реакторных исследований, также может быть использована база реактора ИР-8 для проведения облучений различных топливных композиций, в том числе образцов твэлов для реакторов ВВЭР-СКД, для изучения поведения оболочек твэлов под воздействием облучения, температурных нагрузок, механических и коррозионных воздействий со стороны теплоносителя со сверхкритическими параметрами [19].

Проведение реакторных исследований с использованием экспериментальных устройств ампульного типа (АУ) в ИР-8 требует обоснования параметров, достигаемых в ходе экспериментов. Для обеспечения заданного режима облучения образцов проводится компьютерное моделирование работы ИР-8 с экспериментальными устройствами в активной зоне и отражателе и расчётное определение их параметров.

Основными контролируемыми параметрами облучательных экспериментов являются величина флюенса в образцах и температура облучения. Существующий подход к расчётному сопровождению позволяет с хорошей точностью получать данные по темпу набора флюенса в облучаемых образцах.

Для оценок возможности проведения облучательных экспериментов в рамках перспективных направлений исследований (толерантное топливо, ЯЭУ IV поколения), совместно с ростом требований к безопасности и качеству проведения экспериментов в части обеспечения точности заданных условий облучения и оперативного контроля необходимых параметров, актуальной является задача усовершенствования подходов и методов расчётно-экспериментального сопровождения.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование физических параметров облучательных экспериментов в исследовательском реакторе ИР-8 с учетом радиационного тепловыделения»

Цель работы

Целью работы является обоснование физических параметров облучательных экспериментов в реакторе ИР-8 с учётом радиационного тепловыделения за счёт мгновенного и запаздывающего гамма-излучения с использованием разработанного усовершенствованного подхода к их моделированию на основе мультифизичной связки из нейтронно-физических и теплогидравлических расчётных программ при исследовании образцов конструкционных материалов и твэлов.

Для достижения поставленной цели должны быть решены следующие задачи:

1) Разработка и создание для рабочих загрузок реактора ИР-8 с АУ расчётных математических трёхмерных моделей для нейтронно-физических и теплогидравлических программ.

2) Валидация теплогидравлических расчётных моделей АУ и их связки с нейтронно-физическими моделями ИР-8 с АУ на результатах стендовых испытаний, реакторных измерений температур в АУ и калориметрических экспериментов по измерению радиационного энерговыделения.

3) Оптимизация рабочих загрузок ИР-8 для равновесного режима работы реактора. Расчётное определение потоков и спектров гамма-квантов в ИР-8.

4) Расчётно-экспериментальное определение вклада энерговыделения от поглощения гамма-излучения в АУ с образцами материалов при проведении облучательных экспериментов на реакторе.

5) Расчётное определение полей температур в АУ.

6) Обоснование физических параметров и расчётное сопровождение облучательных экспериментов в реакторе ИР-8.

Научная новизна

• Впервые для моделирования экспериментов на реакторе ИР-8 был обоснован и применён подход, связывающий одновременно программные средства для моделирования процессов теплопередачи, гидродинамики и нейтронной физики.

• Впервые расчётным путём для равновесных загрузок реактора ИР-8 получены спектры и интенсивности мгновенного и запаздывающего гамма-излучения в экспериментальных каналах активной зоны, отражателя и ГЭКах.

• Впервые определён вклад энерговыделения от поглощения гамма-излучения в общий температурный режим облучения образцов материалов в АУ и получена доля энерговыделения запаздывающей составляющей гамма-излучения при облучении образцов в ИР-8.

• Впервые получены детальные трёхмерные распределения и неравномерности температур в образцах конструкционных материалов при облучении АУ в реакторе ИР-8.

Практическая значимость

• Новый мультифизичный подход к расчётному сопровождению облучательных экспериментов с образцами твэлов и конструкционных материалов в ИР-8 используется для надёжного расчётно-экспериментального обеспечения теплогидравлических и нейтронно-физических параметров при подготовке и в процессе реакторных исследований.

• Получены данные по распределению потоков гамма-квантов в активной зоне, сменном отражателе и ГЭКах реактора ИР-8, которые используются для определения радиационного энерговыделения при проведении облучательных экспериментов.

• Получены распределения энерговыделений при поглощении гамма-квантов в образцах конструкционных материалов от мгновенной и запаздывающей составляющих излучения для расчётного определения полей температур в ячейках отражателя с АУ.

• Начиная с 2021 года ведётся расчётное сопровождение экспериментов в реакторе ИР-8 с применением мультифизичной связки расчётных программ для подтверждения требуемого температурного режима облучения образцов конструкционных материалов в АУ РИМ. Полученные результаты включены в соответствующие этапы научно-технических отчётов договорных и контрактных работ.

• Мультифизичный подход нашёл широкое применение для обоснования возможности достижения требуемой величины плотности потока и флюенса нейтронов, а также температурного режима и выбора места облучения различного типа образцов при запросах на проведение реакторных исследований в ИР-8.

Степень обоснованности и достоверности полученных результатов работы

Представленные в настоящей диссертационной работе результаты и выводы обоснованы итогами валидации расчётных моделей на данных стендовых и реакторных испытаний АУ с образцами конструкционных материалов и калориметрических экспериментов. Результаты работы опубликованы в реферируемых научных журналах и апробированы на профильных научных конференциях и семинарах.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту:

• Разработанные для мультифизичной связки программ детальные трёхмерные расчётные модели АУ для облучения конструкционных материалов.

• Валидация теплогидравлической расчётной модели АУ на результатах стендовых испытаний и её связки с нейтронно-физической моделью ИР-8 с АУ на результатах реакторных измерений и калориметрических экспериментов для расчётов радиационного энерговыделения и температурных режимов облучения образцов.

• Результаты расчётного определения интенсивностей и спектров мгновенного и запаздывающего гамма-излучения в реакторе ИР-8.

• Результаты определения энерговыделения от мгновенной и запаздывающей составляющих гамма-излучения в образцах и элементах АУ для различных рабочих загрузок ИР-8.

• Расчётный анализ и обоснование температурных режимов облучения в АУ с образцами конструкционных материалов в различных рабочих загрузках реактора ИР-8, с применением разработанной связки программных средств.

Личный вклад автора

• Автор принимал непосредственное участие в расчётном моделировании физических процессов в экспериментах по облучению образцов конструкционных материалов в реакторе ИР-8 по программе МСИ-РТЯ и программному пакету АКБУБ.

• Автором лично были разработаны расчётные математические модели ампульных облучательных устройств.

• Автор принимал активное участие в получении экспериментальных данных для валидации разработанных расчётных моделей при проведении стендовых предреакторных испытаний, а также при подготовке и проведении реакторных калориметрических экспериментов.

• Автором лично проведена валидация разработанных нейтронно-физической и теплогидравлической расчётных моделей АУ.

• Автор принимал непосредственное участие в определении характеристик источников запаздывающего гамма-излучения и выполнении

расчётного анализа по определению интенсивностей и спектров мгновенных и запаздывающих составляющих гамма-излучения в реакторе ИР-8.

• Автором лично выполнен расчётный анализ по определению распределения энерговыделений и полей температур в АУ с образцами конструкционных материалов при проведении облучательных экспериментов в ячейках отражателя реактора ИР-8.

Апробация работы

Основные результаты и положения диссертационной работы были доложены и обсуждены на профильных российских и международных конференциях и семинарах, включая:

- 21-ю Международную конференцию молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 2019);

- 30-ю Всероссийскую научно-техническую конференцию «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2019)» (Россия, Обнинск, АО ГНЦ РФ ФЭИ, 2019);

- European Research Reactor Conference 2020 (RRFM-2020).

- Отраслевой семинар «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники» (Россия, г. Обнинск, АО «ГНЦ РФ - ФЭИ, 2021);

- 31-ю Всероссийскую научно-техническую конференцию «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2022)» (Россия, Обнинск, АО ГНЦ РФ ФЭИ, 2022);

Публикации

Результаты работы опубликованы в 6 печатных изданиях, включённых в перечень ВАК и индексируемых базами данных "Scopus", "РИНЦ" и "Web of Scienсe". Из них основные результаты представлены в:

• Насонов В.А., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В. и др. Оптимизация перегрузки

ТВС в реакторе ИР-8 // Атомная энергия - 2019. - №34. - С. 36 - 39;

• Глыва К.И., Никонов С.П., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В. Сопряжённый теплогидравлический и нейтронно-физический расчёт ТВС реактора ИР-8 с помощью кодов МСи-РТШАТНЬЕТ // Ядерная физика и инжиниринг, Т. 11, № 6, 2020, с. 322 - 329;

• Трофимчук В.В., Насонов В.А., Песня Ю.Е., Глыва К.И. Расчётная оценка требуемого тепловыделения в опытных твэлах для достижения сверхкритических параметров теплоносителя при их облучении в исследовательском ядерном реакторе // Вопросы атомной науки и техники, серия: Ядерно-реакторные константы, № 4, 2021, с. 63 - 71;

• Бландинский В.Ю., Колесов В.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А., Седов А.А., Фролов А.А., Пустовалов С.Б., Щуровская М.В., Симонов С.С., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В., Насонов В.А., Жемков И.Ю. Особенности изменения изотопного состава опытных твэлов реактора типа ВВЭР-СКД при последовательном облучении в быстром и тепловом спектре нейтронов // Вопросы атомной науки и техники, серия: Физика ядерных реакторов, № 2, 2022, с. 90 - 96;

• Трофимчук В.В., Насонов В.А., Ерак Д.Ю., Песня Ю.Е., Кругликов А.Е., Михин О.В. Определение энерговыделения от гамма-излучения в экспериментальных каналах реактора ИР-8 // Вопросы атомной науки и техники, серия: Физика ядерных реакторов, № 5, 2022, с. 20 - 29;

• Трофимчук В.В., Насонов В.А., Песня Ю.Е., Кругликов А.Е., Михин О.В. Расчётное определение энерговыделения от гамма-излучения для обоснования температурных режимов облучательных экспериментов с конструкционными материалами в реакторе ИР-8 // Вопросы атомной науки и техники, серия: Ядерно-реакторные константы, № 2, 2023. Структура и объём работы

Диссертация состоит из введения, четырёх глав и заключения. Работа изложена на 146 страницах, содержит 81 рисунок, 24 таблицы, 13 формул и список цитируемой литературы из 102 наименований.

ГЛАВА 1. Облучательные эксперименты в реакторе ИР-8

Нейтроны, произведённые в исследовательских ядерных реакторах, используются для научных исследований в фундаментальной физике (нейтронная физика, физика твёрдого тела, ядерная физика), для анализа и испытания материалов (радиационное материаловедение, нейтронно-активационный анализ, безопасность реакторов, реакторные технологии), для материаловедческих исследований по программе управляемого термоядерного синтеза, для производства радиоизотопов (для медицины или промышленного использования), для медико-биологических облучений [20-22]. Также исследовательские ядерные реакторы используются для трансмутации веществ [23].

Из-за высокой доступности активной зоны бассейновых исследовательских реакторов их легко реконструировать с целью значительного расширения экспериментальных возможностей: увеличение плотностей потоков нейтронов в экспериментальных устройствах; создание новых экспериментальных установок; ремонт и замена устаревшего оборудования [22, 24]. Большинство построенных советских исследовательских реакторов были реконструированы и модернизированы [25, 26]. После третьего этапа реконструкции реактора ИРТ-М в 1979-1981 гг. создан ИЯР ИР-8 [25].

1.1 Реактор ИР-8

ИР-8 - исследовательский ядерный реактор, предназначенный для проведения прикладных и фундаментальных исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационного материаловедения, физики наносистем и наноструктур, радиобиологии и биофизики.

ИР-8 является реактором бассейнового типа тепловой мощностью 8 МВт [27]. В качестве замедлителя, теплоносителя и верхней защиты используется обычная вода. Материалом отражателя выступает металлический бериллий.

Активная зона состоит из 16 ТВС ИРТ-3М с трубчатыми твэлами квадратного сечения [27]. Топливо - диоксид урана с 90% обогащением.

Бак реактора изготовлен из нержавеющей стали (рисунок 1.1). Объём бассейна 75 м3 (11,0 м высотой, 4,3 м длиной и 1,8 м шириной).

1 - бериллиевый блок со стержнем АР; 2 - АУ в ЭК защитного блок-экрана;

3 - бериллиевый блок с пробкой;

4 - ГЭК-10 и ГЭК-11; 5 - ВЭК-10 и ВЭК-11; 6 - ТВС с ЭК; 7 - ТВС со стержнем АЗ; 8 - ТВС со стержнем РР; 9 - сплошной бериллиевый блок; 10 - бериллиевый блок с ЭК.

Рисунок 1.1. Элементы реактора ИР-8:

Активная зона и бериллиевый отражатель расположены в корпусе и установлены на опорную решётку вблизи дна бассейна реактора на глубине 11 м (рисунок 1.1). Опорная решётка содержит 48 квадратных ячеек (6х8) с шагом 71,5x71,5 мм. В 16 ячейках устанавливаются ТВС, а в остальные - блоки сменного бериллиевого отражателя. Стационарный бериллиевый отражатель заключён в алюминиевый корпус.

Основные характеристики реактора ИР-8 представлены в таблице 1.1.

РО СУЗ состоят из 5 групп по два стержня РР в каждой, двух стержней аварийной защиты и одного стержня автоматического регулирования. Поглотителем органов СУЗ являются таблетки из карбида бора, помещённые в чехол из нержавеющей стали. В нижней части органов СУЗ расположен алюминиевый вытеснитель.

Таблица 1.1 - Основные характеристики реактора ИР-8 [27-30]

Характеристика Значение

Мощность максимальная (тепловая), МВт 8

Число ТВС в активной зоне, шт 16

Объём активной зоны, л 47,4

Максимальный тепловой поток на поверхности твэлов, кВт/м2 850

Расход теплоносителя через активную зону и отражатель, м3/ч 780

Температура теплоносителя на входе в активную зону, оС 47,5

Максимальная плотность потока нейтронов, см-2 с-1 тепловых: - в активной зоне - в ЭК сменного отражателя быстрых: - в активной зоне - в ЭК сменного отражателя 1,61014 2,01014 1,11014 4,81013

Тип топлива и02 в А1 матрице

Обогащение топлива по 235и, % 90

Число экспериментальных каналов: - горизонтальных - вертикальных в стационарном отражателе - вертикальных в сменных бериллиевых блоках - вертикальных за пределами алюминиевого корпуса 12 12 до 8 6

На сегодняшний день в активной зоне ИР-8 используются 6-ти трубные ТВС ИРТ-3М. При необходимости могут также использоваться 8-ми и 4-х трубные ТВС ИРТ-3М. ТВС ИРТ-3М состоит из трубчатых твэлов квадратного сечения толщиной 1,4 мм. В центр ТВС устанавливается либо канал для рабочих органов СУЗ (рисунок 1.2), либо вертикальный экспериментальный канал.

т

.0 26

Рисунок 1.2. 6-ти трубная ТВС ИРТ-3М реактора ИР-8 с каналом для РО СУЗ: 1 - твэлы; 2 - канал для РО СУЗ; 3 - стержень СУЗ

В 8-ми трубной ТВС содержится 300 г 235U, в 6-ти трубной - 265 г, в 4-х трубной - 201 г.

Оболочки твэлов толщиной 0,5 мм изготавливаются из алюминиевого сплава. Толщина слоя топлива в алюминиевой матрице составляет 0,4 мм и имеет высоту 600 мм. Зазор между твэлами равен 2,05 мм. Высота ТВС вместе с концевыми деталями составляет 880 мм.

ТВС и сменные бериллиевые блоки устанавливаются на опорную решётку толщиной 90 мм с помощью прорезей в хвостовиках. Вверху они центрируются при помощи выступов на верхней концевой детали.

1.2 Исследования на облучательной базе радиационного материаловедения

реактора ИР-8

Исследования в реакторе ИР-8 проводятся как на выведенных пучках нейтронов через горизонтальные экспериментальные каналы (ГЭК), так и в вертикальных экспериментальных каналах (ВЭК), установленных в активной зоне и отражателе.

На ИР-8 создана экспериментальная облучательная база радиационного материаловедения, которая позволяет проводить облучение конструкционных

материалов, осуществлять исследование ядерного топлива, получать радиоизотопы для медицинских целей [28].

В ИР-8 имеется 12 ГЭКов:

- 9 радиальных с внутренним диаметром 100 мм;

- 1 касательный сквозной с внутренним диаметром 150 мм;

- 1 радиальный с внутренним диаметром 230 мм;

- 1 криволинейный с внутренним диаметром 150 мм.

Облучения образцов различных материалов осуществляются в ЭК, установленных в:

- угловых ТВС активной зоны (в ячейках 2-2, 2-5, 5-2, 5-5);

- ячейки сменного бериллиевого отражателя;

- ВЭКи стационарного бериллиевого отражателя;

- ВЭКи за корпусом активной зоны.

Экспериментальная база реактора ИР-8 является удобной площадкой для проведения материаловедческих исследований сталей корпусов реакторов ВВЭР путём их ускоренного облучения. Эксперименты проводятся с заданными, контролируемыми и регулируемыми параметрами в условиях максимально приближённых к натурным. Величина потока нейтронов в активной зоне ИР-8 обеспечивает темп набора флюенса быстрых нейтронов в образцах в 50 - 400 раз быстрее по отношению к внутренней поверхности корпуса ЯЭУ ВВЭР [6, 28].

В настоящее время в атомной энергетике России реализуется программа продления срока эксплуатации действующих реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 [1]. Продление срока эксплуатации корпуса ВВЭР осуществляется на основании результатов структурных исследований конструкционной стали, из которой изготавливаются корпуса [31-39].

В ИР-8 были подвергнуты ускоренному облучению образцы основного металла корпуса и сварного шва. По результатам ускоренного облучения и материаловедческих исследований для корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 были обоснованы режимы и эффективность процедуры восстановительного

отжига [40, 41]. На основании комплекса проведённых материаловедческих исследований были увеличены предельные сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 с 45 до 60 лет [9], а реакторов ВВЭР-1000 вплоть до 60 [10, 11].

Инициированный в 2000 году Generation IV Interational Forum (GIF), задача которого к 2030 году предложить мировому сообществу ядерные энергетические системы, пригодные для коммерциализации, предложил 6 основных концепций новых реакторов 4-го поколения (Generation IV) [42, 43].

В реакторе ИР-8, помимо радиационных исследований образцов конструкционных материалов, возможно облучение образцов твэлов. В работе [19] показан имеющийся опыт облучения на базе ИР-8 таких образцов топливных композиций как ThO2-UO2, U-Zr , LiF-NaF-UF4 и U-Gd.

Несмотря на сложность проведения облучательных экспериментов с образцами твэлов, реактор ИР-8 является удобной площадкой для проведения перспективных разработок твэлов ЯЭУ нового поколения [44-48].

Помимо изучения поведения новых конструкционных материалов и топливных композиций под облучением, осуществляется мониторинг нейтронно-физических параметров облучения элементов конструкции реактора ИР-8 с целью определения остаточного ресурса несменяемых конструктивных элементов реактора ИР-8, важных для безопасности.

1.3 Экспериментальные ампульные устройства

Облучение образцов материалов в реакторе ИР-8 осуществляется с применением специальных экспериментальных устройств ампульного типа. АУ представляет из себя цилиндрический герметичный корпус, внутри которого имеются крепёжные элементы и приспособления для фиксации внутри испытуемых образцов. Внутренний объём АУ заполняется газом или водяным теплоносителем под давлением.

Основным преимуществом применения АУ при облучениях является их компактность. Однако, применение АУ ограничивает возможности воздействовать на параметры облучения в процессе экспериментов, что предъявляет высокие требования к планированию экспериментов и проектированию самих АУ. При длительных облучениях необходимо учитывать изменение в пределах ±10% от среднего уровня потоков нейтронов и гамма-квантов из-за хода рабочих органов СУЗ во время работы реактора, периодических перегрузок активной зоны, загрузки и выгрузки облучательных устройств в отражателе, а также времени стоянки [49].

Поэтому, с целью компенсации колебаний параметров в процессе экспериментов, необходимо осуществлять контроль и регулирование физических параметров испытуемых образцов.

В экспериментах с АУ для облучаемых образцов требуется установить, поддерживать и оперативно контролировать два основных параметра.

Первым параметром является набранный флюенс нейтронов в образцах [6, 36]. Для изучения изменений в микроструктуре конструкционных материалов ЯЭУ важно воздействие на них нейтронов быстрого спектра (Е>0,5 МэВ). Для образцов ядерного топлива важна величина флюенса тепловых нейтронов (Е<0,025 эВ).

АУ должны обеспечивать равномерное облучение по длине образцов при заданных нейтронно-физических параметрах, контролируемых и регулируемых температурах [45, 50, 51]. Одним из принципов модернизации конструкции АУ является максимальная её унификация так, чтобы каждая ампула могла быть установлена в любую ячейку отражателя или экспериментальный канал ТВС. Для достижения равномерного набора требуемой величины флюенса в образцах применяют следующие методы:

- установка АУ с образцами в разные ячейки отражателя и активной зоны ИР-8;

- поворот АУ в ячейке в процессе экспериментов;

- применение защитных экранов.

Вторым основным параметром облучательных экспериментов является температура образцов. Элементы ЯЭУ (твэлы, корпус, конструкционные элементы) эксплуатируются в условиях одновременного воздействия интенсивных потоков ионизирующего излучения и высокой температуры. Поэтому ресурс данных элементов в значительной мере определяется радиационным и термическим охрупчиванием [35, 38].

В АУ требуется поддержание «рабочих» уровней температур облучаемых образцов. Температуры в экспериментальных каналах ИР-8 значительно ниже температур в активной зоне ЯЭУ. Поэтому для достижения требуемых температур образцами при проектировании и планировании экспериментов рассчитывается баланс между источниками тепла в АУ и теплоотдачей от АУ к воде бассейна ИР-8. В АУ основными источниками тепла являются:

- поглощение гамма-излучения в образцах и конструкционных элементах АУ;

- реакция деления ядерного топлива в испытуемых образцах твэлов.

Теплоотдача от АУ к воде бассейна ИР-8 зависит от толщины корпуса АУ,

наличия страховочного корпуса и газового зазора, толщины водяного зазора между экспериментальным каналом и АУ, наличия в ячейке, куда установлено АУ, экранов, которые поглощают излучения определённых энергий, но при этом разогреваются.

1.3.1 Ампульные устройства для облучения конструкционных материалов

Для экспериментов по облучению конструкционных материалов в ИР-8 были разработаны АУ для использования в различных ячейках отражателя. Для проведения реакторных испытаний опытных образцов конструкционных материалов с многократным использованием АУ используется конструкция «Малахит», состоящая из постоянной (корпус, электронагреватель и защитный экран) и сменной (держатель с опытными образцами) частей. АУ типа РИМ предназначены для однократного облучения конструкционных материалов в

ячейках отражателя реактора ИР-8. Продольное и поперечное сечения АУ РИМ представлено на рисунке 1.3. Исследуемые образцы загружаются в цилиндрическую обойму, которая имеет сквозной вырез квадратного сечения. Для контроля температур в обойму на разной высоте заделывается 6 хромель-алюмелевых термопар. Поддержание заданного температурного режима образцов осуществляется 6 нагревателями, намотанными снаружи на обойму. Имеется 3 участка нагрева: верхний, центральный и нижний. Длины верхнего и нижнего участков нагрева одинаковы, а длина центрального - в два раза больше. На каждый участок приходится по два нагревателя, один из которых является резервным. Обойма с образцами и нагревателями помещается во внешнюю трубу АУ, где она фиксируется при помощи втулок и пружины. После чего внутренний объем заполняется гелием и герметизируется. Затем труба АУ помещается во внешний канал, фиксируется и АУ загружается в экспериментальный канал реактора ИР-8 для облучения [6].

Во время облучательных экспериментов воздействующее на испытуемые образцы гамма-излучение приводит к их разогреву. В результате, максимальная температура облучаемых образцов зависит от практически нерегулируемого тепловыделения в конструкционных материалах и в АУ могут возникать большие температурные градиенты. Однако, температуры, которых достигают в результате данного разогрева образцы материалов, оказываются меньше на 60-70 оС, чем при облучении данных материалов в условиях ЯЭУ ВВЭР [27, 28]. Для компенсации недогрева в работу включаются нагреватели АУ, регулируемые автоматикой.

АУ РИМ могут быть размещены в первом, втором, третьем или четвёртом ряду, и, соответственно, имеют обозначения РИМ-1, РИМ-2, РИМ-3 и РИМ-4. Для надёжного обеспечения облучения конструкционных материалов при заданной температуре в АУ РИМ-1, РИМ-2 и РИМ-3 необходимо устанавливать со стороны активной зоны реактора экраны (рисунок 1.4) из вольфрама, свинца или стали для снижения величины энерговыделения за счёт поглощения гамма-излучения в конструкционных элементах АУ.

Образцы

а) б)

Рисунок 1.3. Поперечное (а) и продольное (б) сечение АУ типа РИМ: 1 - испытуемые образцы; 2 - обойма АУ; 3 - нагреватели; 4 - внешняя труба АУ

1 Р76 2

а)

б)

Рисунок 1.4. Поперечное сечение защитного экрана для облучения опытных образцов в АУ РИМ-1 (а) и РИМ-2, РИМ-3 (б): 1 - внешняя оболочка; 2 - поглощающие стержни из вольфрама (РИМ-1, РИМ-2) или из стали (РИМ-3); 3 -вытеснитель; 4 - внутренняя оболочка; 5 - датчик ДПЗ

АУ РИМ-1 предназначено для облучения набора четырёх одиночных образцов типа Шарпи сечением 10х10 мм2 и длиной 55 мм, расположенных друг на друге по высоте ампулы. Внешний диаметр АУ РИМ-1 составляет 32 мм. АУ РИМ-2 и РИМ-3 (рисунок 1.3) предназначены для облучения четырёх образцов типа Шарпи квадратного сечения 10х10 мм2 и длиной до 55 мм, установленных в четырёх секциях обоймы, разделённых проставками с мониторами нейтронного потока. АУ РИМ-2 и РИМ-3 имеют внешний диаметр 45 мм.

1.3.2 Ампульные устройства для облучения опытных твэлов

Для облучения образцов твэлов в ИР-8 также применяются герметичные АУ (рисунок 1.5). Исследуемые твэлы размещаются внутри объема АУ, заполненного водой под давлением для улучшения теплоотвода.

Рисунок 1.5. Принципиальная схема АУ для облучения цилиндрических твэлов: 1 - датчик давления; 2 - газовый объем; 3 - датчик активности воды; 4 - вода; 5 -верхняя решетка; 6 - датчик удлинения; 7 - опытный твэл; 8 - нижняя решетка

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Трофимчук Владислав Владимирович, 2023 год

Ячейка с АУ Источник

Активная зона Вольфрам Сталь

7-3 54% 2% 44%

7-4 25% 5% 70%

В таблице 3.13 представлены данные по вкладу запаздывающего гамма-излучения в суммарное радиационное энерговыделение в АУ РИМ.

Таблица 3.13 - Вклад в энерговыделение от запаздывающего гамма-излучения

Ячейка с АУ Источник запаздывающего гамма-излучения

Активная зона Вольфрам Сталь Сумма

7-3 6,3% 0,2% 5,1% 11,6%

7-4 3,0% 0,6% 8,6% 12,2%

Выводы к главе 3

В главе 3 представлены результаты расчётов энерговыделения от поглощения гамма-излучения в образцах конструкционных материалах, облучаемых в АУ РИМ реактора ИР-8.

Для подтверждения достоверности, получаемых при помощи программы MCU-PTR, расчётных данных радиационного энерговыделения в реакторе ИР-8 проведены калориметрические эксперименты. Сравнение полученных результатов показало согласованность расчётных данных с экспериментальными. Экспериментальное значение радиационного энерговыделения выше расчётного менее 4 % для образца из титана в ячейке 8-3 и не более 9 % для образца из нержавеющей стали в ячейке 8-5 при оценённой расчётной и экспериментальной погрешностях ~8 %.

Получено, что величина радиационного энерговыделения в термометрических образцах при облучении в ячейках 8-3 и 8-5 отражателя ИР-8 нормированная на 1 МВт мощности составляет:

- для образца из титана (0,37±0,03) Вт/см3;

- для образца из нержавеющей стали (0,50±0,04) Вт/см3.

При этом сравнение, рассчитанных на основе радиационного энерговыделения и полученных в ходе экспериментов, температур в образцах показало отклонение менее 3%.

Результаты расчётов калориметрических экспериментов в реакторе ИР-8 продемонстрировали, что программа MCU-PTR с базой данный МОВРТ50 способна качественно моделировать радиационное энерговыделение в конструкционных материалах, а использование связки программы MCU-PTR с программным пакетом ANSYS позволяет с хорошей точностью проводить предварительный анализ и подтверждение тепловых режимов облучательных экспериментов в реакторе ИР-8.

Расчётным путём получены распределения энерговыделения от поглощения мгновенного гамма-излучения в образцах конструкционных материалов и элементах АУ РИМ, облученных в рабочих загрузках ИР-8 №2019-04, №2021-03 и №2021 -09. По рассчитанным в Главе 2 интенсивностям и спектрам запаздывающего гамма-излучения рассчитаны распределения энерговыделения в АУ от различных источников. Показано, что энерговыделение в АУ РИМ запаздывающей составляющей гамма-излучения составляет 12% от суммарного. Анализ полученных результатов расчётов выявил, что профиль распределения радиационного энерговыделения зависит от рабочей загрузки активной зоны, конфигурации отражателя, режима работы реактора и расположения АУ относительно экранов по высоте.

ГЛАВА 4. Расчётное обоснование и сопровождение облучательных

экспериментов в ИР-8

4.1 Применение мультифизичного подхода к моделированию процессов в

реакторе

Для расчётного обоснования надёжности и безопасности как современных ЯЭУ, так и ЯЭУ нового поколения требуется применение высокоточных расчётных программ.

До начала девяностых годов прошлого века из-за ограниченности вычислительных ресурсов при моделировании АЭС рассматривался подробно только один физический процесс, а учёт других физических процессов был представлен в виде упрощённых физических приближений, граничных условий и параметризированных или фиксированных значений [91]. Возможности современной вычислительной техники позволили практически приступить к задаче создания мультифизичных кодов. Под мультифизичным кодом понимается интегральное программное средство, которое в области ЯЭУ приложений объединяет нейтронно-физический модуль, теплогидравлический контурный модуль, а также модули расчета образования продуктов деления, активации продуктов коррозии и т.п. [92]

Традиционное мультифизичное моделирование включает, как правило, не более двух физических явлений, смоделированных с высокой точностью. Примером традиционного связанного расчета является нейтронно-физический и теплогидравлический расчет в масштабе топливной сборки (канала) [91].

В рамках расчётного моделирования процессов в реакторе ИР-8 до сих пор рассматривается применение программ и расчётных средств, предназначенных для моделирования только одного типа физических явлений:

- нейтронной-физики активной зоны и отражателя ИР-8 (прецизионная программа MCU-PTR, реализующая метод Монте-Карло);

- теплофизики ТВС ИРТ-3М (аналитическая программа ASTRA-W3);

- теплогидравлики первого контура ИР-8 (одномерный код ATHLET).

В рамках расчётного сопровождения работы ИР-8 этого достаточно. Современные задачи экспериментальной облучательной базы реактора ИР-8 требуют обоснования возможности проведения, безопасности и расчётного сопровождения экспериментов по испытанию конструкционных и других материалов, исследованию опытных твэлов [48], наработке радиоизотопов. Зачастую требуется разработка нестандартных АУ сложных конструкций. Помимо моделирования процессов внутри АУ необходимо учитывать воздействие внешних условий на АУ (теплоотдача к воде бассейна реактора, поток нейтронов и т.д.). Все это требует применение как минимум традиционного мультифизичного подхода к расчётному сопровождению облучательных экспериментов в реакторе ИР-8.

4.2 Описание связки MCU-PTR и ANSYS

При организации мультифизичной связки между двумя кодами необходимо выбрать величины, которые будут в ходе расчётов передаваться из одного кода в другой, для создания последовательных алгоритмов расчётов или итерационных циклов с условиями достижения сходимости и прекращения расчётов.

В задачах расчётного обоснования параметров облучательных экспериментов на ИР-8 требуется определение флюенса и температурного режима образцов. В программном пакете ANSYS CFX для расчётов температур необходимо задать источники тепла и их характеристики [93, 94]. Основными источниками тепла являются реакция деления ядерного топлива в опытных твэлах и поглощение гамма-излучения в образцах конструкционных материалов и элементах конструкции АУ. Для определения характеристик источников тепла в АУ используется программа MCU-PTR. На рисунке 4.1 показана схема организации связки расчётных кодов.

Рисунок 4.1. Схема связки MCU-PTR и ANSYS для моделирования облучательных экспериментов в ИР-8

4.3 Разработка расчётных теплогидравлических моделей АУ для А^У8

Проведение расчётов с использованием программных средств требует создания расчетной математической модели, где описываются геометрия моделируемого объекта и свойства взаимодействующих элементов для решения уравнений, описывающих физические процессы и явления. Реальная геометрия отдельных элементов моделируемого объекта, может быть довольно сложной, и не все программные пакеты для создания трёхмерной геометрии могут её повторить. Так же полное отображение реальной конструкции в расчётной модели может привести к очень большому количеству элементов расчётной сетки, что в свою очередь приведёт к увеличению времени счёта и затрат вычислительных ресурсов [95, 96].

На рисунках 4.2 - 4.4 представлена созданная трёхмерная расчётная модель. Созданная геометрия полностью соответствует реальной геометрии АУ, за

исключением некоторых элементов, имеющих сложную геометрию, отображение которых практически не влияет на точность расчетов:

• Концевые детали (пружины и шайбы), фиксирующие обойму внутри корпуса АУ.

• Электронагревательные элементы, состоящие из нагревательного элемента, внешней засыпки и оболочки.

Сами нагреватели смоделированы в форме спиралей в полном соответствии с документацией на АУ, однако в расчетной модели нет разделения на составляющие элементы нагревателей по сечению, в связи с чем он выполнен сплошным с усредненными теплофизическими свойствами.

Рисунок 4.2. Продольное сечение трёхмерной теплогидравлической модели АУ: 1 - образцы; 2 - концевые детали, фиксирующие обойму; 3 - нагреватель

Рисунок 4.3. Поперечное сечение трёхмерной теплогидравлической модели АУ

Рисунок 4.4. Схема нумерации нагревателей в расчётной модели АУ: 1 - нижняя зона нагрева; 2 - центральная зона нагрева; 3 - верхняя зона нагрева.

В работе использованы теплофизические свойства материалов и веществ в АУ из данных источников [97-101].

4.4 Валидация теплогидравлических моделей АУ

Как уже было отмечено, применение программного пакета АКБУБ СБХ для теплофизических и гидродинамических расчётов является новым в рамках расчётного сопровождения облучательных экспериментов в реакторе ИР-8. Поскольку программный пакет АКБУБ и, в частности, его СБЭ модуль СБХ являются сертифицированным универсальным расчётным инструментом инженерного анализа, то в работе не рассматривается верификация данного программного средства. Вновь разработанные трёхмерные расчётные модели АУ должны пройти процедуру валидации, чтобы определить, насколько физические явления и законы, включённые в расчётную модель, соответствуют постановке исходной задачи и достаточны для получения требуемых решений.

4.4.1 Валидация расчётной модели на результатах стендовых испытаний

Перед началом облучательных экспериментов с конструкционными материалами на ИР-8, проводится подготовка АУ, которая заключается в проверке

её герметичности и работоспособности электронагревательного и измерительного оборудования при помощи специального теплового стенда (рисунок 4.5).

Тепловой стенд представляет из себя вертикальный канал с проточной водой. АУ без образцов загружается в данный канал с подключением выводов нагревателей и термопар к источнику питания и измерительному оборудованию соответственно. Внутренний объём АУ заполняется воздухом вместо гелия, который используется в реакторных экспериментах. Проверка каждого нагревателя проводится путём подачи напряжения на него, выхода в стационарный тепловой режим и контролем за распределением температуры внутри обоймы АУ в месте заделки термопар. После проверки одного нагревателя напряжение снимается, производится расхолаживание АУ и проводится проверка следующего нагревателя.

ю

Рисунок 4.5. Схема теплового стенда 1 - АУ; 2 - охлаждающая рубашка стенда; 3 - входной штуцер для охлаждающей воды; 4 - нагреватель АУ; 5 - термопары в кожухе АУ; 6 - выходной штуцер для охлаждающей воды; 7 - измеритель мощности электронагревателя; 8 -регулировочный автотрансформатор; 9 - изолирующий трансформатор; 10 -измеритель показаний термопар

Проведена серия из шести экспериментов на тепловом стенде по проверке нагревателей АУ. Результаты экспериментального определения температуры в АУ на тепловом стенде использованы для валидации теплогидравлической расчётной модели. Исходные данные представлены в таблице 4.1. Измеренные распределения температур в обойме АУ приведены в таблице 4.2.

Таблица 4.1 - Исходные данные испытаний на тепловом стенде

№ нагревателя Зона нагрева Мощность Температура воды на

нагревателя, Вт входе в стенд, оС

1 нижняя 96 17,3

2 нижняя 106 9,0

3 центральная 169 17,0

4 центральная 175 9,0

5 верхняя 108 9,0

6 верхняя 131 9,0

Таблица 4.2 - Результаты экспериментов

№ нагревателя Расположение ТП от низа обоймы, см ТП 1 ТП 2 ТП 3 ТП 4 ТП 5 ТП 6

1 2,0 162,4 144,7 97,1 45,2 34,3 29,7

2 5,5 170,1 153,9 102,2 44,9 33,4 28,5

3 10,4 104,3 135,1 188,0 179,0 124,0 97,8

4 18,9 99,5 130,3 186,0 183,7 126,9 98,8

5 24,8 23,7 27,6 37,4 97,4 154,1 172,8

6 28,5 24,2 28,5 39,9 110,4 175,7 193,2

На рисунках 4.6 - 4.8 представлены распределения температур по высоте обоймы АУ при работе нагревателей соответственно нижней, центральной и верхней зон нагрева.

180 160 о 140 Й120

& 100 р

е п

е

н

80 60 40 20

^"Расчет

• Эксперимент

•

Расчет Эксперимент

0 10 20 30 Высота от низа обоймы, см

а)

0 10 20 30 Высота от низа обоймы, см

б)

Рисунок 4.6. Распределение температур по высоте обоймы при работе

нагревателей №1 (а) и №2 (б)

220

200 С

° 180 а

рут160

а

ё 140

I 120 100 80

• Эксперимен т

О _____

V-

] X-

/

/ \

г ч

220

200 С

% 180 а

рут160

а р

е п

Расчет Эксперимент

140

н 120

100 80

0 10 20 30 Высота от низа обоймы, см

а)

0 10 20 30 Высота от низа обоймы, см

б)

Рисунок 4.7. Распределение температур по высоте обоймы при работе нагревателя

№3 (а) и №4 (б)

а) б)

Рисунок 4.8. Распределение температур по высоте обоймы при работе нагревателя

№5 (а) и №6 (б)

Из представленных данных видно, что результаты моделирования в ANSYS CFX в целом хорошо согласуются с экспериментом. Среднее отклонение результатов расчёта температур от эксперимента составляет 4,6 оС (7,3%). Погрешность хромель-алюмелевых термопар в диапазоне измерений от -40 до +333 оС 2 класса допуска составляет ±2,5 оС.

Таким образом, представленные результаты свидетельствуют о работоспособности теплогидравлической модели АУ для облучения образцов конструкционных материалов.

4.4.2 Валидация результатов расчётного моделирования на данных

реакторных исследований

После проверки на тепловом стенде в АУ были загружены образцы конструкционной стали для облучения на реакторе. Затем АУ было установлено в экспериментальный канал ячейки 7-4 рабочей загрузки реактора ИР-8 №2019-04 (рисунок 3.14). Для проверки корректной работоспособности электронагревательного оборудования АУ во время очередной остановки ИР-8

автоматика, регулирующая режим работы нагревателей АУ, была отключена и вместо неё подключен ЛАТР. Далее проведён вывод АУ в стационарный тепловой режим и измерены температуры обоймы АУ (таблица 4.3). Температура охлаждающей воды на входе в активную зону составляла 20 оС.

Таблица 4.3 - Результаты измерений температуры в АУ РИМ в ячейке 7-4

№ нагревателя Мощность нагревателя, Вт № ТП Температура, оС

1 98 1 95

2 0 2 100

3 102 3 99

4 0 4 98

5 96 5 100

6 0 6 89

На рисунке 4.9 представлено распределение температуры в обойме АУ, установленного в ЭК в отражателе ИР-8, в процессе проверки электронагревателей.

110

0 50 100 150 200 250 300 350 Высота от низа обоймы, мм

Рисунок 4.9. Распределение температур по высоте обоймы при работе

нагревателей

Расчётное распределение температур в обойме АУ характерно экспериментальному, а среднее отклонение данных составляет 2,8 %, что подтверждает работоспособность созданной теплогидравлической модели АУ.

4.5 Применение разработанного мультифизичного подхода к расчётному моделированию облучательных экспериментов с конструкционными

материалами

Проведены расчёты распределений температур в АУ с образцами конструкционных материалов во время их облучения в ИР-8 [102]. Экспериментальные данные по измерению температур получены для разных режимов работы и загрузок реактора ИР-8, для ячеек первого (6-4) и второго (7-3, 7-4, 7-5) ряда сменного отражателя, куда устанавливались АУ с образцами, в следующие моменты времени:

- 13 мая 2019 г. для АУ в ячейке 7-4 рабочей загрузки №2019-04 во время пуска реактора при мощности 5,5 МВт;

- 22 апреля 2021г. для АУ в ячейках 7-3 и 7-5 рабочей загрузки №2021-03 при мощности реактора 7,5 МВт;

- 7 мая 2021г. для АУ в ячейке 6-4 рабочей загрузки №2021-03 при мощности реактора 7,1 МВт;

- 26 мая 2021г. для АУ в ячейке 7-4 рабочей загрузки №2021-03 при мощности реактора 7,3 МВт;

- 28 сентября 2021 г для АУ в ячейке 7-3 рабочей загрузки №2021 -09 при мощности реактора 7,1 МВт;

- 1 октября 2021 г для АУ в ячейке 7-4 рабочей загрузки №2021-09 при мощности реактора 7,1 МВт.

4.5.1 Определение поля температуры в образцах конструкционных

материалов

Как уже отмечалось, во время облучения конструкционных материалов корпуса реактора необходимо обеспечить требуемую температуру образцов в АУ в заданном диапазоне. Неравномерность поля гамма-излучения может привести к неравномерности энерговыделения по высоте и по азимуту образцов, которые, в

свою очередь, приведут к возникновению температурных градиентов внутри АУ. Для контроля температур в АУ предусмотрены термопары, заделываемые в обойму АУ.

Расчётное моделирование распределения температур выполнено для АУ, расположенных в первых двух рядах отражателя реактора ИР-8. Для оценки корректности разработанных моделей проводится сравнение расчётных данных с экспериментальными. Для проведения температурных расчётов в качестве исходных данных использованы высотные распределения энерговыделений от поглощения гамма-излучения, представленные в разделах 3.4.3 и 3.4.4.

4.5.2 АУ в ячейке 6-4

На рисунке 4.10 представлено распределение температур в обойме АУ в ячейке 6-4 для загрузки ИР-8 №2021-03 на 07.05.2021.

Рисунок 4.10. Распределение температур в обойме АУ в ячейке 6-4

Из рисунка 4.10 видно, что в целом кривая распределения температур, полученная расчётным путём, согласуется с экспериментальными данными. Средняя величина отклонения результатов составляет 3%.

Поскольку термопары заделываются в пазы снаружи обоймы АУ, то для определения разницы между показаниями термопар и реальной температурой образцов на трёхмерной модели АУ проведено изучение перепада температур между обоймой и образцами. На рисунке 4.11 представлено распределение температур в продольном и поперечном сечении обоймы и образцов на уровне максимума температуры.

а)

б)

Рисунок 4.11. Распределение температур в продольном(а) и поперечном

сечении(б) обоймы и образцов в АУ в ячейке 6-4 Из рисунка 4.11 видно, что максимальная температура образцов составляет 406 оС. Из рисунка 4.10 видно, что максимальная температура в обойме: расчётная 401 оС;

- измеренная 405 оС.

Необходимо учитывать, что термопары в обойме АУ располагаются по разным азимутам. Из рисунка 4.11 перепад температур по внешней стороне обоймы составляет ~ 2оС, а максимальный перепад между внешней стороной обоймы и центром образцов составляет ~6°С.

Таким образом для данного АУ на основе измеренных температур и определённых в расчёте перепадов температуры между обоймой и образцами определен температурный режим облучения образцов: (388 - 411)оС.

На рисунке 4.12 показано высотное распределение температур в обойме АУ РИМ для загрузок ИР-8 №2021-03 на 22.04.2021 и №2021-09 на 28.09.2021.

340

С330

а

& 320

&

ё 310 м е

н 300

290

0

С

300 295

а, 290 р

& 285 р

е

мп280 е

Н 275 270

0

Расчёт Эксперимент

Образцы

5

10 15 20 25 Высота от низа обоймы, см

а)

• Эксперимент

Образцы

5

10

15

20

25

30

30

Высота от низа обоймы, см б)

Рисунок 4.12. Распределение температур в обойме АУ в ячейке 7-3 в загрузке

№2021-03 (а) и №2021-09 (б)

Для представленных на рисунке 4.12 высотных распределений температуры среднее отклонение результатов расчёта от данных эксперимента составляет 2%

для загрузки №2021-03 и 1% для загрузки №2021-09. При этом на уровне образцов наблюдается хорошее согласование расчётов с экспериментом.

Для определения перепада температур между обоймой и образцами на рисунке 4.13 и 4.14 представлены распределения температур в продольном и поперечном сечении обоймы и образцов на уровне максимума температуры.

а) б)

Рисунок 4.13. Распределение температур в продольном(а) и поперечном сечении(б) обоймы и образцов в АУ в ячейке 7-3 в загрузке №2021-03

а) б)

Рисунок 4.14. Распределение температур в продольном(а) и поперечном сечении(б) обоймы и образцов в АУ в ячейке 7-3 в загрузке №2021 -09

Температурный режим облучения образцов в ячейке 7-3 для различных загрузок реактора приведён в таблице 4.4.

Таблица 4.4 - Температуры в АУ в ячейке 7-3

Параметр Загрузка ИР-8

2021-03 2021-09

Максимальная температура образцов, оС 332,1 296,4

Перепад температур по внешней стороне обоймы, оС 0,6 1,2

Максимальный перепад между внешней стороной обоймы и центром образцов, оС 1,4 4,9

Отличие между температурой образцов и показанием термопар, оС до 2,0 до 6,0

Температурный режим облучения образцов, оС 318-331 289-298

4.5.4 АУ в ячейке 7-4

На рисунке 4.15 представлены данные по высотному распределению температур в обойме АУ, полученные расчётным путём для загрузки ИР-8 № 2019-04 на 13.05.2019.

190

0 5 10 15 20 25 30 35 Высота от низа обоймы, см

Рисунок 4.15. Распределение температур в обойме АУ в ячейке 7-4 в загрузке

№2019-04

Среднее отклонение результатов определения температур в обойме АУ на рисунке 4.15 составляет 3 %, а расчётные данные в целом согласуются с экспериментальными. Представленная на рисунке 4.15 неравномерность

высотного распределения температуры связана с расположением экранов в отражателе и переходным режимом работы реактора в момент измерения температур. Поскольку нормировка радиационного энерговыделения ведётся на действительный уровень мощности реактора, то добавку к неопределённости вносит погрешность определения мощности, которая оценивается в 6,0%.

В связи с этим подтверждение температурного режима облучения образцов для данного АУ не проводилось.

На рисунке 4.16 представлено распределение температур в обойме АУ, полученное в расчётах и в сравнении с экспериментальными результатами для загрузок ИР-8 №2021-03 на 26.05.2021 и №2021-09 на 01.10.2021.

410 -1-1-1-1-1-1-

0 400 ----

о

£ 390 ----

Й 380 ----

!370 е

н 360 ----

350

Расчёт Эксперимент

Образцы

0

5

10 15 20 25 Высота от низа обоймы, см

а)

30

300 295

и

290

1285 ер280

п

ем275

н

270 265

Расчёт Эксперимент

Образцы

0

5

10 15 20 25 Высота от низа обоймы, см

б)

30

Рисунок 4.16. Распределение температур в обойме АУ в ячейке 7-4 в загрузке

№2021-03(а) и №2021-09(б)

Из рисунка 4.16 видно в целом совпадение расчётных данных с экспериментальными. Средняя величина отклонения результатов составила не более 2%.

На рисунках 4.17 и 4.18 представлены распределения температур в продольном и поперечном сечении обоймы и образцов на уровне максимума температуры для АУ, облучаемых в загрузках №2021-03 и №2021 -09.

Рисунок 4.17. Распределение температур в продольном сечении(а) и в поперечном сечении(б) обоймы и образцов в АУ в ячейке 7-4 в загрузке №2021-03

а) б)

Рисунок 4.18. Распределение температур в продольном сечении(а) и в поперечном сечении(б) обоймы и образцов в АУ в ячейке 7-4 в загрузке №2021 -09

Температурный режим облучения образцов в ячейке 7-4 для различных загрузок реактора приведён в таблице 4.5.

Таблица 4.5 - Температуры в АУ в ячейке 7-4

Параметр Загрузка ИР-8

2021-03 2021-09

Максимальная температура образцов, оС 402,3 292,5

Перепад температур по внешней стороне обоймы, оС 1,8 0,7

Максимальный перепад между внешней стороной обоймы и центром образцов, оС 2,3 3,0

Отличие между температурой образцов и показанием термопар, оС до 4,0 до 4,0

Температурный режим облучения образцов, оС 390-404 285-293

4.5.5 АУ в ячейке 7-5

На рисунке 4.19 показано высотное распределение температур в АУ в обойме

АУ в ячейке 7-5 в сравнение с экспериментальными данными для загрузки ИР-8

№2021-03 на 22.04.2021.

350 340

330 ----

и

320 ----

а

рту310

& 300 ----

| 290 ----

Т 280

270 260

0

Расчёт Эксперимент

Образцы

5

10

15

20

25

30

Высота от низа обоймы, см Рисунок 4.19. Распределение температур в обойме АУ в ячейке 7-5

Из рисунка 4.19 видно, что наблюдается хорошее согласование результатов расчётов с экспериментальными данными. Средняя величина отклонения результатов составила 1 %.

Для определения температурного перепада между обоймой и образцами на рисунке 4.20 представлены распределения температур в продольном и поперечном сечениях АУ на уровне максимума температуры.

а) б)

Рисунок 4.20. Распределение температур в продольном сечении(а) и в поперечном сечении(б) обоймы и образцов в АУ в ячейке 7-5

Из представленных рисунков видно, что максимальная температура образцов в АУ, облучаемом в загрузке №2021-03, составила 340,1 оС, перепад температур по внешней стороне обоймы ~1,0 оС, максимальный перепад между внешней стороной обоймы и центром образцов ~1,3 оС. Для данного АУ разница между показаниями термопар и реальной температурой образцов может достигать 2,0 оС. Температурный режим облучения образцов: (320-333) оС.

Выводы к главе 4

В главе 4 представлены результаты расчётов температурных режимов облучения образцов конструкционных материалов в АУ РИМ с применением разработанного мультифизичного подхода для различных рабочих загрузок реактора ИР-8. Проведена валидация разработанных расчётных трёхмерных моделей АУ для программного пакета АКБУБ на экспериментальных результатах.

Валидация на результатах стендовых испытаний АУ показала максимальное отклонение рассчитанных температур от измеренных в обойме менее 5 оС. Сделаны

выводы о достаточной степени детализации расчётной модели и корректности моделирования процессов теплопередачи во внутреннем объёме АУ РИМ.

Валидация мультифизичной связки нейтронно-физической и теплогидравлической моделей на результатах реакторных измерений температур в АУ показала отклонение расчётных распределений температуры от экспериментальных:

- до 17 оС при работе ИР-8 на стационарном уровне мощности;

- до 7 оС при переходном режиме работы.

Используя рассчитанные в главе 3 распределения радиационного энерговыделения проведены расчёты полей температуры в АУ РИМ рабочих загрузок №2019-04, №2021-03 и №2021-09. По полученным температурным данным определены перепады температуры между местами заделки термопар в обойме АУ и облучаемыми образцами. На основании расчётных и экспериментальных данных подтверждены температурные режимы облучения образцов:

• 388-411°С для АУ в ячейке 6-4 и 390-404°С для АУ в ячейке 7-4 рабочей загрузки №2021-03, при требуемом температурном режиме (400±10) оС;

• 318-331оС для АУ в ячейке 7-3 и 320-333оС для АУ в ячейке 7-5 рабочей загрузки №2021-03, при требуемом температурном режиме (330±10) оС;

• 289-298оС для АУ в ячейке 7-3 и 285-293оС для АУ в ячейке 7-4 рабочей загрузки №2021 -09, при требуемом температурном режиме (290±10)оС.

Работа посвящена расчётному обоснованию физических параметров облучательных экспериментов в реакторе ИР-8 с учётом радиационного энерговыделения за счёт мгновенного и запаздывающего гамма-излучения с применением мультифизичной связки из современных расчётных программ. Результатом работы является следующее:

1. Автором разработан усовершенствованный подход к моделированию облучательных экспериментов в реакторе ИР-8 на основе мультифизичной связки прецизионной программы MCU-PTR, реализующей метод Монте-Карло, с базой данных MDBPT50 и программного пакета ANSYS, где решение уравнений осуществляется методом конечных элементов. Этот подход используется для определения детальных распределений флюенса нейтронов, энерговыделения и температуры в материалах опытных образцов, с учётом влияния изменения загрузки активной зоны и отражателя реактора на температурный режим облучения при подготовке и в процессе проведения реакторных исследований.

2. При помощи программы MCU-PTR и разработанной для каждого цикла работы расчётной модели реактора проведён вывод ИР-8 в равновесный цикл работы. На основе равновесной загрузки ИР-8 впервые проведён расчётный анализ характеристик мгновенного и запаздывающего гамма-излучения в экспериментальных каналах реактора, в результате которого получены спектры и интенсивность гамма-излучения и определена зависимость спада интегрального потока гамма-квантов при удалении от активной зоны. Интегральный поток мгновенных гамма-квантов при мощности реактора 1 МВт составляет (5,5 ^ 7,3) • 1013 см-2 с-1 в ячейках активной зоны; (2,3 ^ 5,0) • 1013 и (0,2 ^ 2,8) • 1013 см-2 с-1 в ячейках первого и второго ряда сменного отражателя соответственно. Установка блок-экрана из вольфрама вместо бериллиевого блока в первом ряду отражателя приводит к снижению потока

гамма-квантов во втором ряду в ~2,5 раза. Интегральный поток запаздывающих гамма-квантов во втором ряду отражателя примерно в 30 раз меньше потока мгновенных гамма-квантов. Полученные данные используются для оценок воздействия гамма-излучения на облучаемые образцы.

3. С помощью программы MCU-PTR проведено расчётное определение распределения энерговыделения за счёт поглощения мгновенного и запаздывающего гамма-излучения в калориметрических экспериментах в рабочей загрузке №2022-05А и в процессе облучения АУ с образцами конструкционных материалов в рабочих загрузках ИР-8 №2019-04, №2021-03 и №2021-09. Показано, что программа MCU-PTR способна качественно рассчитывать радиационное энерговыделение в реакторе ИР-8, а расчётно-экспериментальный подход, включающий мультифизичную связку программы MCU-PTR и программного пакета ANSYS, для расчётного сопровождения облучательных экспериментов может использоваться при анализе тепловых режимов в АУ. При этом отклонение расчётных данных энерговыделения от экспериментальных составляет не более 3%. Для облучательных экспериментов получено, что в расчётах температурных режимов облучения образцов необходимо учитывать вклад в суммарное энерговыделение от различных источников запаздывающего гамма-излучения, который составляет ~ 12%.

4. Для теплогидравлических расчётов по программному пакету ANSYS проведена валидация разработанных расчётных моделей АУ на результатах стендовых и реакторных испытаний. Сравнение результатов расчётов с экспериментальными данными показало среднее отклонение 4,6оС (7,3%). По результатам тестирования сделаны выводы о корректной работоспособности разработанных расчётных моделей.

5. С использованием мультифизичной связки программ проведены расчёты и подтверждены различные температурные режимы образцов конструкционных

материалов в АУ РИМ, которые облучались в рабочих загрузках реактора ИР-8 №2019-04, №2021-03 и №2021-09. Разница температур, измеренных термопарами в обойме АУ и рассчитанных при помощи ANSYS по данным радиационного энерговыделения, не превышает 3% в процессе выхода реактора ИР-8 в стационарный режим работы. В стационарном режиме температуры практически совпадают. Определена величина отклонения показаний термопар, заделанных в обойме, от температуры образцов. Показано, что требования к точности поддержания температур образцов конструкционных материалов корпусов реактора ВВЭР не хуже ±10 оС при облучении в реакторе ИР-8 выполняются. Продемонстрировано, что такой подход к совместному расчётному и экспериментальному сопровождению облучательных экспериментов является хорошим инструментом для анализа тепловых режимов АУ с образцами конструкционных материалов в реакторе ИР-8.

Представленный усовершенствованный подход к расчётному сопровождению реакторных исследований в ИР-8 используется на стадии разработки конструкций АУ с целью определения требуемого профиля энерговыделения и температуры, выбора ячеек для проведения облучательных экспериментов, а также при проведении расчётных оценок параметров облучений различных образцов новых конструкционных материалов и твэлов, в том числе для перспективных ЯЭУ IV поколения. Связка MCU-PTR и ANSYS в настоящее время используется для предварительных обоснований возможности обеспечения требуемых заказчиком физических параметров (флюенс, температура, время облучения, активность) при запросах на облучение самого разного типа материалов (шаровые микротвэлы, бетон, радиофармпрепараты, изотопы различного назначения и т.п.) в экспериментальных каналах реактора ИР-8.

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

АЭС - атомная электростанция;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка;

СКД - сверхкритическое давление;

АУ - ампульное устройство;

ГЭК - горизонтальный экспериментальный канал;

АУ РИМ - ампульное устройство для радиационного исследования материалов;

ИЯР - исследовательский ядерный реактор;

ТВС - тепловыделяющая сборка;

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент;

АР - автоматическое регулирование;

РР - ручное регулирование;

ВЭК - вертикальный экспериментальный канал;

СУЗ - система управления и защиты;

РО - рабочие органы;

GIF - Generation IV International Forum;

ДПЗ - детекторы прямого заряда;

PWR - pressurized water reactor (реактор с водой под давлением); BWR - boiling water reactor (реактор с кипящей водой); НФ параметры - нейтронно-физические параметры;

CAE - computer aids engineering (системы автоматического инженерного анализа);

CAD - computer aids design (системы автоматического проектирования); CAM - computer aids manufacturing (системы автоматического производства) ЭК - экспериментальный канал;

KERMA - kinetic energy release in materials (выделение кинетической энергии в материалах);

БЭ - блок-экран;

АС - автоматизированная система сбора и обработки экспериментальных данных;

ТП - термопара;

НАИ - нейтронно-активационный индикатор;

ТГ параметры - теплогидравлические параметры;

ОУ - облучательное устройство;

CFD - computational fluid dynamics modeling (расчётное моделирование динамики жидкостей);

ЛАТР - лабораторный автотрансформатор.

1. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года. Распоряжение Правительства РФ от 13 ноября 2009 г. №1715-р.

2. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А. и др. Механизмы изменения свойств материалов корпусов ВВЭР-440, -1000 в цикле облучение-восстановительный отжиг-облучение // Атомная энергия. -2018, -Т. 125, № 2. -с. 89-95.

3. Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А. и др. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440 после отжига. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. -2017. -Вып. 2. -с. 67-78.

4. Erak, D.Y., Zhurko, D.A. & Papina, V.B. Interpretation of Accelerated Irradiation Results for Materials of WWER-1000 Reactor Pressure Vessels. Strength Mater 45, 424-432 (2013).

5. Gurovich B., Kuleshova E., Shtrombakh Y. et al. Evolution of microstructure and mechanical properties of VVER-1000 RPV steels under re-irradiation // Journal of Nuclear Materials. 2015. No. 456. p. 373-381.

6. Яковлев В.В., Ерак Д.Ю., Абрамов А.Н., и др. Техника и методы испытаний конструкционных материалов на исследовательском реакторе ИР-8 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. -2017. -Вып. 3. -с. 58-64.

7. Kuleshova E. A., Gurovich B. A., Lavrukhina Z. V. et al. Study of the flux effect nature for VVER-1000 RPV welds with high nickel content // Journal of Nuclear Materials. 2017. № 483. p. 1-12.

8. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Кулешова Е.А. и др. Экспериментальная оценка эффективности проведения восстановительного отжига корпусов ВВЭР-1000//Атомная энергия. -2010. -Т. 109. -Вып. 4. -с. 205-213.

9. Shtrombah Ya.I., Gurovich B.A., Erak D.Yu. Materials research for substantiation of life time extension for first-generation VVER-440 reactor pressure vessels to 60

years.// Proc. 10th Int. Scientific and Technical Conf. Safety and assurance of NPP with VVER, EDO "Gidropress", May 16-19, -2017.

10. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I. et al. Evolution of structure and properties of VVER-1000 RPV steels under accelerated irradiation up to beyond design fluences // J. Nucl. Mater.-2015. - Vol. 456. - p. 23-32.

11. Ерак Д.Ю., Гурович Б.А., Кулешова Е.А. и др. Процедура использования результатов ускоренного облучения для прогнозирования состояния материала сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000, соответствующего длительным временам эксплуатации // История науки и техники. -2013. -Т.8.-с. 153-162.

12. Курындин А. В., Киркин А. М., Каримов А. З., Маковский С. В. О подходах к регулированию безопасности применения толерантного ядерного топлива // Ядерная и радиационная безопасность. -2021. № 4 (102). -с. 13-23.

13. Zinkle, S.J., Terrani, K.A., Gehin, J.C. et al. Accident tolerant fuels for LWRs: A perspective // Journal of Nuclear Materials. 2014. № 448 (1-3), p. 374-379.

14. Karpyuk, L.A., Lysikov, A.V., Maslov, A.A. et al. Prospective Accident-Tolerant Uranium-Molybdenum Metal Fuel //At Energy. 2021. №130, p. 156-160.

15. Bragg-Sitton S.M. Development of advanced accident-tolerant fuels for commercial LWRs // Nucl. News. 2014. p. 83-91.

16. Ebrahimgol H., Aghaie M., Zolfaghari A. Evaluation of ATFs in core degradation of a PWR in unmitigated SBLOCA // Annals of Nuclear Energy. 2021. Volume 152. 107961.

17. Кириллов П.Л., Пиоро И. Поколение IV ядерных реакторов как основа для мирового производства электричества в будущем // Атомная техника за рубежом. -2014, № 2. -с. 3-12.

18. Глебов А.П. развитие атомной энергетики в России и мире с реакторами поколений 3+ и 4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы. -2020. № 1. -с. 77-93.

19. Яковлев В.В., Ерак Д.Ю., Гончаров Л.А. и др. Техника и методика исследований в реакторе ИР-8 поведения опытных твэлов с разными топливными композициями // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. -2017. -Вып.3. -с. 49-57.

20. Исследовательские ядерные установки России / под ред. Н.В. Архангельского, И.Т. Третьякова, В.Н. Федуллина. - М. : ОАО «НИКИЭТ», -2012. - 326с.

21. Самсонов Б.В., Цыканов В.А. Реакторные методы материаловедения.- М.: Энергоатомиздат, 1991. - 248с.

22. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1972. - 272с.

23. Андреев Б.М., Арефьев Д.Г., Баранов В.Ю. и др. Изотопы: свойства, получение, применение. В 2 т. Т. 1 / Под ред. В.Ю.Баранова. - М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. - 600с.

24. Чусов И.А., Шелегов А.С., Кочнов О.Ю. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2016. № 3. -с. 116-128.

25. Гончаров В.В., Рязанцев Е.П., Архангельский Н.В., Егоренков П.М.. Современное состояние и перспективы исследовательских ядерных реакторов в СССР. Препринт № IAEA-SM-310/101 доклада на Международном симпозиуме по безопасности, эксплуатации и модификации исследовательских реакторов, Канада, 1989г.

26. Гончаров В.В., Егоренков П.М., Архангельский Н.В. и др. Создание реактора ИР-8 в ИАЭ им. И.В. Курчатова (реконструкция реактора ИРТ-М). - В сб.: Совещание специалистов по обмену опытом реконструкции исследовательских реакторов в странах - членах СЭВ. М., -1984, с. 5-26.

27. Рязанцев Е.П., Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Экспериментальные возможности и перспективы использования реактора ИР-8 РНЦ «КИ» для

фундаментальных и прикладных исследований: препринт / - ИАЭ-6411/4, -2006.

28. Ерак Д.Ю., Яковлев В.В., Мурашов В.Н. и др. Развитие техники ускоренных радиационных испытаний конструкционных материалов с использованием уникальной установки - реактора ИР-8: препринт / - ИАЭ-6648/4, -2010.

29. Ерак Д.Ю., Насонов В.А., Талиев А.В. и др. Основные параметры реактора ИР-8 с АУ РИМ в отражателе: Препринт ИАЭ-6613/4, -2009. 28с.

30. Гончаров В.В. Экспериментальная база атомных реакторов и её развитие. Исследования и разработки в реакторных научных центрах. РНЦ «Курчатовский институт». Москва -1993. 14с.

31. Козлов Д.В., Голованов В.Н., Бунаков Н.А. Изменение свойств материала корпуса реактора ВВЭР-1000 под влиянием нейтронного облучения в исследовательских реакторах // Известия Самарского научного центра Российской академии наук, -2012, -Т. 14, № 4, -с. 1062-1067.

32. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. - М.: Атомиздат, 1973. - 263с.

33. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I. et al. Evolution of weld metals nanostructure and properties under irradiation and recovery annealing of VVER-type reactors // J. Nucl. Mater. -2013.-Vol. 434. -№1-3. -p. 72-84.

34. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В, Николаев Ю.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. М.: Энергоатомиздат, -1981. - 191с.

35. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А. и др. Связь служебных характеристик сталей корпусов ядерных реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных явлений и радиационные повреждения. -2013. № 2(84). -с. 3-10.

36. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Erak D.Yu. et al. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. -2009. -Vol. 389, -№ 3. -p. 490-496.

37. Крюков А.М., Рубцов В.С. Анализ эффекта флакса для оценки радиационного охрупчивания корпусов ВВЭР-440 // Ядерная и радиационная безопасность. -2018. -Т. 3, -№ 89. -с. 1-15.

38. Shtrombakh Ya.I., Gurovich B.A., Kuleshova E.A. et al. Thermal ageing mechanisms of VVER-1000 reactor pressure vessel steels // Journal of Nuclear Materials. -2014. № 452. -p. 348-358.

39. Крюков А.М., Рубцов В.С. Оценка эффективности низкотемпературного «мокрого» отжига корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Ядерная и радиационная безопасность. -2017. №3(85), -с. 26-34.