Методика конверсии исследовательских ядерных реакторов на этапе вывода из эксплуатации

В статье рассматривается проблема формирования научно-технических программ конверсии исследовательских ядерных установок на этапе вывода из эксплуатации, возникшая в аспекте обоснования возможности продления назначенного срока эксплуатации всех действующих исследовательских ядерных реакторов в России. Для решения данной проблемы предлагается методика, в состав которой входит информационная модель и процессное описание необходимых пошаговых действий, а также свод приложений в виде документов, обосновывающих наиболее оптимальные пути формирования проекта управления качеством процессов конверсии ИЯУ применительно к особым условиям жизненного цикла конкретных ядерных реакторов. Описывается общий вид методики: принципы и методы построения, структура. Приводится пример применения данной методики при конверсии исследовательского солевого растворного импульсного исследовательского реактора «Гидра» для этапа вывода из эксплуатации. Целью конверсии реактора «Гидра» является продление назначенного срока эксплуатации путем замены невосстанавливаемого оборудования – корпуса. Сформулированы основные критерии обоснования остаточного ресурса корпуса, которыми являются наличие запаса прочности материала корпуса с учетом набранного флюенса на более уязвимые участки и обоснование целостности и герметичности корпуса. Для наглядности концептуальная информационная модель методики обоснования безопасности процесса замены корпуса реактора «Гидра» представлена в виде диаграммы Исикавы. Методика представляет собой проведение ряда последовательных научно-технических мероприятий, исследований и конечное число поэтапных действий для достижения конечной цели – продления срока эксплуатации. Описываются этапы методики обоснования безопасности замены корпуса реактора «Гидра» такие, как «уточнение исходных данных», «выполнение расчетных исследований и лабораторных экспериментов», «уточнение требований методической документации» и «формирование плана работ» и «оформление лицензионных документов на эксплуатацию».

1. Хамаза А.А. Рискориентированный подход в регулирующей деятельности в области ядерной и радиационной безопасности. Радиация и риск. 2015;24(4):87–97. Режим доступа: http://radiation-and-risk.com/year2015/4/1189-8

2. Северцев Н.А., Юрков Н.К. Безопасность динамических систем на этапах жизненного цикла. Монография. Пенза: Изд-во ПГУ, 2023. 568 с. Режим доступа: https://elib.pnzgu.ru/library/1699606807 (дата обращения: 30.01.2024).

3. Файков Д.Ю., Байдаров Д.Ю. Диверсификация в атомной отрасли: современное состояние, особенности, перспективы. Научный вестник оборонно-промышленного комплекса России. 2021;2:41–48. Режим доступа: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=46289137 (дата обращения: 30.01.2024).

4. Сафронова Н.Н. Трансформация механизма управления энергетическими корпорациями в условиях становления рынка электроэнергетических ресурсов. Диссертация кандидата экономических наук по специальности 08.00.05. РГГУ. Москва, 2008. 147 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01004251370 (дата обращения: 30.01.2024).

5. Горлинский Ю.Е., Былкин Б.К., Кутьков В.А., Павленко В.И. Планирование вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок (Учет зарубежного опыта и рекомендаций МАГАТЭ). Москва: НИЦ «Курчатовский инcтитут», 2014. 69 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01006808122 (дата обращения: 30.01.2024).

6. Бойкова Т.В., Кочнов Ю.О., Мясников С.В., Петрунин Н.В., Терашкевич С.С. Эксплуатационный контроль состояния металла корпусов растворных реакторов в НИЦ «Курчатовский институт». Вопросы материаловедения. 2022;(4(112)):191–198. https://doi.org/10.22349/1994-6716-2022-112-4-191-198

7. Антонов А.Ю., Васильева С.В., Рубцов В.С., Тутнов И.А., Шпара И.А. Метод схематизации дефектов в кольцевых сварных соединениях трубопроводов. Наука и техника в газовой промышленности. 2022;4:82–89. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary_50001041_15889718.pdf (дата обращения: 30.01.2024).

8. Соболев А.В., Тутнов И.А., Царев В.С., Украинцев В.Ф. Метод интегральной оценки надежности оборудования и персонала энергоблока АЭС при длительном сроке эксплуатации. Атомная энергия. 2021;130(3):152–158. Режим доступа: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/4279/4857 (дата обращения: 30.01.2024).