Досвід України в аналізі механізмів деградації та ефектів старіння під час експлуатації дослідницьких реакторів
DOI:
https://doi.org/10.32918/nrs.2025.4(108).01Ключові слова:
управління старінням, дослідницькі реактори, TLAA, деградація, довгострокова експлуатаціяАнотація
Міжнародне агентство з атомної енергії (МАГАТЕ) проводить координовані дослідницькі проєкти як ефективний механізм об'єднання експертів з різних держав-членів для вирішення ключових проблем безпеки, пов'язаних з ядерними об'єктами. У цьому контексті окрема увага приділяється дослідницьким реакторам, де для забезпечення безперервної безпечної експлуатації необхідне глибше розуміння явищ старіння та застосування сучасних аналітичних підходів. Одним із перспективних напрямів є можливість застосування на практиці аналізів старіння, що визначають строк служби, так званих – TLAA (Time Limited Ageing Analysis), для довгострокової експлуатації та переоцінки безпеки дослідницьких реакторів. У цій статті описано перший крок реалізації нового координованого дослідницького проєкту МАГАТЕ «T34005. Розробка аналізів старіння, що визначають строк служби для підтримки безперервної безпечної експлуатації дослідницьких реакторів» за участю Державного науково-технічного центру ядерної та радіаційної безпеки (ДНТЦ ЯРБ), який на першому етапі проводить дослідження щодо розроблення та впровадження процедури TLAA для дослідницького реактора на етапі довгострокової експлуатації. Загальною метою дослідження, запропонованого ДНТЦ ЯРБ, є накопичення досвіду застосування TLAA для атомних електростанцій та підтвердження ефективності TLAA в процесі управління старінням, особливо для незмінного та унікального обладнання. Дотепер TLAA не використовується в Україні для управління старінням та переоцінки безпеки дослідницького реактора. Водночас перевірка застосовності критеріїв прийнятності TLAA демонструє можливість використання TLAA для конструкцій та компонентів дослідницьких реакторів. Для того, щоб розпочати застосування та впровадження TLAA на практиці для дослідницьких реакторів на етапі довгострокової експлуатації (наприклад, починаючи з 60 років експлуатації), необхідно провести та впровадити відповідні дослідження в роботу.
Завантаження
Посилання
1. Balashevska, Yu., Gumenyuk, D., Ovdiienko, Iu., Pecherytsia, O., Shevchenko, I., Yesypenko, Y., & Zhabin, O. (2021). Strengthening SSTC NRS scientific and technical potential through participation in IAEA coordinated research projects. Nuclear and Radiation Safety, 1(89), 5–13. https://doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).01.
2. Shugailo, O. (2023). Operational experience in degradation (ageing effects) and implementation of ageing management programmes for dry storage systems in Ukraine. Nuclear and Radiation Safety, 3(99), 43–55. https://doi.org/10.32918/nrs.2023.3(99).04.
3. Shugailo, O., & Smyshliaeva, S. (2025). Monitoring of spent fuel condition over long term storage. Nuclear and Radiation Safety, 1(105), 4–16. https://doi.org/10.32918/nrs.2025.1(105).01.
4. Report. Periodic safety reassessment of the INR VVR-M research reactor of the Academy of Sciences of Ukraine. Current technical condition of VVR-M reactor systems, structures and components. Safety factor No. 2 (SF-2). PPB.SF2.5-045-2022/23. Kyiv, 2023.
5. Kurmaz, O. (2016). [General view of the VVR-M research nuclear reactor at the Institute for Nuclear Research of the NAS of Ukraine (in 1960, the Nuclear Physics Department of the Institute of Physics of the Academy of Sciences of the Ukrainian SSR)] [Image]. National Museum “Chornobyl”. https://chornobyl-museum.kyiv.ua/upload/7/2/2/vmr-iiad-12-02-60-24-sait-korolevska-1-compr.pdf.
6. Kurmaz, O. (2016). [View of the technological cover of the reactor core vessel, where the transport channels, control rod channels, ionization chamber channels, as well as isotope and materials research channels are installed, along with the device for transferring spent fuel assemblies to the spent nuclear fuel storage facility. VVR-M nuclear reactor. Institute for Nuclear Research of the NAS of Ukraine] [Image]. National Museum “Chornobyl”. https://chornobyl-museum.kyiv.ua/upload/7/2/2/vmr-iiad-12-02-60-24-sait-korolevska-1-compr.pdf.
7. Institute for Nuclear Research of the Academy of Sciences of Ukraine (2009). Report on the safety reassessment of the VVR-M research reactor of the INR of the NAS of Ukraine (ZPB.5-010-08/09).
8. SOU NAEK 141:2023. Engineering, scientific and technical support. Aging management of components and structures at NPP unit. General requirements
9. SOU NAEK 080:2023. Operation of technological system. Long term operation of existing NPP units. General provisions;
10. SOU NAEK 186:2019. Requirements for structure and content of the periodic safety review report for NPP units.
11. Kukhotskyi, O., Ligotskyy, O., Shugailo, O-i, & Shepitchak, A. (2023). Regulatory framework on nuclear and radiation safety for research nuclear installations – status, prospects and approaches to harmonization. Nuclear and Radiation Safety, 4(100), 12–24. https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).02.
12. Ageing management for research reactors. IAEA Specific safety guide No. SSG-10. (2010).
13. Ageing management and development of a programme for long term operation of nuclear power plants. IAEA Safety Standards Series No. SSG-48. (2018).
14. Safe long term operation of nuclear power plants. IAEA Safety Report Series No. SRS-57. (2008). (Currently superseded by SSG-48).
15. Ageing management for nuclear power plants: International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL). IAEA Safety Report Series No. SRS-82 (Rev. 2). (2024).
16. Shugailo, O-i, Kazymyrska, O., Brik, D., Chumel, B., & Banko, S. (2021). The main requirements for TLAA and practice of their application in Ukraine and in the world. Nuclear and Radiation Safety, 2(90), 29–41. https://doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).04.
17. Research coordination meeting, CRP T34005 “Development of time limited ageing analysis to support continued safe operation of research reactors”. 24–28 February 2025, Vienna, Austria. Ref. No.: EVT2405020.
