Реактор ИБР-2 (импульсный быстрый реактор), расположенный в лаборатории нейтронной физики им. И.М. Франка в Дубне, является одним из крупнейших исследовательских реакторов в мире и играет важную роль в научных исследованиях. Благодаря своей уникальной технологии работы на быстрых нейтронах в импульсном режиме, ИБР-2 позволяет достигать высокой плотности нейтронов при меньшем энергопотреблении. В качестве теплоносителя для реактора используется жидкий натрий, переносимый электромагнитным насосом по первому и второму контуру.
Экспериментальные исследования на реакторе ИБР-2 проводятся с 80-х годов XX века, в связи с чем возникает необходимость в обосновании соответствия оборудования реактора современным нормам атомной отрасли. Для решения данной задачи целесообразно использовать методы математического моделирования реализованные в аттестованных программных средствах.
АО «ЦИФРА» имеет необходимые лицензии и сертифицированное ПО для выполнения расчётов напряженно-деформированного состояния оборудования объектов использования атомной энергии (ОИАЭ)
Оборудование реактора ИБР-2 работает в сложных режимах, испытывая влияние тепловых воздействий в широком диапазоне температур до 350 °C и повышенные давления, в том числе при заполнении теплоносителем. При расчёте напряженно-деформированного состояния (НДС) оборудования учтены следующие факторы:
- собственный вес оборудования;
- температура и давление жидкого натрия внутри оборудования;
- масса жидкого натрия внутри оборудования;
- силы и моменты, действующие на оборудование от присоединяемых трубопроводов;
- коррозия металла от взаимодействия с натрием на протяжение более 40 лет эксплуатации;
- закрепление оборудования, допускающее тепловое расширение.
Распределение приведенных напряжений в баке, фильтре и теплообменнике
В результате проведенных расчётов уникального оборудования реактора ИБР-2 получены распределения и значения приведенных напряжений, а также обоснована его прочность в соответствии с ПНАЭ Г-7-002-86 и ГОСТ 59115. Результаты расчётов использованы для обоснования продления ресурса эксплуатации оборудования реактора, а также подтверждения соответствия данного оборудования современным нормам атомной отрасли.
Изображение заголовка: Crystal Kwok на Unsplash
