Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.)

У доповіді зазначено, що науково-технічний супровід ядерної енергетики є надзвичайно важливим і потребує якісного та кількісного поліпшення. Наголошено, що організація наукових досліджень вимагає передусім скоординованої програми співробітництва установ Національної академії наук України з Націона...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :	Вісник НАН України
Дата:	2014
Автор:	Воєводін, В.М.
Формат:	Стаття
Мова:	Ukrainian
Опубліковано:	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України 2014
Теми:	З кафедри Президії НАН України
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/69863
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.) / В.М. Воєводін // Вісн. НАН України. — 2014. — № 8. — С. 25-32. — Бібліогр.: 5 назв. — укр.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-69863
record_format	dspace
spelling	Воєводін, В.М. 2014-10-23T15:38:22Z 2014-10-23T15:38:22Z 2014 Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.) / В.М. Воєводін // Вісн. НАН України. — 2014. — № 8. — С. 25-32. — Бібліогр.: 5 назв. — укр. 0372-6436 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/69863 У доповіді зазначено, що науково-технічний супровід ядерної енергетики є надзвичайно важливим і потребує якісного та кількісного поліпшення. Наголошено, що організація наукових досліджень вимагає передусім скоординованої програми співробітництва установ Національної академії наук України з Національною атомною енергогенеруючою компанією «Енергоатом». Заплановано оновити угоду про науково-технічне співробітництво між НАН України та НАЕК «Енергоатом» і розробити заходи з більш активного залучення академічних установ до вирішення проблем розвитку ядерно-енергетичного комплексу України. В докладе отмечено, что научно-техническое сопровождение ядерной энергетики является чрезвычайно важным и требует качественного и количественного улучшения. Подчеркивается, что организация научных исследований нуждается, прежде всего, в скоординированной программе сотрудничества учреждений Национальной академии наук Украины с Национальной атомной энергогенерирующей компанией «Энергоатом». Планируется обновить соглашение о научно-техническом сотрудничестве между НАН Украины и НАЭК «Энергоатом» и разработать мероприятия по более активному привлечению академических учреждений к решению проблем развития ядерно-энергетического комплекса Украины. In the communication it is noted that the scientific and technical support of nuclear energy is extremely important and requires the qualitative and quantitative improvement. It is noted that the organization of scientific research requires primarily the coordinated program of cooperation of institutions of NAS of Ukraine with National Nuclear Energy Generating Company “Energoatom”. It is supposed to update the agreement on scientific and technical cooperation between the NAS of Ukraine and NNEGC “Energoatom” and to develop measures for greater involvement of academic institutions in solving the problems of development of nuclear power complex of Ukraine. uk Видавничий дім "Академперіодика" НАН України Вісник НАН України З кафедри Президії НАН України Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.) Актуальные проблемы научно-технического сопровождения безопасного функционирования и развития ядерно-энергетического комплекса Украины Actual problems of scientific and technical support of safe operation and development of the nuclear power complex of Ukraine (by materials of scientific report at the meeting of Presidium of NAS of Ukraine 4 June 2014) Article published earlier
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
title	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.)
spellingShingle	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.) Воєводін, В.М. З кафедри Президії НАН України
title_short	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.)
title_full	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.)
title_fullStr	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.)
title_full_unstemmed	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.)
title_sort	актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу україни (за матеріалами наукової доповіді на засіданні президії нан україни 4 червня 2014 р.)
author	Воєводін, В.М.
author_facet	Воєводін, В.М.
topic	З кафедри Президії НАН України
topic_facet	З кафедри Президії НАН України
publishDate	2014
language	Ukrainian
container_title	Вісник НАН України
publisher	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
format	Article
title_alt	Актуальные проблемы научно-технического сопровождения безопасного функционирования и развития ядерно-энергетического комплекса Украины Actual problems of scientific and technical support of safe operation and development of the nuclear power complex of Ukraine (by materials of scientific report at the meeting of Presidium of NAS of Ukraine 4 June 2014)
description	У доповіді зазначено, що науково-технічний супровід ядерної енергетики є надзвичайно важливим і потребує якісного та кількісного поліпшення. Наголошено, що організація наукових досліджень вимагає передусім скоординованої програми співробітництва установ Національної академії наук України з Національною атомною енергогенеруючою компанією «Енергоатом». Заплановано оновити угоду про науково-технічне співробітництво між НАН України та НАЕК «Енергоатом» і розробити заходи з більш активного залучення академічних установ до вирішення проблем розвитку ядерно-енергетичного комплексу України. В докладе отмечено, что научно-техническое сопровождение ядерной энергетики является чрезвычайно важным и требует качественного и количественного улучшения. Подчеркивается, что организация научных исследований нуждается, прежде всего, в скоординированной программе сотрудничества учреждений Национальной академии наук Украины с Национальной атомной энергогенерирующей компанией «Энергоатом». Планируется обновить соглашение о научно-техническом сотрудничестве между НАН Украины и НАЭК «Энергоатом» и разработать мероприятия по более активному привлечению академических учреждений к решению проблем развития ядерно-энергетического комплекса Украины. In the communication it is noted that the scientific and technical support of nuclear energy is extremely important and requires the qualitative and quantitative improvement. It is noted that the organization of scientific research requires primarily the coordinated program of cooperation of institutions of NAS of Ukraine with National Nuclear Energy Generating Company “Energoatom”. It is supposed to update the agreement on scientific and technical cooperation between the NAS of Ukraine and NNEGC “Energoatom” and to develop measures for greater involvement of academic institutions in solving the problems of development of nuclear power complex of Ukraine.
issn	0372-6436
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/69863
citation_txt	Актуальні проблеми науково-технічного супроводу безпечного функціонування та розвитку ядерно-енергетичного комплексу України (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 р.) / В.М. Воєводін // Вісн. НАН України. — 2014. — № 8. — С. 25-32. — Бібліогр.: 5 назв. — укр.
work_keys_str_mv	AT voêvodínvm aktualʹníprobleminaukovotehníčnogosuprovodubezpečnogofunkcíonuvannâtarozvitkuâdernoenergetičnogokompleksuukraínizamateríalaminaukovoídopovídínazasídanníprezidíínanukraíni4červnâ2014r AT voêvodínvm aktualʹnyeproblemynaučnotehničeskogosoprovoždeniâbezopasnogofunkcionirovaniâirazvitiââdernoénergetičeskogokompleksaukrainy AT voêvodínvm actualproblemsofscientificandtechnicalsupportofsafeoperationanddevelopmentofthenuclearpowercomplexofukrainebymaterialsofscientificreportatthemeetingofpresidiumofnasofukraine4june2014
first_indexed	2025-11-27T09:10:08Z
last_indexed	2025-11-27T09:10:08Z
_version_	1850807955489816576
fulltext	ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 25 АКТУАЛЬНІ ПРОБЛЕМИ НАУКОВО-ТЕХНІЧНОГО СУПРОВОДУ БЕЗПЕЧНОГО ФУНКЦІОНУВАННЯ ТА РОЗВИТКУ ЯДЕРНО-ЕНЕРГЕТИЧНОГО КОМПЛЕКСУ УКРАЇНИ За матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 4 червня 2014 року Вступ Згідно з оцінками Міжнародного енергетичного агентства, споживання енергії у світі в ХХІ ст. зростатиме зі швидкістю приблизно 3 % на рік. Визначальними чинниками у викорис- танні різних джерел енергії виступають: запаси енергоресурсів, економічні показники та екологічні наслідки їх використання. Світова економічна кон’юнктура зумовлена насамперед ви- черпанням запасів органічного палива, проблемами потеплін- ня клімату, збільшенням чисельності населення Землі, різким зростанням світової потреби в електроенергії. На фоні кри- тичного становища у традиційній енергетиці через дефіцит органічного палива, фізичне і моральне старіння устаткуван- ня теплових електростанцій, шкідливий вплив їх на екологію навколишнього середовища ядерна енергетика працює досить стабільно і з дотриманням усіх заходів безпеки є найбільш еко- логічно чистим джерелом енергії. ВОЄВОДІН Віктор Миколайович — член-кореспондент НАН України, доктор фізико-математичних наук, професор, директор Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України У доповіді зазначено, що науково-технічний супровід ядерної енергетики є надзвичайно важливим і потребує якісного та кількісного поліпшення. На- голошено, що організація наукових досліджень вимагає передусім скоорди- нованої програми співробітництва установ Національної академії наук України з Національною атомною енергогенеруючою компанією «Енерго- атом». Заплановано оновити угоду про науково-технічне співробітництво між НАН України та НАЕК «Енергоатом» і розробити заходи з більш ак- тивного залучення академічних установ до вирішення проблем розвитку ядерно-енергетичного комплексу України. Ключові слова: ядерна енергетика, безпечна експлуатація, подовження терміну експлуатації, розроблення нових матеріалів. 26 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Сьогодні ядерна енергетика — своєрідний показник спроможності держави розробляти і безпечно експлуатувати новітні технології, використовувати їх для подальшого розвитку країни і поліпшення добробуту її громадян. За даними МАГАТЕ, в 30 країнах світу експлуа- тується 194 АЕС, на яких працюють 436 ядер- них реакторів для виробництва електроенергії загальною потужністю 370 049 МВт. У 14 кра- їнах 66 нових атомних станцій перебувають на стадії будівництва, 17 % світового виробництва електроенергії забезпечується роботою АЕС. Ядерна енергетика України була і залишаєть- ся єдиною галуззю електроенергетики, якій у роки незалежності вдалося продовжити посту- пальний розвиток, не зменшуючи обсягів вироб- ництва, добудувати 3 енергоблоки АЕС, ввести в дію Ташлицьку ГАЕС, побудувати сховище від- працьованого ядерного палива, забезпечити про- мисловість і населення екологічно чистою елек- троенергією. В Україні експлуатуються 4 атомні електростанції загальною встановленою потуж- ністю 13835 МВт. Після введення в 2004 р. дру- гого блоку на Хмельницькій АЕС та четвертого на Рівненській АЕС в Україні діють 15 атомних енергоблоків, у тому числі 13 реакторів ВВЕР- 1000 і 2 — ВВЕР-440. Враховуючи динаміку ви- робництва електроенергії останнього періоду та загальну ситуацію у світовій і вітчизняній еконо- міці, можна припустити, що важлива роль АЕС у забезпеченні енергетичної безпеки України збе- режеться й у цьому столітті. Трагічні події на АЕС Фукусіма-1 в Японії 11 березня 2011 р. суттєво загострили проти- стояння між прихильниками і противника- ми розвитку атомної енергетики у світі. Вісім країн (Німеччина, Італія, Швейцарія, Япо- нія та ін.) заявили про замороження програм ядерної енергетики, про зупинку робіт з про- довження термінів експлуатації працюючих реакторів і можливу відмову від будівництва нових АЕС. Водночас майже 40 країн (Украї- на, Росія, Фінляндія, Велика Британія, Канада, Литва, Польща, Білорусь, Туреччина, Китай, Індія та ін.) продовжують термін експлуатації енергоблоків наявних АЕС і мають намір буду- вати нові атомні станції. МАГАТЕ прогнозує збільшення числа ді- ючих реакторів до 2030 р. від 90 (песиміс- тичний прогноз) до 350 (оптимістичний прогноз), оскільки людство ще не винайшло джерел виробництва більш дешевої (вартість 1 кВт/год, виробленого на АЕС, у кілька разів нижча за ціну на електроенергію, вироблену іншими джерелами) і екологічно чистої елек- троенергії. Науково-технічний супровід ядерної енергетики України Розвиток ядерної енергетики України в онов- леній Енергетичній стратегії передбачає по- довження на 20 років терміну експлуатації наявних атомних енергоблоків загальною по- тужністю 11 ГВт (24 млрд грн), будівництво до 2016—2017 рр. третього і четвертого енерго- блоків Хмельницької АЕС (40 млрд грн), а та- кож будівництво нових енергоблоків сумарною встановленою потужністю 2—3 ГВт на нових майданчиках (базовий і максимальний сцена- рій). НАЕК «Енергоатом» пропонує 8 ГВт для базового і 10 ГВт для максимального сценарію. У 2023—2030 рр. передбачено початок будівни- цтва нових атомних блоків для заміщення тих блоків, які будуть виведені з експлуатації після 2030 р. (100 млрд грн), збільшення виробництва електроенергії з 189 млрд кВт/год в 2011 р. до 272 млрд кВт/год в 2030 р. (50 % АЕС). Враховуючи важливість і наукомісткість проб леми розвитку ядерно-енергетичного комплексу в Україні, за ініціативою президен- та НАН України Бориса Євгеновича Патона в 2004 р. було створено Відділення ядерної фізи- ки та енергетики (ВЯФЕ) НАН України, голо- вними завданнями якого є: • подальший розвиток фундаментальних і прикладних досліджень у галузях ядерної фі- зики, фізики плазми і прискорювачів, радіа- ційного матеріалознавства, радіаційних техно- логій і нових ядерно-енергетичних джерел; • організація та координація спільно з НАЕК «Енергоатом» науково-технічного за- безпечення надійного і безпечного функціону- вання ядерної енергетики України; ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 27 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ • розширення співпраці НАН України з питань ядерної фізики та енергетики із зару- біжними організаціями відповідного профілю, насамперед з інститутами РАН і галузевими організаціями Російської Федерації. Інститути ВЯФЕ НАН України виконують дослідження з науково-технічного забезпечен- ня ядерно-енергетичної галузі України у кіль- кох важливих напрямах: • розвиток мінерально-сировинної бази; • диверсифікація палива; • створення вітчизняного виробництва ядер- ного палива; • безпечна та ефективна експлуатація енер- гоблоків АЕС; • подовження терміну експлуатації енерго- блоків атомних електростанцій; • ядерна, радіаційна та екологічна безпека; • безпечне поводження з відпрацьованим ядерним паливом, радіоактивними відходами; • удосконалення та розроблення нових кон- струкційних і функціональних матеріалів. Визначено перспективи розвитку мі не раль- но-сировинної бази стратегічних мінеральних ресурсів України з виділенням та обґрунту- ванням груп і конкретних видів стратегічної мінеральної сировини. Розглянуто всі аспекти створення вітчизняного виробництва ядер- ного палива в Україні. У світовій практиці є три варіанти забезпечення паливом атомних електростанцій: закупівля ядерного палива на світовому ринку; створення потужностей для виробництва ядерного палива зусиллями національних підприємств і організацій; ство- рення потужностей для виробництва ядерно- го палива і його елементів шляхом кооперації з іншими країнами. Враховуючи історичний досвід, технологічні та фінансові обмеження, для України оптимальним є третій варіант — максимальний розвиток національного ви- робництва ядерного палива, але із закупівлею частини послуг, наприклад з конверсії і зба- гачення урану, на світовому ринку. Розвиток національного виробництва вимагатиме при- дбання іноземних технологій з виготовлення комплектуючих виробів, паливних таблеток і тепловиділяючих збірок. Починаючи з 2000 р. Україна намагається системно вирішити проблему залежності від російських поставок палива для АЕС. НАЕК «Енергоатом» і виробник ядерного палива фірма Westinghouse (США) почали реалізацію проекту з кваліфікації американських тепловиділяючих збірок (ТВЗ-W) для реакторів ВВЕР-1000. Безпечна експлуатація і подовження терміну експлуатації енергоблоків атомних електростанцій Серед проблем, над розв’язанням яких працю- ють фахівці академічних та галузевих установ, особливе місце посідають дві — безпечна екс- плуатація енергоблоків та подовження термі- ну експлуатації ресурсу корпусів реакторів і основного обладнання АЕС. Подовження терміну експлуатації енерго- блоків АЕС дасть змогу виграти час для роз- гортання будівництва нових ядерних енерго- блоків, тобто подолати нестачу електроенерге- тичних потужностей у найближчі десятиліття. За проведеними розрахунками, економічний ефект від подовження терміну експлуатації одного блоку на один рік становить близько 1,5 млрд доларів США. НАН України спільно з НАЕК «Енерго- атом» працюють над модернізацією енергобло- ків і науково-технічним обґрунтуванням подо- вження терміну служби енергоблоків. З цією метою розробляються і впроваджуються нові методи діагностики стану матеріалу корпусів ядерних реакторів, основного обладнання і трубопроводів АЕС. Для безпечної і ефективної експлуатації енергоблоків АЕС розроблено комплексний підхід до досягнення високого ступеня виго- ряння ядерного палива; виконано цикл дослі- джень з подовження терміну експлуатації обо- лонок тепловидільних елементів (ТВЕЛів); спрогнозовано їх поведінку в умовах аварій- ного зникнення охолоджувальних речовин в активній зоні реактора. Для підвищення надійності й безпеки пере- вантаження ядерного палива на українських АЕС розроблено комп’ютерну програму, яка дає 28 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ можливість візуалізувати стан активної зони реактора і оперативно реагувати на будь-які від- хилення під час її збирання на кожному кроці перевантаження. Програма проходить дослідну експлуатацію на Південно-Україн ській АЕС. Виконано аналіз напружено-деформованого стану 5 корпусів реакторів ВВЕР-1000, 24 паро- генераторів (зварний шов № 111) і понад 1200 зварних швів трубопроводів турбінного відді- лення на Запорізькій та Південно-Українській АЕС, на основі якого надано рекомендації й обґрунтовано термін надійної експлуатації за- значеного обладнання. З використанням технології реконструкції зраз ків-свідків та визначення радіаційного на- вантаження корпусу і внутрішньокорпусних при строїв виконано обґрунтування терміну без- печної експлуатації корпусів реакторів енерго- блоків українських АЕС, а саме: блоків № 1; 2; 3; 4 і 6 Запорізької АЕС, № 1 і 3 Півден но-Ук раїн- ської АЕС і блока № 2 Хмельни ць кої АЕС. У результаті досліджень в умовах імітацій- ного опромінення важкими іонами отримано прогноз розпухання сталі Х18Н10Т по пере- тину вигородки реактора типу ВВЕР-1000 у процесі тривалої експлуатації до 30—60 років. Уперше із застосуванням розробленої емпірич- ної моделі показано нерівномірність розпухан- ня матеріалу вигородки реактора ВВЕР-1000 на ділянці між охолоджуваними каналами і поверхнею, зверненою до активної зони. В Інституті ядерних досліджень НАН Укра- їни є унікальні, єдині в Україні важкі захисні камери (так звані «гарячі» камери). Вони осна- щені обладнанням, необхідним для проведен- ня систематичних досліджень зразків-свідків металу корпусів реакторів після опромінення в рідному корпусі. Результати цих досліджень дають інформацію про можливість і термін подальшої безпечної експлуатації корпусу ре- актора. З метою визначення технічного стану корпусів на основі результатів випробувань зразків-свідків створено і впроваджено на АЕС України сучасні методики дозиметрії опромі- нених зразків і корпусів реакторів. В Інституті фізики твердого тіла, матері- алознавства і технологій (ІФТТМТ) ННЦ ХФТІ для безпосереднього контролю струк- турного стану та механічних властивостей до і після експлуатації запропоновано технології вирізання темплетів із зовнішньої та внутріш- ньої поверхні корпусів реакторів і трубопро- водів. Розроблено обладнання для дистанцій- ного дослідження основного металу і зварних з’єднань корпусу ядерного реактора методом заглиблення кульового індентора. Досліджен- ня темплетів, вирізаних зі зварних швів голо- вних циркуляційних трубопроводів (ГЦТ) ПУАЕС, РАЕС, ЗАЕС після 100 тис. годин екс- плуатації, дало змогу науково обґрунтувати можливість подовження терміну служби ГЦТ на наступні 50 тис. годин. На Рівненській АЕС визначено найбільш напружені місця корпусів реакторів та зварних швів енергоблоків, що за- знають найсильнішого впливу нейтронних по- токів і потребують регулярного контролю. Безпечне поводження з відпрацьованим ядерним паливом і радіоактивними відходами У світі накопичено більш як 200 тис. т відпра- цьованого ядерного палива (ВЯП), і щороку до них додається ще 10—12 тис. т. Проблему безпечного і економічно вигідного поводжен- ня з ВЯП та радіоактивними відходами (РАВ) у промислових масштабах остаточно не вирі- шено. За оцінками МАГАТЕ, сьогодні у світі з усієї кількості напрацьованого ВЯП понад 70 % перебуває на тимчасовому зберіганні. В Україні діє стратегія «відкладеного рі- шення». Поводження з ВЯП атомних станцій України здійснюється відповідно до Енерге- тичної стратегії України на період до 2030 року (розпорядження КМ України від 24.07.2013 № 1071), Стратегічних напрямів поводження з відпрацьованим ядерним паливом АЕС Укра- їни та Плану заходів Мінпаливенерго щодо їх реалізації (наказ Міністерства палива та енер- гетики України від 13.05.2008 № 261). До 2030 р. передбачено: • тимчасове зберігання ВЯП у басейнах ви- тримки АЕС з метою зменшення його залиш- кового тепловиділення і радіоактивності для ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 29 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ безпечного перевезення ВЯП у сховища довго- тривалого зберігання; • безпечну експлуатацію пристанційного сховища «сухого» типу на Запорізькій АЕС; • будівництво та введення в експлуатацію централізованого сховища для зберігання ВЯП енергоблоків Рівненської, Хмельницької та Південно-Української АЕС (ЦСВЯП). Згідно з принципами і рекомендаціями МАГАТЕ, найефективнішим, найбезпечнішим і реально здійсненним вирішенням проблеми по- водження з ВЯП атомної енергетики та іншими видами високоактивних і довгоживучих РАВ є їх захоронення у глибоких геологічних форма- ціях з дотриманням принципу багатобар’єрного захисту. У ННЦ ХФТІ виконано комплекс нау- ково-технологічних досліджень з розроблення і створення захисних матеріалів для іммобілі- зації РАВ на основі фосфатної кераміки складу CdO(PO4)6F2 (фторапатит). Виконання проек- ту стало початком міжнародного співробітни- цтва ННЦ ХФТІ з провідним американським науковим центром — Аргонською національ- ною лабораторією. Уперше в Україні розроблено метод отри- мання кераміки на основі Al2O3 і ZrО2 за до- помогою шлікерного лиття та використання як вихідних компонентів нанопорошків (роз- мір частинок 30—50 нм), а також спеціальних диспергуючих додатків. Отримана кераміка характеризується високими показниками межі міцності при вигині і тріщиностійкості та не поступається імпортним аналогам (наприклад, продукції компанії Dynamic, Велика Брита- нія). Проведено комплексні дослідження з обґрунтування безпечного розміщення РАВ у геологічних масивах українського кристаліч- ного щита. Дослідження радіаційної стійкості гранітоїдів (108 рад) показали, що найкращи- ми є плагіограніти, кварцові сієніти і кварцит. Цирконій в Україні Україна має унікальні запаси цирконієвої си- ровини, посідаючи третє місце у світі після Австралії і ПАР. В Україні є виробничий та на- уковий потенціал, необхідний для вирішення завдань забезпечення вітчизняних АЕС цирко- нієвими складовими для ТВЗ. Вільногірський ГМК виробляє цирконієвий концентрат, а в Дніпродзержинську є завод ДНВП «Цирко- ній» з виробництва металевого цирконію. У ННЦ ХФТІ та інших наукових інститутах України протягом тривалого часу проводять матеріалознавчі та технологічні дослідження, спрямовані на обґрунтування створення ви- робництва цирконієвих сплавів і виробів на їх основі для ядерного палива реакторів ВВЕР. Уперше в Україні в ННЦ ХФТІ разом з Ін- ститутом титану вивчено процеси отримання експериментальних зразків губки магнієтер- мічного цирконію з вітчизняної сировини. Досліджено процеси виплавляння сплаву Zr1 %Nb на основі магнієтермічного цирконію в лабораторних умовах. Вивчено поведінку до- мішок при рафінуванні сплаву Zr1 %Nb мето- дом електронно-променевої плавки. Отримано експериментальні зразки сплаву Zr1 %Nb, які за хімічним складом, структурою і твердістю відповідають вимогам до матеріалів активної зони ядерних реакторів. Використання спла- вів на основі магнієтермічного цирконію в елементах конструкцій АЕС дасть можливість збільшити ресурс роботи ядерного палива. Досліджено еволюцію петель <с>-типу в цирконієвих сплавах при опроміненні іона- ми Zr за температури 390°С. Встановлено, що утворення вакансійних петель <c>-типу в ба- зисних площинах приводить до орієнтовано спрямованого переносу атомів речовини на призматичні площини і, як наслідок, — фор- мозміни матеріалу. Порівняння відносних пе- реміщених об’ємів досліджених цирконієвих сплавів дозволяє зробити висновок, що сплав Е-110 найбільш схильний до формозміни під опроміненням, а сплав Е-635 має значний ра- діаційний опір цьому явищу в дослідженому інтервалі умов опромінень. Для забезпечення надійності та довговічнос- ті виробів з цирконію для реакторів типу ВВЕР створено бездефектні наноструктурні радіа- ційно стійкі покриття (багатокомпонентні, на основі цирконію) з високими механічними та корозійними властивостями, які забезпечать 30 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ довговічність і цілісність оболонок ТВЕЛів при експлуатації їх в аварійній ситуації під час нагрівання до 1100 °С. Отже, вперше розглянуто проблему в комп- лексі: від видобування, перероблення, отри- мання цирконієвих матеріалів до дослідження їх фізико-механічних властивостей і поведінки в умовах радіаційного впливу. Слід зазначити, що на сьогодні ситуація з виробництвом цирконію в Україні є такою: • Постановою № 37 КМ України завод ДНВП «Цирконій» з січня 2011 р. позбавлено державного фінансування; • Інститут титану, який має забезпечувати магнієтермічне відновлення хлориду цирконію до губки, не фінансується в належному обсязі; • обладнання для виробництва цирконієвих сплавів (дугові печі) не придбано; • завод прецизійних труб (основне прокат- не виробництво) перебуває на стадії санації; • науковий супровід і фінансування цир- конієвої програми з боку Міненерговугілля практично відсутні. Якщо найближчим часом ситуація з цирко- нієвим виробництвом в Україні не зміниться, то ми повністю залежатимемо від інших країн щодо поставки цирконієвих комплектуючих для ядерного палива. Розроблення нових конструкційних і функціональних матеріалів Досягнення цілей, поставлених в Енергетичній стратегії України, неможливе без вирішення відповідних матеріалознавчих завдань — роз- роблення нових класів радіаційно-стійких ма- теріалів і модифікації наявних, оскільки саме поведінка конструкційних матеріалів ядерних реакторів великою мірою визначає безпечну й економічну роботу атомних станцій та іннова- ційних ядерних систем. Розроблення радіаційно-толерантних матеріа- лів і досягнення високого вигоряння ядерного па- лива є важливим науково-технічним викликом і має високий ступінь технологічної імплементації. Роль конструкційних матеріалів полягає не лише в забезпеченні стабільності геометрії ак- тивної зони на весь період експлуатації, пере- дусім ТВЗ і ТВЕЛів, а й в утриманні всередині ТВЕЛа продуктів поділу палива, збереженні працездатності органів системи управління та захисту (СУЗ) та забезпеченні мінімальних наслідків можливих аварійних ситуацій, тобто, по суті, у вирішенні ключових питань безпеки реакторної установки. Досягнення високих вигорянь палива об ме жу- ється радіаційною стійкістю матеріалів оболонок і чохлів ТВЗ, а термін експлуатації реакторів на теплових нейтронах — ресурсом матеріалів кор- пусів і внутрішньокорпусних пристроїв. Розроблення конструкційних матеріалів наявних і перспективних ядерних установок є надзвичайно складною науково-технічною проб лемою, розв’язання якої забезпечує радіа- ційне матеріалознавство. Сьогодні основу сві- тової ядерної енергетики становлять реактори на теплових нейтронах, охолоджувані водою під тиском або киплячою водою (ВВЕР-440, ВВЕР-1000, PWR, BWR). Реактори на швид- ких нейтронах з паливним циклом на принци- пах самозабезпечення та нерозповсюдження ядерних матеріалів (БН-600, БН-800, БРЕСТ та ін.) є перспективними для широкомасштаб- ної ядерної енергетики у другій половині ни- нішнього століття. Аустенітні нержавіючі сталі в реакторах на теплових нейтронах використовують як обо- лонки, а також як матеріали для внутрішньо- корпусних пристроїв. Для реакторів на швидких нейтронах, що працюють за вищих температур і енергонапруженості, аустенітні жароміцні сталі в холоднодеформованому стані застосовують для виготовлення оболонок ТВЕЛів. Концеп- туальні проекти термоядерного реактора при- пускають використання як матеріалу першої стінки нержавіючих аустенітних сталей. В ІФТТМТ розроблено експериментальну технологію отримання наноструктурованої дисперсно-зміцненої оксидами (ДЗО) сталі Х18Н10Т. Оптимізовано склад оксидного на- нопорошку, режими механічного сплавлення порошків і механіко-термічної обробки аус- тенітної ДЗО-сталі Х18Н10Т. Порівняльні дослідження структури, механічних та інших ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 31 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ властивостей сталей Х18Н10Т і Х18Н10Т- ДЗО показали, що розроблена ДЗО-сталь має високу щільність (~1016 см-2) нанорозмірних (~9 нм) оксидних виділень. Міцнісні параме- три ДЗО-сталі в ~3,5 раза вищі, ніж у базової сталі. За температури максимуму розпухан- ня стійкість до радіаційного розпухання сталі Х18Н10Т-ДЗО в 2,5 раза вища порівняно з Х18Н10Т. Встановлено позитивну роль оксид- них частинок у посиленні рекомбінації поляр- них точкових дефектів при опроміненні. Є різні міжнародні програми, спрямовані на розроблення перспективних реакторів 4-го по- коління, а також термоядерних реакторів. Аме- риканська компанія TerraPower розробляє нову концепцію реактора на швидких нейтронах під назвою Traveling Wave Reactor (TWR) — реак- тор на біжучій хвилі. Концепція реактора вико- ристовує принцип «напрацьовуй і спалюй», за- пропонований російським ученим Фейнбергом у 1958 р. Такий реактор може виробляти більше енергії, ніж можна отримати в теплових реакто- рах. Як матеріал пального використовується або збіднений, або природний уран. Плановане ви- горяння палива в цьому реакторі 20, а можливо, і 30 %. За такого рівня вигоряння палива пошко- джуючі дози становитимуть 400—500 зміщень на атом (зна), що, в свою чергу, потребує дослі- дження кандидатних матеріалів за надвисоких доз опромінення. Для перспективних реакторів 4-го покоління, термоядерних реакторів, а також реактора TWR як матеріал оболонок передба- чається використовувати феритно-мартенситну сталь — матеріал, найменш схильний до розпу- хання за великих доз опромінення. У ННЦ ХФТІ досліджено розпухання про- мислових феритно-мартенситних сталей ЕП- 450 і НТ-9 російського і американського вироб- ництва відповідно при опроміненні їх іонами хрому до великих доз. Реалізовано можливість високодозового опромінення і проведено до- слідження розпухання феритно-мартенситних сталей ЕП-450 і НТ-9 під опроміненням мета- левими іонами Cr3+ (1,8 МеВ) до доз 500 зна в інтервалі температур 430—550°С. Методика опромінення важкими іонами давно впрова- джена і дала багато корисних результатів у ви- вченні механізмів радіаційного пошкодження і відборі перспективних матеріалів для реакто- робудування. Крім того, сьогодні у світі це єди- ний спосіб, що дозволяє досягати надвисоких доз опромінення. Заключні зауваження НАН України вважає за доцільне запропону- вати НАЕК «Енергоатом» продовжити нау ко- во-технічне співробітництво, оновити перелік першочергових робіт НАН України для забез- печення стабільного функціонування діючих енергоблоків АЕС України та передбачити заходи з активнішого залучення академічних установ до вирішення проблем розвитку ядер- но-енергетичного комплексу України. Для забезпечення безпечного функціонуван- ня ядерної енергетики країни, підвищення її економічної ефективності необхідні подальші дослідження і розроблення в таких напрямах: • модернізація та реконструкція ядерних енергоблоків з метою підвищення їх безпеки і забезпечення ефективної експлуатації діючих енергоблоків і всього обладнання АЕС; • створення нових систем діагностики об- ладнання, наукове обґрунтування та розро- блення нормативних документів для подо- вження терміну безпечної роботи енергоблоків на 10—15 років; • продовження робіт з геологорозвідки си- ровинних ресурсів урану, торію та інших еле- ментів, необхідних для розвитку ядерних тех- нологій; • реалізація заходів щодо поводження з від- працьованим ядерним паливом і радіоактив- ними відходами, забезпечення будівництва централізованого сховища ВЯП та високоак- тивних РАВ у Чорнобильській зоні; • дослідження та розроблення ядерно-енер- ге тичних установок четвертого покоління з високою ефективністю і гарантованою керова- ністю; • розроблення перспективних матеріалів для підвищення ефективності і надійності об- ладнання ядерної енергетики. Вкрай важливими завданнями, як і раніше, є створення національної системи науково- 32 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 8 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ технічної та проектно-конструкторської під- тримки ядерно-енергетичного комплексу, при- значення провідних (головних) наукових (екс- перт но-аналітичних) організацій з окремих проб лем ядерної енергетики та промисловості. Установи Відділення ядерної фізики та енерге- тики НАН України і ряд інститутів інших відді- лень готові взяти активну участь у науково-техніч- но му супроводі безпечного функціонування і роз- витку ядер но-енергетичного комплексу України. СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ 1. Воеводин В.Н., Неклюдов И.М. Эволюция структурно-фазового состояния и радиационная стойкость конструкционных материалов. — К.: Наук. думка, 2006. — 375 с. 2. Неклюдов И.М. Проблемы работоспособности материалов основного оборудования АЭС Украины // Прогресивні технології: у 2-х т. — К.: Академперіодика, 2003. — Т. 1. — С. 277—295. 3. Ядерная энергетика. Обращение с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами / под ред. И.М. Неклюдова. — К.: Наук. думка, 2006. — 253 с. 4. Воеводин В.Н. Конструкционные материалы ядерной энергетики — вызов 21 века // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 10—22. 5. Белоус В.А., Воеводин В.Н., Змий В.И. и др. Современный статус конструкционных материалов ядерных реакторов: препринт ХФТИ 2013-1. — Харьков: ННЦ ХФТИ, 2013. — 76 с. В.Н. Воеводин Институт физики твердого тела, материаловедения и технологий ННЦ «Харьковский физико-технический институт» НАН Украины ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ БЕЗОПАСНОГО ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ И РАЗВИТИЯ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА УКРАИНЫ В докладе отмечено, что научно-техническое сопровождение ядерной энергетики является чрезвычайно важным и требует качественного и количественного улучшения. Подчеркивается, что организация научных исследований нуждается, прежде всего, в скоординированной программе сотрудничества учреждений Национальной академии наук Украины с Национальной атомной энергогенерирующей компанией «Энергоатом». Планируется обновить соглашение о научно-техническом сотрудничестве между НАН Украины и НАЭК «Энергоатом» и разработать мероприятия по более активному привлечению академических учреждений к решению проблем развития ядерно- энергетического комплекса Украины. Ключевые слова: ядерная энергетика, безопасная эксплуатация, продление термина эксплуатации, разработка новых материалов. V.M. Voyevodin Institute of Solid-State Physics, Materials Science and Technologies of National Science Center Kharkov Institute of Physics and Technology of National Academy of Sciences Ukraine 1 Akademicheskaya St., Kharkov, 61108, Ukraine ACTUAL PROBLEMS OF SCIENTIFIC AND TECHNICAL SUPPORT OF SAFE OPERATION AND DEVELOPMENT OF THE NUCLEAR POWER COMPLEX OF UKRAINE In the communication it is noted that the scientific and technical support of nuclear energy is extremely important and requires the qualitative and quantitative improvement. It is noted that the organization of scientific research requires primarily the coordinated program of cooperation of institutions of NAS of Ukraine with National Nuclear Energy Gen- erating Company “Energoatom”. It is supposed to update the agreement on scientific and technical cooperation between the NAS of Ukraine and NNEGC “Energoatom” and to develop measures for greater involvement of academic institu- tions in solving the problems of development of nuclear power complex of Ukraine. Keywords: nuclear power, safe operation, life extension, development of new materials.

Репозитарії

Схожі ресурси