Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины
В 2010 – 2021 годах истекают установленные сроки работы 12 энергоблоков АЭС Украины. Опыт России, США и других стран, развивающих атомную энергетику, указывает на возможность продления срока работы АЭС на 10…20 лет. Для этого необходимо установление реального остаточного ресурса материалов основного...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2002 |
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2002
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80076 |
| 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: | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины / И.М. Неклюдов // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — № 3. — С. 3-10. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860115843186163712 |
|---|---|
| author | Неклюдов, И.М. |
| author_facet | Неклюдов, И.М. |
| citation_txt | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины / И.М. Неклюдов // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — № 3. — С. 3-10. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | В 2010 – 2021 годах истекают установленные сроки работы 12 энергоблоков АЭС Украины. Опыт России, США и других стран, развивающих атомную энергетику, указывает на возможность продления срока работы АЭС на 10…20 лет. Для этого необходимо установление реального остаточного ресурса материалов основного оборудования атомных реакторов, научное обоснование возможности продления срока службы, разработка и введение в действие до полусотни нормативных документов о порядке продления срока эксплуатации АЭС. Минимальный срок для принятия решения по продлению ресурса работы АЭС составляет 5 лет до окончания проектного времени эксплуатации энергоблока. Если с 2005 года не начать работы по продлению сроков эксплуатации энергоблоков АЭС, то уже до 2020 года Украина потеряет 11000 МВт установленной мощности.
У 2010-2021 роках закінчуються встановлені строки роботи 12 енергоблоків АЕС України. Досвід Росії, США та інших країн, які розвивають атомну енергетику, вказують на можливість продовження строку роботи АЕС на 10…20 років. Для цього потрібно встановлення реального залишкового ресурсу матеріалів основного обладнання атомних реакторів, наукове обгрунтування можливості продовження строку служби, розробка та запровадження в дію біля полусотні нормативних документів щодо порядку продовження строку експлуатації АЕС. Мінімальний термін для прийняття рішення щодо продовження ресурсу роботи АЕС становить 5 років до закінчення проектного терміну експлуатації енергоблоку. Якщо з 2005 року не розпочати роботи по продовженню терміну експлуатації енергоблоків АЕС, то вже до 2020 року Україна втратить 11000 МВт встановленої потужності.
In 2010-2021 the designed service life of 12 fuel units of Atomic Power Station of Ukraine terminates. Experience of Russia, USA and other countries that develop nuclear power points out the possibility of APS service life extension on 10…20 years. To realize this it is necessary to determine the real safe fatigue life of materials of nuclear reactors main equipment to provide the scientific basis for safe service life extension, to develop and to introduce into practice near fifty standards on the nuclear station safe service life extension. The minimum term to decide on the possibility of AS service life prolongation makes 5 years before the power unit designed service life termination. If these activities will be not started in 2005 Ukraine will loss in 2020 11000 MWt of fixed power.
|
| first_indexed | 2025-12-07T17:36:03Z |
| format | Article |
| fulltext |
РАЗДЕЛ ПЕРВЫЙ
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ
УДК 621.039.53
СОСТОЯНИЕ И ПРОБЛЕМЫ МАТЕРИАЛОВ АТОМНЫХ РЕАКТО-
РОВ УКРАИНЫ
И.М.Неклюдов
ИФТТМТ ННЦ ХФТИ, г.Харьков, Украина
E-mail: neklyudov@kipt.kharkov.ua; fax: (0572)35 17 03; tel.: 380-572-35-37-95
У 2010-2021 роках закінчуються встановлені строки роботи 12 енергоблоків АЕС України. Досвід Росії, США та
інших країн, які розвивають атомну енергетику, вказують на можливість продовження строку роботи АЕС на 10…20
років. Для цього потрібно встановлення реального залишкового ресурсу матеріалів основного обладнання атомних
реакторів, наукове обгрунтування можливості продовження строку служби, розробка та запровадження в дію біля
полусотні нормативних документів щодо порядку продовження строку експлуатації АЕС. Мінімальний термін для
прийняття рішення щодо продовження ресурсу роботи АЕС становить 5 років до закінчення проектного терміну
експлуатації енергоблоку. Якщо з 2005 року не розпочати роботи по продовженню терміну експлуатації енергоблоків
АЕС, то вже до 2020 року Україна втратить 11000 МВт встановленої потужності.
В 2010 – 2021 годах истекают установленные сроки работы 12 энергоблоков АЭС Украины. Опыт России, США и
других стран, развивающих атомную энергетику, указывает на возможность продления срока работы АЭС на 10…20
лет. Для этого необходимо установление реального остаточного ресурса материалов основного оборудования атомных
реакторов, научное обоснование возможности продления срока службы, разработка и введение в действие до полусотни
нормативных документов о порядке продления срока эксплуатации АЭС. Минимальный срок для принятия решения по
продлению ресурса работы АЭС составляет 5 лет до окончания проектного времени эксплуатации энергоблока. Если с
2005 года не начать работы по продлению сроков эксплуатации энергоблоков АЭС, то уже до 2020 года Украина потеря-
ет 11000 МВт установленной мощности.
In 2010-2021 the designed service life of 12 fuel units of Atomic Power Station of Ukraine terminates. Experience of Russia,
USA and other countries that develop nuclear power points out the possibility of APS service life extension on 10…20 years. To
realize this it is necessary to determine the real safe fatigue life of materials of nuclear reactors main equipment to provide the
scientific basis for safe service life extension, to develop and to introduce into practice near fifty standards on the nuclear station
safe service life extension. The minimum term to decide on the possibility of AS service life prolongation makes 5 years before
the power unit designed service life termination. If these activities will be not started in 2005 Ukraine will loss in 2020 11000
MWt of fixed power.
Атомная энергетика в Украине стала одной из
важнейших энергопроизводящих источников. По
производству электроэнергии на АЭС Украина вхо-
дит в 8-ку, а по вкладу вырабатываемой электро-
энергии на АЭС в общий объём электроэнергии - в
5-ку стран мира (табл.1).
На 4-х АЭС Украины действуют 13 атомных
энергоблоков реакторов большой мощности: 11 бло-
ков ВВЭР-1000 и 2 блока ВВЭР-440 (табл.2) [1].
В 2001 году КИУМ АЭС удалось повысить более
чем на 3% и достигнуть на некоторых блоках ре-
кордных, сравнимых с мировыми, значений. Это
позволило компенсировать мощность выведенной в
конце 2000 года из эксплуатации ЧАЭС.
В активных зонах атомных реакторов материалы
и изделия из них работают в чрезвычайно сложно-
напряженных условиях, не имеющих аналогов в
других областях техники. Хотелось бы напомнить
по этому случаю, что американские специалисты,
создавшие первый атомный реактор, из-за неуверен-
ности в способности материалов длительно проти-
востоять облучению, в отчёте писали: “Было бы ан-
тинаучным оценивать полезную продолжитель-
ность жизни реактора отрезком времени свыше
100 дней” [2]. Срок службы ныне действующих ре-
акторов - 30…60 лет!
Со времени пуска первого реактора обнаружено
исследовано свыше десятка новых физических явле-
ний, протекающих в твёрдых телах при облучении,
без учёта которых невозможна эксплуатация мате-
риалов активных зон реакторов и разработка новых
радиационно-стойких материалов [3].
Практически все обнаруженные радиационные
явления в топливных и конструкционных материа-
лах при облучении приводят к деградации их исход-
ных физико-механических свойств, поскольку со-
провождаются:
- размерными изменениями за счет газового и ва-
кансионного распухания, радиационного роста, ра-
диационной ползучести, изменения рельефа поверх-
ности;
- потерей пластичности и повышением темпера-
туры вязко-хрупкого перехода за счет низко- и вы-
сокотемпературного охрупчивания;
- ускорением процессов окисления и коррозии
при взаимодействии материала с теплоносителем,
продуктами ядерных реакций, ядерным топливом;
________________________________________________________________ 3
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ, 2002, №3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (81), с. 3-10.
mailto:neklyudov@kipt.kharkov.ua;
- эрозией поверхности материалов за счет корро-
зии, блистеринга, флэкинга, распыления;
- локальным и объемным изменением химиче-
ского состава за счет радиационно-стимулиро-ван-
ной сегрегации компонент сплавов, ядерных реак-
ций и имплантации ионов.
Таблица 1
Установленные мощности АЭС в различных странах по состоянию на 01.01.2001 г
№
(по МВт)
Страна Кол-во
блоков
Мощность
АЭС, МВт
Эл. энергия АЭС, % №
(по %)
1 США 104 97411 20 18
2 Франция 59 63073 76 1
3 Япония 53 43491 34 13
4 Германия 19 21122 31 15
5 Россия 29 19843 15 20
6 Великобритания 35 12990 22 17
7 Южная Корея 16 12968 41 7
8 Украина 13 11207 47 5
9 Канада 14 9998 12 21
10 Щвеция 11 9432 39 9
11 Испания 9 9432 28 16
12 Бельгия 7 5712 57 3
13 Болгария 6 3538 45 6
14 Щвейцария 5 3192 38 10
15 Финляндия 4 2656 32 14
16 Чехия 5 2569 20 19
17 Словакия 6 2408 53 4
18 Литва 2 2370 74 2
19 Венгрия 4 1755 41 8
20 Словения 1 676 37 11
21 Румыния 1 650 11 22
22 Армения 1 376 33 12
Всего в мире 438 351327 17
Таблица 2
Установленные мощности АЭС Украины на 01.01.2001 г
АЭС,
№ энергоблока
Тип реактора Год ввода в экс-
плуатацию
Год окончания проект-
ного срока
Продление
на 10 лет
Ровенская
1 ВВЭР-400 22.12.1980 2011 2021
2 ВВЭР-440 22.12.1981 2012 2022
3 ВВЭР-1000 21.12.1986 2017 2027
4 ВВЭР-1000 строится
Южно-Украинская
1 ВВЭР-1000 31.12.1982 2013 2023
2 ВВЭР-1000 06.01.1985 2015 2025
3 ВВЭР-1000 20.09.1989 2019 2029
Запорожская
1 ВВЭР-1000 10.12.1984 2014 2024
2 ВВЭР-1000 22.07.1985 2015 2025
3 ВВЭР-1000 10.12.1986 2016 2026
4 ВВЭР-1000 18.12.1987 2018 2028
5 ВВЭР-1000 14.08.1989 2019 2029
6 ВВЭР-1000 19.10.1995 2025 2035
Хмельницкая
1 ВВЭР-1000 22.12.1987 2017 2027
2 ВВЭР Строится
Таблица 3
4
Производство электроэнергии АЭС Украины в 2001 году
АЭС
Производство элекроэнергии,
млн. кВт/час КИУМ, %
ЗАЭС 38426 73,1
ЮУАЭС 19020 72,3
РАЭС 12249 76,2
ХАЭС 6483 74,0
Все АЭС 76179 73,5
Обеспечение безопасности и экономичности
ныне действующих реакторов ВВЭР непосредствен-
но определяется взаимосвязанными проблемами по-
вышения выгорания топлива и ресурса работы всех
систем оборудования атомных станций.
Одним из основных сдерживающих факторов в
решении этих проблем являются конструкционные
материалы.
Для оборудования и изделий АЭС кроме самого
ядерного топлива требуется широкий ассортимент
самых различных материалов и самые точные, пере-
довые технологии обработки, изготовления и свар-
ки. В Украине весь этот ассортимент материалов и
технологий имеется. Недра Украины содержат
богатые запасы урана, циркония, гафния – основных
компонентов для производства топливных
элементов и систем управления и защиты реакторов.
Украина имеет все возможности для производства
основных компонент ядерного топливного цикла и
перспективу на опережающее развитие атомной
энергетики.
ННЦ ХФТИ со многими институтами и органи-
зациями бывшего Советского Союза вот уже около
полусотни лет занимается материаловедческими
проблемами атомной науки и техники [4]. В послед-
нее десятилетие тематика института переориентиро-
вана на решение проблем, касающихся непосред-
ственно атомной энергетики Украины – состояние и
проблемы материалов работающих атомных реакто-
ров типа ВВЭР и развитие научных основ новых, га-
рантировано безопасных источников ядерной энер-
гии. ННЦ ХФТИ совместно с другими институтами
Украины и России продолжает работы по исследо-
ваниям и разработкам новых безопасных атомных
реакторов, в частности, по обоснованию подземных
атомных теплоэлектростанций, жидкосо-левых
ядерных реакторов с уран(233)-ториевым циклом,
реакторов с управлением цепной реакцией деления
ядер в активной зоне с помощью внешнего источни-
ка нейтронов, энергетических термоядерных реакто-
ров синтеза.
Сейчас особую актуальность представляют ре-
альные оценки ресурса безопасной эксплуатации
основного оборудования атомных реакторов и уста-
новление возможностей управления ресурсом и про-
дления срока эксплуатации энергоблоков АЭС [5].
В соответствии с нормативными документами
действующие энергоблоки АЭС Украины имеют
срок службы 30 лет. Мировой опыт свидетельствует
о возможности продолжения эксплуатации
подобных энергоблоков до 50…60 лет. Для этого
необходимо знание ресурса основного
оборудования атомных реакторов, научное
обоснование и разработка нормативных документов
на продление сроков эксплуатации каждого
энергоблока. Учитывая сроки ввода в эксплуатацию
ныне действующих в Украине энергоблоков
(табл.2), начиная с 2011 года, если проектный ре-
сурс работы блоков не будет продлен, небходимо
закрыть все энергоблоки, кроме 6-го блока ЗАЭС и
вновь строящихся блоков: Хмельницкая-2 и
Ровенская-4. Минимальный срок для принятия
решения по продлению ресурса составляет 5 лет до
момента снятия энергоблока с эксплуатации.
Поэтому, если с 2005 года не начать работы по
продлению сроков эксплуатации энергоблоков АЭС,
то уже до 2020 года Украина потеряет около 11000
MВт установленной мощности.
Актуальность проблемы продления ресурса и
управления сроком службы основного оборудования
атомных реакторов Украины обусловлена следую-
щими факторами:
- приближением проектного срока закрытия для
большинства реакторов;
- недопустимостью снижения уровня безопасно-
сти и надёжности эксплуатации АЭС в условиях
старения основного оборудования;
- высокой стоимостью и длительностью строи-
тельства новых АЭС;
- возможностью отсрочки по времени решения
проблем закрытия АЭС и захоронения радиационно-
активных отходов;
- экономической эффективностью продления
срока эксплуатации АЭС (табл.4).
5
Таблица 4
Экономическая эффективность продления срока службы
реактора типа ВВЭР-1000 [6]
Срок продления, годы Затраты, млн. $ США Прибыль, млн. $ США
10 76 970
20 89 1300
Особо важными проблемами надёжной и без-
опасной работы АЭС являются научное обоснова-
ние и разработка современных методов диагностики
и непрерывного контроля остаточного ресурса:
- основного металла и сварных швов корпусов
реакторов ВВЭР;
- внутрикорпусных устройств;
- материала теплообменных труб парогенерато-
ров, главного циркуляционного трубопровода, дру-
гих трубопроводов и арматуры 1-го и 2-го контура.
Незапланированные остановы АЭС связаны с на-
рушением режима работы и преждевременным вы-
ходом из строя, в основном, этого оборудования
(табл.5).
Таблица 5
Причины останов АЭС
Оборудование % останов
Парогенераторы 23,8
Системы отвода тепла 21,0
Турбогенераторные системы 20,6
Реакторное оборудование 19,3
Электросистема подачи воды и
вспомогательное оборудование 15,3
Корпус реактора является одним из ответствен-
ных и незаменяемых в течение всего периода экс-
плуатации конструкций реактора ВВЭР. Поэтому
работы по определению фактического состояния ме-
талла корпусов реакторов ВВЭР, по разработке тех-
нологии восстановления свойств корпусов и продле-
ния срока их эксплуатации являются чрезвычайно
важными и актуальными. Возможность продления
проектного ресурса реакторов ВВЭР связана прежде
всего с решением проблем обоснования надежности
эксплуатации корпусов при дозах, превышающих
проектные, и при необходимости восстановление их
свойств.
Главным лимитирующим параметром ресурса
для корпусов реакторов ВВЭР есть критическая тем-
пература вязко-хрупкого перехода Тк металла свар-
ных соединений и основного металла (рис.1).
Рис. 1. Типичный сдвиг критической темпера-туры
хрупкого разрушения образцов стали:
1 – образцы до облучения;
2 – облучённые образцы в реакторе ВВЭР-440
(«Ловиса-1») до 4,6х1023 н/м2 (Е ≥ 1 МэВ) [7]
Экспериментальные данные по изменению ∆Тк с
дозой быстрых нейтронов при реакторном облуче-
нии малоуглеродистых низколегированных сталей
описываются следующим соотношением:
∆Τ k = TkF - Tk0 = AFF n, (1)
где Тк0, TkF – критическая температура хрупкости
стали соответственно до и после облучения до дозы
F, AF – коэффициент радиационного охрупчивания,
зависящий от химического состава сталей и условий
облучения; n – показатель степени, изменяющийся
от ½ до 1 [5,8].
В соответствии ранее принятым нормативным
документам [9] расчёт радиационного сдвига темпе-
ратуры хрупкого разрушения для корпусной стали
ВВЭР-1000 производится с помощью следующей за-
висимости:
∆ΤF = AF F1/3 ,(2)
где AF определяется в оС и для материала сварных
швов принята равной 20о, а для основного металла
23о; F – в единицах 1022 н/м2 .
Однако величина коэффициента АF для корпус-
ной стали существенно зависит от наличия в ней
примесей, особенно таких, как фосфор, сера,
медь, никель, марганец и соотношения их концен-
траций между собой и другими компонентами [5,
8, 10]. На основании результатов испытаний, в
6
основном, образцов-свидетелей предложены раз-
личные соотношения для коэффициента АF [10].
Решение проблемы корпусов реакторов ВВЭР
усложняется тем, что они по условиям эксплуата-
ции, по химическому составу и технологии изго-
товления корпусной стали отличаются от исполь-
зуемых на Западе. Для корпусов реакторов типа
ВВЭР используются малоуглеродистые, низколе-
гированные перлитные стали: 15Х2МФА (15Х2М-
ФАА) для ВВЭР 1-го и 2-го поколения и 15Х2Н-
МФАА для ВВЭР 3-го поколения (ВВЭР-1000).
Эти стали по радиационной, коррозионной стой-
кости и технологичности оказались лучше ис-
пользуемых сталей для корпусов других легко-
водных реакторов [5]. Однако, если за время
службы флюенс нейтронов для корпусов эксплуа-
тируемых в США водо-водяных реакторов со-
ставляет 2.1019 н/см2 , то для наших реакторов он
выше и достигает для ВВЭР-440 ─ 2.6. 1020 н/см2,
а для ВВЭР-1000 ─ 5.7.1019 н/см2. Кроме того, с
целью упрочнения феррита, повышения его вяз-
кости и прокаливаемости в сталь 15Х2МФА было
предусмотрено введение никеля до 1,3 % и сведе-
но до возможного минимума "вредных" для кор-
пусной стали элементов (Р, S, Cu). Использование
новой стали 15Х2НМФА-А и некоторые
конструкционные новшества позволили разработ-
чикам ВВЭР-1000 оценить радиационную стой-
кость материала корпуса как обеспечивающую
ресурс до 40 лет.
Впоследствии же оказалось, что в 80% свар-
ных швах корпусов из 11 эксплуатируемых энер-
гоблоков украинских реакторов ВВЭР-1000 со-
держание никеля превышает 1,5 вес%. А ре-
зультаты исследований [5] показали, что при со-
держании в корпусных сталях никеля больше
1,2% (вес.) возможно ускоренное старение мате-
риала и их ускоренное радиационное охрупчива-
ние (рис.2).
Рис.2. Зависимость ∆ΤF от количества никеля в
стали 15Х2НМФАА при содержании 0.01% Р и
0.05% Сu после облучения до 1х1024 н/м2 (Е > 0.5
МэВ) при 270о С [5]
Для материалов самих реакторов ВВЭР-1000
этот эффект ещё недостаточно изучен и неизвест-
но время достижения процесса, приводящего к
резкому ускорению охрупчивания.
Следует отметить, что на стадии проектирова-
ния действующих в Украине реакторов монито-
ринг радиационной нагрузки на корпуса реакто-
ров не был предусмотрен и не реализован в необ-
ходимой степени в процессе эксплуатаци. Поэто-
му пока что практически отсутствует единый под-
ход к определению накопленного флюенса на эле-
менты корпуса реакторов [11].
Всё это, естественно, затрудняет определение
текущего ресурса корпусов действующих реакто-
ров ВВЭР-1000, разработку технологии управле-
ния ресурсом и восстановления их эксплуатаци-
онных свойств.
Известно, что на основе результатов многолет-
них исследований многих авторов в РНЦ КИ раз-
работан метод восстановления механических
свойств корпусов реакторов ВВЭР-440 путем от-
жига их при температуре 450…460о С [5]. Техно-
логия отжига признана международными надзор-
ными органами и была успешно использована для
восстановления свойств более десятка корпусов
реакторов ВВЭР-440. Однако для реакторов
ВВЭР-1000, составляющих основу атомной энер-
гетики Украины, возможность восстановления
облученной корпусной стали до настоящего вре-
мени не исследована, температурно-временные
режимы не разработаны. Предложенную техноло-
гию восстановления свойств корпусов реакторов
ВВЭР-440 при наличии в корпусной стали никеля
более 1% использовать оказалось невозможным,
так как в этих сталях в указанном температурном
интервале идёт и без облучения интенсивное их
старение, приводящее к так называемой отпуск-
ной хрупкости [12]. Поэтому, кроме указанного
способа восстановления ресурса корпусной стали
реакторов ВВЭР, исследуются и другие возмож-
ные способы восстановления свойств облучённых
материалов. Среди них хотелось бы отметить:
- сочетание отжига при 150…200о С с ультра-
звуковым воздействием [13];
- термоциклирование [14];
- предварительную «опрессовку» [15];
- электромагнитное воздействие [16]
и другие методы воздействия, способствующие
снижению температуры отжига ниже температу-
ры отпускной хрупкости стали.
В последнее время особое внимание привле-
кают результаты исследований, не укладывающи-
еся в уже описанные представления и не учитыва-
ющиеся в нормативных документах расчёта хруп-
кой прочности корпусных сталей. К ним прежде
всего относятся данные по влиянию на радиаци-
онное охрупчивание:
7
- плотности потока нейтронов;
- энергетического спектра нейтронов;
- гамма-излучения, сопутствующего нейтронному
облучению;
- продуктов ядерных реакций;
- атомарного и молекулярного водорода.
Ранее принятые нормативные зависимости рас-
чёта величины сдвига температуры хрупкого разру-
шения ∆Τk не учитывают эти и многие другие фак-
торы, влияющие на эффекты охрупчивания материа-
лов корпусов. Поэтому ранее принятая нормативная
зависимость (2) не является консервативной по от-
ношению к новым данным исследований материала
корпуса ВВЭР-1000 и требует пересмотра [10].
Изучение природы и механизмов низкотемпера-
турного радиационного охрупчивания многокомпо-
нентных корпусных сталей ныне действующих реак-
торов ВВЭР-1000, мониторинг условий эксплуата-
ции и фактического состояния материала корпуса,
разработка методик и технологий, направленных на
восстановление свойств отработавших проектный
срок корпусов являются одной из важнейших задач
по обеспечению их безопасной и эффективной экс-
плуатации. Поэтому требуется анализ фактического
состояния основного металла и сварных соединений
корпусов всех реакторов ВВЭР, разработка методо-
логии и научно-технической базы восстановления
свойств и управления ресурсом каждого корпуса.
Для этого необходимо:
- усовершенствование программ по облучению и
испытанию образцов-свидетелей;
- внедрение методики вырезки темплетов из
основного металла и сварных швов для оценки ре-
ального состояния корпуса;
- внедрение современных методов эксплуатаци-
онного неразрушающего контроля металла корпуса,
гарантирующих выявление всех нарушений
сплошности;
- установление корреляции между свойствами,
полученными на образцах-свидетелях, и реальным
металлом корпуса;
- исследование радиационного охрупчивания ма-
териалов корпусов и сварных соединений с содер-
жанием Ni выше 1 %;
- исследование поведения корпусной стали
при длительной эксплуатации в условиях воздей-
ствия низких потоков нейтронов с учетом эффек-
та теплового старения;
- разработка методов достоверного расчёта и
нормативных документов оценки и управления
остаточным ресурсом корпуса;
- создание базы с оперативным накоплением
данных по материалам каждого корпуса;
- научное обоснование и разработка «восста-
новительной» технологии для корпусов ВВЭР-
1000.
Второй серьёзной материаловедческой пробле-
мой реакторов, в том числе и ВВЭР, является охруп-
чивание внутрикорпусных устройств (ВКУ) (рис.3).
Рис. 3. Корпус и внутрикорпусные устройства ре-
актора ВВЭР-1000: 1 – съёмная крышка корпуса;
2 – направляющие трубы для органов и приводов
СУЗ; 3 – прижимной цилиндр; 4 – патрубок выхода
теплоносителя; 5 – разделительная обечайка; 6 –
патрубок входа теплоносителя; 7 – прижимная
плита; 8 – ограничивающий пояс; 9 – корпус реак-
тора; 10 – кассеты с твэлами; 11 - корзина (шах-
та) активной зоны; 12 – тепловая защита корпуса;
13 – выгородка
Обнаруженные в последнее время эффекты гете-
рогенного распухания сталей, изменения геометрии
выгородки, искривления направляющих труб регу-
лирующих стержней в тепловых реакторах указыва-
ют на необходимость изучения этих явлений и обос-
нования ресурса и безопасной эксплуатации ВКУ
реакторов ВВЭР с их учетом. Особенно важно зна-
ние работоспособности ВКУ, несущих большую
тепловую, механическую и радиационную нагрузки,
к которым относятся (рис. 4):
шахта, являющаяся несущей конструкцией вну-
трикорпусных элементов, в том числе активной
зоны, и служащая для разделения входного и подъ-
ёмного потоков теплоносителя и воздействия ней-
тронов;
выгородка, предназначенная для формирования
поля энерговыделения, дистанционирования пере-
ферийных кассет и радиационной защиты.
Особенностью выгородки реактора ВВЭР-1000
является то, что мощный поток нейтронов и γ-кван-
тов приводит к существенным объёмным изменени-
ям за счёт роста термоупругих напряжений и, как
установлено впервые Фрэнком Гарнером [17], из-за
процесса низкотемпературного радиационного рас-
пухания.
Выгородка реактора ВВЭР-1000 представляет со-
бой монолитную пустотелую цилиндрическую
конструкцию из стали 08Х18Н10Т с внешним диа-
метром 3470 мм, внутренняя поверхность которой в
поперечном сечении повторяет конфигурацию ак-
8
тивной зоны, имеющую 90 продольных каналов для
охлаждения (рис.4).
Рис. 4. Расчётные поля повреждающей дозы в по-
перечном сечении фрагмента выгородки (сталь
Х18Н10Т) за 30 лет эксплуатации [17]
По расчётам специалистов ФЭИ и НИИАР
[18,19] на протяжении первого этапа эксплуатации
выгородки (17 лет, по 7000 эффективных часов в
год) наблюдается релаксация термоупругих напря-
жений (~ в 2 раза), на втором этапе происходит де-
формирование конструкции за счёт повышения тер-
моупругих напряжений и роста радиационного рас-
пухания стали (табл. 6).
Таблица 6
Расчетные данные изменения термоупругих
напряжений, распухания и диаметра выгородки
в процессе эксплуатации реактора [17]
.
t, лет σту , Мпа ∆V/V , % ∆d, мм
17
30
50
270
340
450
0,5-3
1-49
?
3,0
5,0
8,2
Повышение диаметра выгородки увеличивает:
- суммарные зазоры между ТВС в активной зоне,
что может приводить к увеличению искривления
ТВС в процессе эксплуатации;
- может привести к механическому нагружению
шахты реактора, ухудшению условий теплоотвода и
прогрессирующему росту температур в выгородке и
шахте, что приведёт к повышению радиационного
распухания материала выгородки;
- отсутствие плоской деформации у свободных
торцов составных частей выгородки приведет к по-
явлению поперечных зазоров, нарушению целостно-
сти конструкции и опасности нештатных протечек
теплоносителя в поперечном направлении;
- высокодозное облучение при температурах, ха-
рактерных для выгородки, приводит к полному
охрупчиванию аустенитной стали, что может приве-
сти к опасности хрупкого разрушения и фрагменти-
рованию конструкции,
- большой размах температурных напряжений
при высоком уровне статических напряжений может
привести к усталостным разрушениям.
В дополнение к реакторному оборудованию наи-
более критическими компонентами в отношении
надёжности и работоспособности АЭС являются
парогенераторы и система теплоотвода. Как видно
из табл. 5, незапланированные остановы АЭС, свя-
занные с преждевременным выходом из строя паро-
генератора или его системы, достигают 24%.
Большой удельный вес выработки электроэнер-
гии атомными станциями в Украине делают
проблему обеспечения надёжности и безопасности
работы АЭС приоритетной задачей национальной
безопасности нашего государства. Ныне практиче-
ски подавляющее большинство специалистов счита-
ет, что атомной энергетике на ближайшее время нет
альтернативы. Но нужно всегда помнить, что атом-
ная энергетика одна из самых наукоёмких отраслей
и требует постоянного научного сопровождения.
Кабинет Министров Украины специальным рас-
поряжением поручил Минтопэнерго совместно с
НАН и другими ведомствами разработать и подать в
КМ Украины проект Научно-технической Програм-
мы приоритетных направлений поддержки безопас-
ности объектов ядерно-энергетического комплекса
до 2010 года.
С целью определения основных принципов и
приоритетов государственной политики в энергети-
ческой сфере Президент Украины поддержал
предложение Национальной Академии наук о разра-
ботке энергетической стратегии страны на период
до 2030 года и дальнейшую перспективу. Проект та-
кой Программы создан и рассматривается в различ-
ных инстанциях.
В заключение следует отметить, что, к сожале-
нию, в Украине до сих пор нет инфраструктуры
ядерной энергетики. Такие её важнейшие элементы
как конструкторские и специализированные науч-
ные организации остались за пределами Украины.
Мы являемся единственной страной в мире, разви-
вающей атомную энергетику и не имеющей дей-
ствующей интегральной экспериментальной базы
для проведения широкомасштабных испытаний и
исследований по обоснованию ресурса и безопасно-
сти эксплуатации материалов АЭС. До сих пор не
нашлось возможности поддержать существующие,
ранее эффективно работающие в области атомной
науки и техники в Украине, организации. В ре-
зультате этого теряется потенциал таких крупней-
ших исследовательских институтов в этом направле-
нии как ННЦ ХФТИ, НЦ ИЯИ, ИПП, проектных
институтов КИЭП, ХИЭП и других организаций. А
ведь Украина сама должна иметь свои компетент-
ные организации, способные решать все проблемы
9
устойчивого и безопасного функционирования ядер-
но-энергетического комплекса. К сожалению, и си-
стема управления атомной отраслью в Украине про-
должает находиться в состоянии перманентной
реорганизации.
ЛИТЕРАТУРА
1. Н.А.Фридман, И.М.Фольтов. Итоги работы АЭС
Украины в 2000 г. Основные проблемы эксплуата-
ции АЭС и пути их решения. //Труды 2-ой междуна-
родной научно-технической конференции “Безопас-
ность, эффективность и экономика атомной энер-
гетики”. Москва, ВНИИАЭС, 22-23 марта, ч.1.
Электрогорск: ЭНИЦ ВНИИАЭС, 2001, с. 64−73.
2. В.Ф.Зеленский, В.Е.Иванов. Актуальные задачи
физики радиационных повреждений материалов
//Реакторное материаловедение. М.: ЦНИИатомин-
форм,. 1978, т 1. с.77−102.
3. В.Ф.Зеленский, А.С.Бакай, И.М.Неклюдов Состо-
яние и проблемы исследований по физике радиаци-
онных повреждений и радиационному материалове-
дению в СССР. Радиационное материаловедение
//Труды Международной конференции по реактор-
ному материаловедению. Алушта, 22 – 25 мая
1990г., Харьков: ХФТИ, 1990, т.1, с.24-51.
4. В.Ф.Зеленский, И.М.Неклюдов Исследования по
физике радиационных явлений, атомному материа-
ловедению и радиационным технологиям в ННЦ
ХФТИ.//Вопросы атомной науки и техники. Серия:
Физика радиационных повреждений и радиационное
материаловедение. 1999, в.1(73)−2(74), с.3 – 11.
5. А.Д.Амаев, А.М.Крюков, И.М.Неклюдов. и др
Радиационная повреждаемость и работоспо-соб-
ность конструкционных материалов. Под редакци-
ей А.М.Паршина и П.А.Платонова. г.Санкт-Петер-
бург: «Политехника», 1997, 312 с.
6. Е.Д.Домашов Ядерная энергетика – основа энер-
гетической и экономической безопасности Украи-
ны. /В сб. «Політичні, економічні проблеми енерге-
тичної безпеки”, 2001, с.18-24.
7. В.В.Кузнецов. Обоснование возможности удлине-
ния сроков службы АЭС //Атомная техника за ру-
бежом. 1989, N8, с.14-17.
8. Н.Н.Алексеенко, А.Д.Амаев, И.В.Горынин, В.А.-
Николаев. Радиационное повреждение стали корпу-
сов водо-водяных реакторов. М.: «Энергоиздат»,
1981, 192 с.
9. Нормы расчёта на плотность оборудования и
трубопроводов атомных энергетических установок
(ПНАЭГ-7002-86), «Энергоатомиздат», М. 1989.
10. П.А.Платонов, Я.И.Штромбах, Ю.А.Николаев
Анализ состояния металла корпусов действующих
реакторов ВВЭР //Труды 15 Международной конфе-
ренции по физике радиационных явлений и радиаци-
онному материаловедению. Алушта-2002. Харьков:
ННЦ ХФТИ, 2002, с. 6−7.
11. Н.С.Зарицкий, В.Г.Ковыршин. Проблема охруп-
чивания материалов корпусов ВВЭР и пути её реше-
ния. //Атомна енергетика та промисловість
України, 1999, N1, с. 20−24.
12. Г.С.Карк, А.А.Астафьев, С.И.Марков. Связь
между охрупчиванием и отпускной хрупкостью в
низколегированной стали //ФММ, 1984, т.57, в.3,
с.592−598.
13. И.А.Гиндин, И.М.Неклюдов, О.И.Волчок,
Г.К.Малик. Способ термомеханической обработки
изделий из металлов и сплавов. Авт. свид. N423859.
Бюл. изобр. 1974., N14.
14. L.Belyaeva, A.Orychtchenko, C.Petersen, V.Rybin
Postirradiation thermocyclic loading of ferritic-marten-
sitic structural materials //J. of Nucl. Mater. 1999,
271&272, p.151−154.
15. В.В.Покровский, А.Г.Иванченко, В.Г.Федоров и
др. Оценка сопротивления реакторных сталей
хрупкому разрушению после различніх режимов
ПТН и устойчивость положительного эффекта
тепловой опрессовки //Труды 5-ой Международной
конференции “Материаловедческие проблемы при
проектировании, изготовлении и эксплуатации
оборудования АЭС.” С-Петербург, ЦНИИ КМ
“Прометей”, 1098, с.304−316.
16. И.А.Гиндин, И.С.Лавриненко, И.М.Неклюдов
Способ термомеханической обработки ферромаг-
нитных материалов. Авт. свид-во N461138. Бюл.
изобр. N7, 1975.
17. F.A.Garner. Results of studies directod toward the
posibiliti that void sweling will strongly impact the op-
eration and safety of western PWRs and Russian
VVTRs //Вопросы атомной науки и техники.
С.ерия: Физика радиационных повреждений и ра-
диационное матероиаловедение. 1998, 1(67)., с.62−
63.
18. В.М.Троянов, Ю.И.Лихачев., В.К.Шамардин. и
др. Оценка и анализ термомеханического поведения
элементов ВКУ реакторов ВВЭР с учетом эффектов
облучения //Сборник докладов 5-ой межотраслевой
конференции по реакторному материаловедению,
т.2, ч.1, Димитровград, 1998, с.3−18.
19. В.К.Шамардин., В.С.Неустроев, В.И.Прохоров и
др. Оценка и анализ термомеханического поведения
элементов ВКУ реакторов ВВЭР с учетом эффектов
облучения //Сборник докладов 5-ой межотраслевой
конференции по реакторному материаловедению,
т.2, ч.1, Димитровград, 1998, с.19−39.
10
РАЗДЕЛ ПЕРВЫЙ
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ
Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины
Таблица 1
Производство электроэнергии АЭС Украины в 2001 году
АЭС
Производство элекроэнергии,
Срок продления, годы
Таблица 5
Причины останов АЭС
Таблица 6
литература
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80076 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T17:36:03Z |
| publishDate | 2002 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Неклюдов, И.М. 2015-04-11T16:21:22Z 2015-04-11T16:21:22Z 2002 Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины / И.М. Неклюдов // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — № 3. — С. 3-10. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80076 621.039.53 В 2010 – 2021 годах истекают установленные сроки работы 12 энергоблоков АЭС Украины. Опыт России, США и других стран, развивающих атомную энергетику, указывает на возможность продления срока работы АЭС на 10…20 лет. Для этого необходимо установление реального остаточного ресурса материалов основного оборудования атомных реакторов, научное обоснование возможности продления срока службы, разработка и введение в действие до полусотни нормативных документов о порядке продления срока эксплуатации АЭС. Минимальный срок для принятия решения по продлению ресурса работы АЭС составляет 5 лет до окончания проектного времени эксплуатации энергоблока. Если с 2005 года не начать работы по продлению сроков эксплуатации энергоблоков АЭС, то уже до 2020 года Украина потеряет 11000 МВт установленной мощности. У 2010-2021 роках закінчуються встановлені строки роботи 12 енергоблоків АЕС України. Досвід Росії, США та інших країн, які розвивають атомну енергетику, вказують на можливість продовження строку роботи АЕС на 10…20 років. Для цього потрібно встановлення реального залишкового ресурсу матеріалів основного обладнання атомних реакторів, наукове обгрунтування можливості продовження строку служби, розробка та запровадження в дію біля полусотні нормативних документів щодо порядку продовження строку експлуатації АЕС. Мінімальний термін для прийняття рішення щодо продовження ресурсу роботи АЕС становить 5 років до закінчення проектного терміну експлуатації енергоблоку. Якщо з 2005 року не розпочати роботи по продовженню терміну експлуатації енергоблоків АЕС, то вже до 2020 року Україна втратить 11000 МВт встановленої потужності. In 2010-2021 the designed service life of 12 fuel units of Atomic Power Station of Ukraine terminates. Experience of Russia, USA and other countries that develop nuclear power points out the possibility of APS service life extension on 10…20 years. To realize this it is necessary to determine the real safe fatigue life of materials of nuclear reactors main equipment to provide the scientific basis for safe service life extension, to develop and to introduce into practice near fifty standards on the nuclear station safe service life extension. The minimum term to decide on the possibility of AS service life prolongation makes 5 years before the power unit designed service life termination. If these activities will be not started in 2005 Ukraine will loss in 2020 11000 MWt of fixed power. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Общие вопросы Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины Article published earlier |
| spellingShingle | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины Неклюдов, И.М. Общие вопросы |
| title | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины |
| title_full | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины |
| title_fullStr | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины |
| title_full_unstemmed | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины |
| title_short | Состояние и проблемы материалов атомных реакторов Украины |
| title_sort | состояние и проблемы материалов атомных реакторов украины |
| topic | Общие вопросы |
| topic_facet | Общие вопросы |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80076 |
| work_keys_str_mv | AT neklûdovim sostoânieiproblemymaterialovatomnyhreaktorovukrainy |