Ученые "омолодят" ядерный реактор и повысят безопасность АЭС
14.06.2018
МОСКВА, 13 июн — РИА Новости. Специалисты НИЦ
"Курчатовский институт" с участием дипломников и аспирантов из
Национального исследовательского ядерного университета "МИФИ"
проанализировали структурное состояние сталей корпуса ядерного ректора ВВЭР-440
при помощи разработанной в НИЦ "Курчатовский институт" технологии,
которая позволяет увеличить срок службы реакторов до 45 лет и значительно
сэкономить на демонтаже старых реакторов и строительстве новых. Результаты
исследования опубликованы в журнале Journal of Nuclear Materials.
Корпус водо-водяного ядерного реактора (наиболее
распространенный тип реактора в мире) ВВЭР-440 – один из самых важных узлов
ядерной энергетической установки. Надежность и работоспособность корпуса во
многом определяет безопасность работы АЭС в целом.
В процессе эксплуатации под действием облучения быстрыми
нейтронами происходит радиационное упрочнение (снижение пластичности) сталей корпуса
реактора за счет образования наноразмерных радиационных дефектов и
радиационно-индуцированных фаз. Под действием рабочей температуры корпуса
реактора (~ 300 °С) и облучения на границах зерен также образуются сегрегации
примесных элементов, которые снижают прочность границ зерен. Образование
зернограничных сегрегаций вредных примесей вызывает снижение трещиностойкости
сталей.
Это ограничивает срок безопасного использования корпуса
реактора, так как со временем возрастает вероятность его хрупкого разрушения
при заливе холодной воды в случае аварии. Для продления срока службы корпусов
реакторов ВВЭР-440 в 1991 году был проведен восстановительный отжиг ряда
корпусов реакторов, что позволило продлить их срок службы до 45 лет.
По словам ученых, для дальнейшего экономически выгодного
продления срока службы до 60 лет необходимо проведение повторного
восстановительного отжига с предварительным обследованием структурного
состояния и механических свойств сталей корпусов реакторов, проработавших после
первого отжига длительный период.
Технология отжига была разработана и запатентована в НИЦ
"Курчатовский институт", она предполагает определенную температуру,
время выдержки, скорость нагрева до температуры отжига на разных этапах и
скорость охлаждения. Суть метода заключается в том, что из действующих корпусов
реактора ВВЭР-440 вырезают пробы (темплеты), которые подвергают тщательному
исследованию, повторному отжигу и
повторному исследованию.
"Только после проведения данной процедуры можно дать
рекомендации по возможности продления срока службы корпуса реактора и
определить темп его дальнейшего послеотжигового радиационного
охрупчивания", — рассказала главный научный сотрудник НИЦ
"Курчатовский институт", профессор Института ядерной физики и
технологий МИФИ Евгения Кулешова.
РИА Новости https://ria.ru/atomtec/20180613/1522371867.html
-