Актуальні проблеми фізики динамічних пошкоджень в елементах першого контуру реакторів типу ВВЕР

І. Г. Шараєвський, Т. С. Власенко, Л. Б. Зімін,
А. В. Носовський, Н. М. Фіалко, Г. І. Шараєвський 

Інститут проблем безпеки АЕС НАН України,
вул. Лисогірська, 12, Київ, 03028, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.22.2.1

Анотація

У контексті актуальної проблематики фізики експлуатаційних пошкоджень сучасних реакторних сталей, що виробляються у провідних країнах світу (США, Росія, Західна Європа) і застосовуються для виготовлення корпусів ядерних реакторів та іншого обладнання першого контуру ядерних енергоустановок, розглянуто характерні особливості можливих динамічних пошкодженнь у відповідальних елементах цього обладнання. Зазначену проблематику систематизовано з позицій аналізу ефектів радіаційного окрихчування, а також фізико-хімічних процесів, що за певних умов здатні розвиватися в діючому обладнанні АЕС України, що вже відпрацьовують свій проєктний експлуатаційний ресурс. Розглянуто характерні особливості можливих динамічних пошкоджень у діючому реакторному обладнанні українських та зарубіжних АЕС. Проблематику систематизовано в першу чергу з позицій аналізу експлуатаційної стійкості вітчизняних та зарубіжних реакторних сталей щодо їхнього радіаційного окрихчування. Проаналізовано особливості перебігу цього фізичного процесу, що має бути взятим до уваги при визначенні максимально можливих термінів продовження безпечної експлуатації ядерних енергоблоків з реакторами типу ВВЕР на АЕС України. Розглянуто головні металофізичні властивості різних типів реакторних сталей та можливі проблеми, що спричиняються нейтронним опромінюванням, фізикохімічними процесами, вібраційною і термомеханічною втомлюваністю, загрожують непрогнозованою раптовою руйнацією корпусів реакторів. Особливу увагу приділено механічним пошкодженням та процесам, якими супроводжується експлуатація корпусів реакторів в умовах дії циклічних та динамічних навантажень. Наведено застереження щодо необґрунтованого продовження терміну безпечної експлуатації діючих реакторів. Відзначено суттєве технологічне відставання колишньої радянської, а зараз російської металургії від рівня металургії провідних західних країн. Наведено дані щодо високих експлуатаційних властивостей новітніх американських сталей, з яких у США виготовляються сучасні реактори типу АР1000, та обумовлені цими властивостями безпекові, технічні, економічні та екологічні переваги застосування в Україні цих реакторів у порівнянні з новими моделями реакторів типу ВВЕР-1000 та ВВЕР-1200.

Ключові слова: корпус реактора, реакторна сталь, термомеханічне та радіаційне окрихчування, експлуатаційний ресурс, термін безпечної експлуатації

Список використаної літератури

1. Енергетична стратегія України на період до 2035 року «Безпека, енергоефективність, конкурентоспроможність» [Схвалено розпорядженням Кабінету Міністрів України від 18.08.2017 р. № 605-р]. — 66 с. — Режим доступу: http://mpe.kmu.gov.ua/minugol/doccatalog/document?id=245229554.

2. Нечаєва Т. П. Оцінка доцільності впровадження перспективних ядерних реакторів з урахуванням вимог до надійності та екологічності функціонування ОЕС України / Т. П. Нечаєва // Проблеми загальної енергетики. — 2018. — № 1(52). — С. 42–48.

3. Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов / В. И. Карась, А. О. Комаров, В. Г. Папкович [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 3. — С. 194–199.

4. Структурные критерии выбора режимов восстановительного отжига материала корпусов реакторов ВВЭР-1000 / Б. А. Гурович, Я. И. Штромбах, Е. А. Кулешова, С. В. Федотова // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 50–57.

5. Влияние никеля на радиационное охрупчивание основного металла и металла швов стали 15Х2НМФА-А / А. М. Морозов, В. А. Николаев, Е. В. Юрченко, В. Г. Васильев // Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС: Тр. VI междунар. конф. (Санкт-Петербург, 19–23 июня 2000 г.). — Санкт-Петербург : Прометей 2000. — Т. 2. — С. 372–396.

6. Карзов Г. П. Разработка и совершенствование радиационно стойких сталей для корпусов водо-водяных атомных реакторов / Г. П. Карзов, В. А. Николаев, Т. Н. Филимонов // Вопросы материаловедения. — 2006. — Т. 45, № 1. — С. 111–123.

7. Касаткин О. Г. Тепловое охрупчивание сварных соединений корпусов реакторов типа ВВЭР / О. Г. Касаткин // Вопросы атомной науки и техники. — (Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение»). — 2009. — Т. 94, № 4–2. — С. 232–235.

8. Назарчук З. Т. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів атомних електростанцій / З. Т. Назарчук, І. М. Неклюдов, В. Р. Скальський (НАН України, ННЦ «Харківський фізико-технічний інститут» фізико-механічний інститут ім. Г. В. Карпенка). — Київ : Наук. думка. — 2016–306 с.

9. Урядовий портал. Кількість атомних енергоблоків, що побудують в Україні за технологіями Westinghouse, збільшилась до 9 [Електронний ресурс] // kmu — Режим доступу: https://www.kmu.gov.ua/news/kilkist-atomnihenergoblokiv-shcho-pobuduyut-v-ukrayini-za-tehnologiyamiwestinghouse-zbilshilas-do-9. — Назва з екрана. — Дата публікації: 03.06.2022. Дата перегляду: 03.08.2022.

10. Красовский А. Я. Хрупкость металлов при низких температурах / А. Я. Красовский. — Киев : Наук. думка. — 1980. — 340 с.

11. Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2012. — 528 с.

12. Теплофизика повреждений реакторных установок / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2013. — 528 с.

13. Aging and life extension of major light water reactor components / V. N. Shah, P. E. MacDonald. — New York : Elsevier Science & Technology. — 1993. — 943 p.

14. Радиационное охрупчивание корпусных сталей реактора ВВЭР-1000 / Э. У. Гриник, Л. И. Чирко [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 57–60.

15. Оценка вязкости разрушения корпусных материалов реактора ВВЭР-1000 / Э. У. Гриник, В. Н. Ревко, Л. И. Чирко, Ю. В. Чайковский // Ядерна фізика та енергетика. — 2007. — Т. 8, № 19. — С. 83–88.

16. ПНАЭ Г-7–002–86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. — Москва : Энергоатомиздат, 1989. — 525 с.

17. Lambrigger M. Weibull master curves and fracture toughness testing. Part III. Master curves for the evaluation of dynamic Charpy impact tests / M. Lambrigger // J. Mater. Sci. — 1999. — Vol. 34. — P. 4447–4455.

18. Хмара Д. О. Зауваження громадськості щодо продовження експлуатації енергоблоків АЕС України у понадпроектний термін / Д. О. Хмара // Ядерна та радіаційна безпека. — 2010. — № 1. — С. 43–47.

19. Проскуряков К. Н. Теплогидравлические причины роста динамических напряжений трещин в крышках корпусных реакторов / К. Н. Проскуряков // Теплоэнергетика. — 2006. — № 9. — С. 22–25.

20. Шараєвський І. Г. Розпізнавання передаварійних теплогідравлічних процесів у водоохолоджуваних ядерних енергетичних реакторах: автореф. дис. … д-ра техн. наук / І. Г. Шараєвський. — Київ : ІПБ АЕС НАН України, 2010. — 48 с.

21. Карзов Г. П. Материаловедческие аспекты новых принципов повышения эксплуатационных характеристик теплоустойчивых сталей для корпусов АЭУ и их практическая реализация / Г. П. Карзов, И. В. Теплухина // Вопросы атомной науки и техники. — (Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение»). — 2011. — № 2. — С. 46–53.

22. Монахов А. С. Атомные электрические станции и их технологическое оборудование / А. С. Монахов. — Москва : Энергоатомиздат, 1986. — 224 с.

23. Тимофеев Б. Т. Стойкая к радиации / Б. Т. Тимофеев, А. О. Зотова // Атомная стратегия. — 2006. — Т. 24, № 4. — С. 28–29.

24. Preliminary materials selection issues for the next generation nuclear power plants pressure vessel / K. Natesan, S. Majumdar, P. S. Shankar, V. N. Shah / Report ANL / EXT — 06/45. — Argonne, 2006. — 109 p.

25. Integrity of reactor pressure vessels in nuclear power plants assessment of irradiation embrittlement effects and reactor pressure vessel steels / IAEA Nuclear Energy Series NP-T-3.11. — Vienna, 2009. — 156 p

Повна стаття (PDF)


Опубліковано
2022-12-21

Якщо стаття прийнята до друку в журналі «Ядерна енергетика та довкілля», автор має підписати угоду про передачу авторських прав. Угода надсилається на поштову (оригінал) або електронну адресу (сканована копія) Редакції журналу.

Всі матеріали поширюються на умовах ліцензії  Creative Commons Attribution License International CC-BY, яка дозволяє іншим розповсюджувати роботу з визнанням авторства цієї роботи і першої публікації в цьому журналі.

Insert math as
Block
Inline
Additional settings
Formula color
Text color
#333333
Type math using LaTeX
Preview
\({}\)
Nothing to preview
Insert