Металофізичні проблеми надійності зварювальних з’єднань корпусів реакторів 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/10.31717/2311-8253.22.3.1

Анотація

Проаналізовано й узагальнено перспективи та можливості заміни потужностей ядерних енергоблоків АЕС України, які наразі майже повністю відпрацьовують свій експлуатаційний ресурс, а також можливості продовження гарантованого терміну їхньої експлуатації. На основі вивчення тенденцій реакторобудування та пропозицій на світовому ринку обрано й рекомендовано як базову перспективну для застосування в Україні модерну модель водо-водяного ядерного реактору великої потужності покоління 3+ АР1000 виробництва компанії Westinghouse El. Corp. Розглянуто результати нових досліджень щодо динаміки втрати міцності реакторних сталей корпусів реакторів ВВЕР та їхніх зварювальних з’єднань під дією радіаційного опромінювання. Основну увагу приділено присутності та процесам міграції і сегрегації у кристалічній структурі реакторних сталей шкідливих домішок, зокрема фосфору та нікелю. Зроблено висновок про суттєві переваги нових закордонних металургійних технологій, застосування яких у корпусних сталях забезпечує надійність та підвищений гарантований термін безпечної експлуатації реакторів PWR, зокрема типу АР1000. Оцінено невідкладні проблеми введення в Національну об’єднану енергетичну систему України додаткових маневрових потужностей і зроблено висновок про можливість їхнього вирішення шляхом підвищення маневрових характеристик наявних ядерних енергоблоків великої потужності та (переважно) шляхом прискореного будівництва і введенняв експлуатацію малих модульних реакторів із високими маневровими характеристиками, зокрема моделі SMR-160 виробництва компанії SMR LLC (США).

Ключові слова: ядерний енергоблок, експлуатаційний ресурс, корпус реактора, радіаційна окрихчуваність сталі, заміна устаткування

Список використаної літератури

1. Реакторная сталь. Условия работы конструкционных материалов и требования к ним // STEELCAST.RU. — Режим доступа: http://Steelcast.ru/reactor_steel100.
2. Касаткин О. Г. Тепловое охрупчивание сварных соединений корпусов реакторов ВВЭР / О. Г. Касаткин // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика
радиационных повреждений и радиационное материаловедение. — 2009. — Т. 94, № 4–2. — С. 232–235.
3. 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. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. — 2011. — № 2. — С. 46–53.
4. Preliminary materials selection issues for the next generation nuclear power plants pressure vessel. Report ANL/EXT-06–45 / K. Natesan, S. Majumdar, P. S. Shankar, V. N. Shah. — Argonne : Argonne National Laboratory, 2006. — 109 p.
5. 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 : IAEA, 2009. — 156 p.
6. Druce S. G. Efect of ageing on properties of pressure vessel steel / S. G. Druce, G. Gage, G. Jordan // Acta Metallurgica. — 1986. — Vol. 4. — P. 641–652.
7. Standard guide for in-service annealing of light-water moderated nuclear reactor vessels. ASTM E509-03. — West Conshohocken, 2008. — 11 p. — Available at: https://www.
astm.org/e0509-03r08.html.
8. Bulloch J. H. Reversed temper embrittlement — environmentally assisted cracking interactions in ferrite low alloy steels / J. H. Bulloch // Theor. And Appl. Fracture
Mech. — 1994. — Vol. 21. — P. 143–155.
9. Herring D. H. The heat treat doctor: The embrittlement phenomena in hardened tempered steel / D. H. Herring // Industrial Heating. — 2006. — Available at: http://www.
industrialheating.com/Aarticles/Column/ 34f38218045ae 010VgnVCM100000f932a8c0.
10. Касаткин О. Г. Механизм охрупчивания сварных соединений корпусов реакторов типа ВВЭР под действием примесей / О. Г. Касаткин // Тр. V Междунар. науч.-практ. конф. «Материаловедческие проблемы при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (Пушкин, 7–14 июля 1988). — СанктПетербург : Прометей, 1988. — № 2. — С. 168–176.
11. Применение новых сварочных материалов для кольцевых швов на корпусах реакторов АЭС повышенной мощности / И. В. Горынин, В. А. Игнатов, Б. Т. Тимофеев, Ю. И. Шкатов // Автоматическая сварка. — 1983. — № 10. — С. 38–42.
12. Совершенствование материалов и технологии сварки для повышения безопасности и ресурса АЭС с реакторами ВВЭР / И. В. Горынин, Г. П. Карпов, Б. Т. Тимофеев, С. Н. Галяткин // Автоматическая сварка. — 2006. — № 3. — С. 3–8.
13. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов / Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, И. В. Горынин, В. А. Николаев [под ред. И. В. Горынина]. — Москва : Энергоиздат, 1981. — 192 с.
14. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов / Под ред. А. М. Паршина, П. А. Платонова. — Санкт-Петербург : Политехника, 1997. — 312 с.
15. ПНАЭ Г-7–002–86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. — Москва : Энергоатомиздат, 1989. — 525 с.
16. Усталостная прочность металла шва сварных соединений из стали марки 15Х2НМФА / Р. П. Виноградов, М. А. Даунис, Б. Т. Тимофеев и др. // Вопросы судостроения. Сер. Сварка. — 1976. — № 22. — С. 46–54.
17. 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.
18. Азаров С. І. Огляд стану світової атомної енергетики / С. І. Азаров, В. Л. Сидоренко // Проблеми загальної енергетики. — 2019. — № 1 (56). — С. 24–30.
19. Examination of accident at Tokyo Electric Power Co. Inc.’s Fukushima Daichi Nuclear Station and Proposal of Countermeasures / Japan Nuclear Technology Institute, 2012. — P. 35–42.
20. Nuclear Power Reactors / World Nuclear Association. — Available at: http://www.world-nuclear.org/informationlibrary/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/
nuclear-power-reactors.aspx.
21. Power Reactor Information System (PRIS). — International Atomic Energy Agency (IAEA). — Available at: https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/CountryStatisticsLandingPage.aspx.
22. Нечаєва Т. П. Пріоритетні напрями довгострокового розвитку національної атомної енергетики / Т. П. Нечаєва // Проблеми загальної енергетики. — 2019. — № 2 (57). — С. 27–34.
23. 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.

Повна стаття (PDF)