Все новости

Отжиг предотвратит охрупчивание ядерных реакторов

Новая технология позволит сэкономить значительные средства на выведении из эксплуатации старых АЭС.

Ученые из Научно-исследовательского центра «Курчатовский институт» и Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ» проанализировали состояние корпуса ядерного реактора ВВЭР-440. Они сделали это с помощью разработанной в НИЦ «Курчатовский институт» технологии, которая позволяет увеличить срок службы реакторов до 45 лет. Новая технология позволит значительно сэкономить на демонтаже старых реакторов и строительстве новых. Соответствующая статья опубликована в Journal of Nuclear Materials.

В настоящий момент большинство атомных реакторов на планете водо-водяные, то есть такие, в которых охлаждение активной зоны идет за счет воды. Герметичность корпуса реактора определяет его способность удерживать воду, а значит, и нормально охлаждаться, что позволяет вести безаварийную работу. Поэтому именно ресурс корпуса реактора — ключевой ограничитель ресурса АЭС в целом.

В ходе работы реактора прочность стали его корпуса падает, поскольку происходит ее облучение быстрыми нейтронами, создающими в толще материала наноразмерные радиационные дефекты (полости). При этом прочность стали корпуса формально растет, но пластичность и трещиностойкость — снижаются. Этот процесс называется радиационным охрупчиванием стали. В безаварийном режиме реактор может работать еще очень долго, однако со временем возрастает вероятность разрушения корпуса при заливе холодной воды в случае аварии.

Для продления срока службы корпусов советских водо-водяных реакторов ВВЭР-440 еще в 1991 году был проведен их первый восстановительный отжиг. При отжиге корпус нагревают, а потом охлаждают, отчего зерна в его структуре слегка меняют свои границы, полости уменьшаются, а устойчивость к трещинам растет. Такая методика позволила продлить срок службы реакторов до 45 лет.

Есть возможность и дальнейшего экономически выгодного продления срока их службы до 60 лет, но для этого необходимо проведение повторного восстановительного отжига с предварительным лабораторным обследованием состояния стали корпусов реакторов, проработавших после первого отжига длительный период. Только после такого исследования станет ясно, стоит ли проводить повторный отжиг. Пилотный его вариант и провели российские физики.

Технология отжига была разработана и запатентована в Курчатовском институте, она предполагает определенную температуру, время выдержки нагрева, скорость нагрева до температуры отжига на разных этапах и скорость охлаждения корпуса реактора после отжига. В ходе пилотного исследования из действующих корпусов реактора ВВЭР-440 вырезали пробы (темплеты), которые затем подвергли тщательному изучению в лаборатории, а после него — повторному отжигу и исследованию.

Для изучения изменений стали ученые использовали высокоразрешающие современные методы: просвечивающую и растровую электронную микроскопию, атомно-зондовую томографию и электронную спектроскопию. А для определения степени радиационного охрупчивания стали исследователи провели механические испытания образцов (до и после отжига) на статическое растяжение и ударный изгиб.

Выяснилось, что повторный отжиг при температуре 475 градусов по Цельсию на протяжении 150 часов подряд в целом дает реакторной стали параметры, вполне достаточные для успешного продолжения работы реакторов после повторного отжига стали их корпусов. Реализация такого решения позволит продлить работу соответствующих АЭС. Поскольку основная часть стоимости «атомного» электричества приходится на капиталовложения — что заметно отличает их от ТЭС, где ведущую долю стоимости «забирает» топливо, — продление срока эксплуатации уже построенных АЭС означает заметное снижение себестоимости их электроэнергии.

Об истории ядерной энергетики, знаменитых и скрываемых авариях на АЭС, а также других интересных и необычных случаях, связанных с мирным атомом, читайте в материале «Чердака» «Яркие воспоминания».