25.06.2018

https://newizv.ru/news/tech/24-06-2018/rossiyskie-atomschiki-nauchilis-otzhigat-reaktory

Открытие принадлежит  группе ученых из Курчатовского института и Национального исследовательского ядерного университета МИФИ. Новая технология позволит значительно сэкономить средства на демонтаже старых энергоблоков. И позволит  увеличить  срок службы реакторов до 60 лет.

Надежда Попова

Статья  об  этом  открытии  опубликована в издании Journal of Nuclear Materials.

Сегодня большинство атомных реакторов в мире   - это ВВЭР - водо-водяные энергетические реакторы. Охлаждение активной зоны в реакторах  этого типа идет за счет воды. Герметичность корпуса  ядерного реактора определяет его способность удерживать воду, а значит, и нормально охлаждаться, что позволяет вести работу без аварий.  

   Все эксперименты  с продлением службы  ядерных реакторов  идут сегодня с одним из самых надежных отечественных  реакторов  -  это  ВВЭР-440. Именно ВВЭР-440 работают на  Кольской, Нововоронежской атомных станциях. Советский Союз соорудил ядерные  реакторы  этого типа на атомных станциях в Болгарии, АЭС "Козлодуй".  На Кубе,  АЭС "Хурагуа". ВВЭР-440 до сих пор работают  на АЭС "Дукованы" (Чехия), АЭС "Ловииса" (Финляндия"), АЭС "Мецамор"( Армения), АЭС "Пакш" (Венгрия),  в Словакии   - на  двух  АЭС -"Моховце" и " Богунице".  Всего  был построен 21 такой реактор.

  Разработчик ВВЭР-440 - ОКБ «Гидропресс» ( Подольск Московской области). Научный руководитель - Курчатовский институт. Первоначально планировался на электрическую мощность 500 МВт, но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт . Сегодня у некоторых энергоблоков за счёт модернизации номинальная мощность увеличена. Максимально на АЭС "Ловииса" (510 МВт) в Финляндии.

 - В  ходе работы ядерного  реактора прочность стали корпуса падает, -рассказывает  доктор  технических наук, профессор Игорь Острецов, -поскольку происходит  облучение  нейтронами, создающими в толще материала радиационные дефекты - полости. И хотя  прочность стали корпуса формально растет,  трещиностойкость - снижается. Этот процесс называется радиационным охрупчиванием стали.

    -Для продления срока службы корпусов  водо-водяных реакторов ВВЭР-440  еще  более 25 лет назад  был проведен их первый восстановительный отжиг, - вспоминает  физик- ядерщик Лев Максимов.-  При отжиге корпус нагревают, а потом охлаждают, полости уменьшаются, а устойчивость к трещинам растет. Именно эта  методика позволила продлить срок службы ядерных  реакторов до 45 лет.

  Ученые   решили сделать  повторный восстановительный отжиг с предварительным  лабораторным  исследованием,  чтобы  довести службу  реакторов  до 60 лет. Новый  эксперимент прошел удачно. В ходе  исследования из действующих корпусов реактора ВВЭР-440 вырезали пробы, которые затем подвергли тщательному изучению в лаборатории. И уже потом  подвергли  повторному отжигу. Для изучения изменений стали  использовали высокоразрешающие современные методы: атомно-зондовую томографию и электронную спектроскопию. Для определения степени радиационного охрупчивания  металла исследователи провели механические испытания образцов на статическое растяжение и ударный изгиб. Выяснилось: повторный отжиг при температуре 475 градусов по Цельсию на протяжении 150 часов подряд в целом дает стали в ядерном реакторе параметры, достаточные для успешного продолжения работы после повторного отжига. Новый, удачный  эксперимент позволит продлить работу атомных электростанций станций с реакторами  типа ВВЭР как у нас, в России, так и за ее пределами.

Технология нового отжига  запатентована в Национальном исследовательском центре "Курчатовский  институт".

Из досье "НИ"

Национальный исследовательский  центр "Курчатовский  институт" - ранее Институт атомной энергии  имени И. В. Курчатова -советский и российский научно-исследовательский институт. Основан в 1943 году. В 1991 году  преобразован в научный центр.  НИЦ "Курчатовский институт" подчинён непосредственно Правительству РФ, не входит в состав  РАН.