По словам главы ЦНИИТМаш, перед нашей атомной отраслью стоят сразу три вызова. Первый — это требования зарубежных проектов, отличные от традиционной практики. Второй — изменения нормативного ландшафта. И, наконец, третий, повышение рабочих параметров теплоносителя и радиационной нагрузки, а также увеличение сроков службы атомных энергетических установок. Как заявил Виктор Орлов, все эти вызовы предъявляют совершенно новый уровень требований ко всем типам конструкционных материалов, а также топливных элементах и всей сопутствующей инфраструктуре, обеспечивающей циркуляцию теплоносителя.
Тем не менее, третий вызов — самый важный, уверен Виктор Орлов. «Сегодня мы уверенно говорим о сроке эксплуатации (ядерного реактора) 80 лет и достаточно аргументированно утверждаем, что готовы к переходу на длительность эксплуатации до 100 лет», — заявил глава ЦНИИТМаш.По его словам, в нашей стране существует объемный конгломерат научных школ, а вся кооперация, работающая над этой проблематикой, насчитывает сейчас более 50 предприятий. И некоторые из них уже достигли определенных успехов в этом направлении. Прежде всего это НИЦ «Курчатовский институт».
По словам руководителя отдела аналитических методов исследования материалов и перспективных технологий «Курчатовского института» Алексея Фролова, для корпусов действующих реакторов типа ВВЭР используются малолегированные стали системы никель-хром-молибден-ванадий, которые имеют много положительных качеств, включая относительно низкую стоимость. «Однако опыт эксплуатации изделий из этих сталей показал, что в процессе нейтронного облучения и высоких температур происходит радиационно-индуцированные изменения их структуры, что ведет к деградации свойств и, следовательно, ограничивает их ресурс», — говорит Алексей Фролов. — «Поэтому были разработаны процедуры по продлению ресурса изделий из данных сталей».
Речь идет о так называемых восстановительных отжигах, когда корпус реактора с помощью специальной установки нагревают до 475 градусов Цельсия, выдерживают в таком состоянии 150 часов и затем дают ему медленно остыть, благодаря чему металл корпуса восстанавливает свои механические свойства. Считается, что восстановительный отжиг позволяет вернуть эксплуатационные характеристики металла реактора к исходному состоянию на 80-85%.
На текущий момент все действующие реакторы ВВЭР-440 прошли один или два отжига. Кроме того, пилотный отжиг прошел корпус реактора ВВЭР-1000 Балаковской АЭС. Благодаря этому удалось продлить срок его эксплуатации до 60 лет, что позволило получить экономический эффект почти в 161 млрд рублей.
По словам Алексея Фролова, накопленный опыт эксплуатации реакторов типа ВВЭР дал возможность выявить основные механизмы радиационного охрупчивания используемых материалов. Это позволило создать совершенно новые материалы для корпусов ядерных реакторов с улучшенными свойствами. Так, например, ЦНИИ КМ «Прометей» разработал новые стали для реактора третьего поколения ВВЭР-ТОИ и для реактора четвертого поколения ВВЭР-СКД, который должен появиться в сороковых годах нынешнего века. В этих сталях было снижено содержание никеля и целого ряда примесей.
«Однако, для реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителей потребовались новые стали, которые могут обеспечить категорию 65+ при температурах 400 градусов Цельсия. С этой задачей успешно справился ЦНИИТмаш, разработав сталь с содержанием никеля около 5% и специальной термической обработкой, что в комплексе позволило обеспечить требуемые параметры для стали корпуса реактора ВВЭР-СКД», — заявил Алексей Фролов.
Еще один важный момент — это выбор материалов для активной зоны перспективного реактора ВВЭР-СКД. Речь идет прежде всего об оболочке тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и конструкции самого ТВЭЛ. Предварительный анализ экспертов «Курчатовского института» показал, что для обеспечения безопасности эксплуатации активной зоны требуется решения ряда проблем, в частности «необходимо исключить повышенную общую коррозию материала ТВЭЛ при контакте с теплоносителем сверхкритических параметров».
