Специалисты НИЦ "Курчатовский институт" с участием дипломников и аспирантов из Национального исследовательского ядерного университета "МИФИ" проанализировали структурное состояние сталей корпуса ядерного ректора ВВЭР-440 при помощи разработанной в НИЦ "Курчатовский институт" технологии, которая позволяет увеличить срок службы реакторов до 45 лет и значительно сэкономить на демонтаже старых реакторов и строительстве новых. Результаты исследования опубликованы в журнале Journal of Nuclear Materials.
Корпус водо-водяного ядерного реактора (наиболее распространенный тип реактора в мире) ВВЭР-440 – один из самых важных узлов ядерной энергетической установки. Надежность и работоспособность корпуса во многом определяет безопасность работы АЭС в целом.
В процессе эксплуатации под действием облучения быстрыми нейтронами происходит радиационное упрочнение (снижение пластичности) сталей корпуса реактора за счет образования наноразмерных радиационных дефектов и радиационно-индуцированных фаз. Под действием рабочей температуры корпуса реактора (~ 300 °С) и облучения на границах зерен также образуются сегрегации примесных элементов, которые снижают прочность границ зерен. Образование зернограничных сегрегаций вредных примесей вызывает снижение трещиностойкости сталей.
Это ограничивает срок безопасного использования корпуса реактора, так как со временем возрастает вероятность его хрупкого разрушения при заливе холодной воды в случае аварии. Для продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР-440 в 1991 году был проведен восстановительный отжиг ряда корпусов реакторов, что позволило продлить их срок службы до 45 лет.
По словам ученых, для дальнейшего экономически выгодного продления срока службы до 60 лет необходимо проведение повторного восстановительного отжига с предварительным обследованием структурного состояния и механических свойств сталей корпусов реакторов, проработавших после первого отжига длительный период.
Технология отжига была разработана и запатентована в НИЦ "Курчатовский институт", она предполагает определенную температуру, время выдержки, скорость нагрева до температуры отжига на разных этапах и скорость охлаждения. Суть метода заключается в том, что из действующих корпусов реактора ВВЭР-440 вырезают пробы (темплеты), которые подвергают тщательному исследованию, повторному отжигу и повторному исследованию.
"Только после проведения данной процедуры можно дать рекомендации по возможности продления срока службы корпуса реактора и определить темп его дальнейшего послеотжигового радиационного охрупчивания",
— рассказала главный научный сотрудник НИЦ "Курчатовский институт", профессор Института ядерной физики и технологий МИФИ Евгения Кулешова.
По словам исследователей, данный способ позволяет увеличить срок службы реакторов до 60 лет и, кроме того, значительно сэкономить на демонтаже старых реакторов и строительстве новых. "Проведение восстановительного отжига по заданному режиму приводит к растворению радиационно-индуцированных преципитатов и радиационных дефектов, а также зернограничных сегрегаций. В результате происходит возврат структуры и свойств сталей к исходному состоянию, а, следовательно, продление срока их службы. Поэтому так необходимы знания о структуре и механических свойствах сталей корпуса реактора на разных стадиях их эксплуатации, в том числе и после восстановительных отжигов", – отметила Евгения Кулешова.
В ходе исследования использовались высокоразрешающие современные методы: просвечивающая и растровая электронная микроскопия, атомно-зондовая томография и оже-электронная спектроскопия. Для определения степени радиационного охрупчивания сталей были проведены механические испытания на статическое растяжение и ударный изгиб.
"Участие студентов МИФИ в данном исследовании иллюстрирует связь российских университетов с реальной наукой и экономикой, которая позволяет студентам уже с институтской скамьи участвовать в научных разработках, решать большие задачи. Это позволяет повысить их уровень знаний и компетенции, а также способствовать реальной экономической выгоде стране", – рассказала Евгения Кулешова.