Активная зона
Новые марки стали практически снимают ограничения по срокам эксплуатации реакторов.
Сердце АЭС — корпус атомного реактора является одним из ключевых элементов станции. Его важнейшая роль – предотвращение выхода радиоактивных продуктов за пределы активной зоны. Именно от состояния корпуса зависит надежная и безопасная эксплуатация атомного реактора и, в конечном счете, определяется время работы энергетической установки и АЭС в целом.
И материалах нового поколения и о реакторах нам рассказал руководитель ЦНИИТМАШ Алексей ДУБ, д.т.н., профессор, лауреат государственной премии Российской Федерации в области науки и технологий за комплекс работ по созданию нового класса высокопрочных радиационностойких материалов для корпусов атомных реакторов.
СПРАВКА: В настоящее время НПО ЦНИИТМАШ входит в Атомэнергомаш, является головной материаловедческой и технологической организации. В 1994 году институту присвоен статус Государственного научного центра Российской Федерации. В состав НПО входят пять специализированных институтов, опытное производство, испытательные и аттестационные центры.
Что такое отжиг корпусов?
В процессе эксплуатации атомных реакторов, в т.ч. типа ВВЭР, происходят изменения свойств металла сварных швов под действием нейтронного облучения, что в конечном счете и ограничивает срок безопасной эксплуатации корпусов реакторов. Восстановление свойств может быть обеспечено за счет термообработки корпуса реактора по определенному режиму, при этом корпус реактора медленно нагревается до заданной температуры, выдерживается при этой температуре необходимое — достаточно продолжительное время и медленно охлаждается. Вся операция занимает порядка 10 дней. Это мероприятие позволяет продлить безопасную эксплуатацию на 20 и более лет, операция может быть проведена повторно.
В чем основная роль и задача ЦНИИТМАШ?
Мы уже длительное время занимаемся созданием оборудования для восстановительной термообработки и участвуем непосредственно на АЭС в проведении таких работ.
Для нагрева корпус реактора демонтируют?
Нет, все работы выполняются без демонтажа. Реактор остается на его штатном месте в реакторном зале. По подобной технологии были обработаны все корпуса реакторов типа ВВЭР-440 отечественного производства. Для реакторов ВВЭР-1000 по программе концерна Росэнергоатом ЦНИИТМАШ совместно с НПФ «Термикс» разработали оборудование для отжига. Оборудование состоит из нагревательного устройства, загружаемого внутрь корпуса реактора, и устройства для наружной теплоизоляции корпуса.
Среди требований к материалам корпусов реакторов ВВЭР наиболее важными являются высокое сопротивление радиационному охрупчиванию.
Материалы нового класса позволяют сваривать заготовки в корпус диаметром более 4 м и высотой более 10 м, а их коррозионная стойкость выдерживает перегретую до 3000 С воду и давление до 16 МПа.
Оборудование, на какой стадии, когда будет готово к эксплуатации?
Оборудование будет собрано в этом году, но в силу особых требований по надежности готовность к эксплуатации будет проверена только после проведения полных комплексных испытаний.
На каких станциях/блоках начнется применение?
Применение предполагается в 2017 году на Балаковской и впоследствии на Ростовской АЭС. Проведение отжигов с помощью этого оборудования обеспечит продление срока службы корпусов реакторов и соответственно энергоблоков.
Что такое технологии прогнозирования поведения корпусного метала? Эти технологии представляют собой компьютерные программы?
Основной признанной методикой сейчас является оценка состояния по программе образцов-свидетелей. Это не вероятностная программа – это прямые испытания. Накоплен значительный опыт по влиянию разных факторов на темпы деградации свойств металлов.
При этом исходное состояние существенно влияет на поведение металла при эксплуатации. Для повышения характеристик, существенно влияющих впоследствии, на свойства необходимо прогнозировать поведение металла при изготовлении. Оно основано на компьютерном моделировании: затвердевания, штамповки и термической обработки. Такой прогноз позволяет выявить возможность изменения свойств металла на самых ранних этапах технологического цикла и, исходя из этого, скорректировать технологический режим с целью получения требуемых значений характеристик качества металла.
Вопрос об укрупненной сварке корпуса реактора: применяется ли уже 4-х и 3-х шовные технологии?
В проекте АЭС -2006 корпус реактора состоит из семи деталей. Для ВВЭР-ТОИ ЦНИИТМАШ разработана технология и оборудование для 4-х шовной конструкции. Главное – что эта конструкция исключает наличие сварного шва в активной зоне реактора. Она пока еще не применена, ее применение планируется на ближайших строящихся станциях по проекту ТОИ. 3-х шовный вариант также ближайшая перспектива – нами разработаны все режимы и необходимая оснастка.
Есть ли планы по еще большему укрупнению? Например, до 2х?
Дальнейшее укрупнение нецелесообразно.
Из скольких частей сваривают реакторы другие производители (корейцы, французы, американцы)?
Зарубежные проекты пока не предполагают столь значительного снижения числа сварных швов на корпусах, на них, в т.ч. даже патрубки не являются выштампованными, как на отечественных корпусах, а привариваются.
