Российские атомщики научились отжигать реакторы

Надежда Попова

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" и 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.

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