Российские АЭС идут на рекорд трудового стажа

В настоящее время одним из приоритетных направлений в атомной энергетике является продление срока эксплуатации энергоблоков с 60 до 80 лет, а в перспективе и до 100-120 лет. При этом переходят на всё более высокие температуры эксплуатации и повышенные уровни обогащения уранового топлива. В этих условиях лимитирующим элементом ядерно-энергетической установки является корпус реактора, попросту в силу его несменяемости: тепловыделяющие сборки с твэлами (тепловыделяющими элементами), насосы, датчики, контроллеры и т. д. легко меняются в ходе рутинных процедур. Всё упирается в реакторные стали, которые претерпевают деградацию под воздействием эксплуатационных факторов: высокой рабочей температуры, радиационного облучения из активной зоны атомного реактора, а также внештатных шоковых воздействий.

Как известно, срок окупаемости АЭС с атомными реакторами типа ВВЭР (расшифровывается «как водо-водяной энергетический реактор») составляет примерно 25 лет. После этого получается практически чистая прибыль, и для «Росатома» важно, будет ли это продолжаться 35 лет, 55 или, возможно, больше.

Одним из механизмов радиационного охрупчивания стали является развитие сегрегационных процессов в границах зерен, которое может приводить к хрупкому разрушению корпуса реактора. Для сталей корпусов реакторов российского дизайна типа ВВЭР (расшифровывается как «водо-водяной энергетический реактор») этот механизм вносит тем больший вклад, чем больше время эксплуатации корпуса реактора.

Как пояснил руководитель направления Владимир Дуб из Центрального научно-исследовательского института технологии машиностроения (ЦНИИТМаш), «существуют несколько конкурирующих точек зрения на то, какую роль играет состав стали в появлении зернограничных сегрегаций (которые являются основной причиной теплового и радиационного охрупчивания). В частности, дискуссионной остается роль никеля, и по этому поводу было много копий сломано. Одна часть исследователей (например, из "Прометея") считает, что никель вреден в любом случае. А мы в ЦНИИТМаше считаем, что никель вреден не сам по себе (он скорее полезен, так как повышает прочностные и вязкопластические свойства стали), а в случаях определенных сочетаний с вредными и примесными элементами. И одним из основных путей повышения стойкости к радиационному и тепловому охрупчиванию считаем не ограничение содержания никеля, а повышение чистоты сталей (особенно по сере и фосфору) и снижение активности остаточных содержаний вредных элементов».

Недавно в рамках исполнения работ по Соглашению о предоставлении субсидии №14.579.21.0060 от 20 октября 2014 г. с Минобрнауки РФ закончено исследование на тему «Корпусные стали для реакторов ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя». АО «НПО "ЦНИИТМаш"» совместно с НИЦ «Курчатовский институт» разработали два вида реакторных сталей: 1) референтная (в пределах марочного состава стали 15Х2НМФА-А) и 2) инновационная корпусная сталь.

Для референтной стали достигнутые результаты позволяют гарантировать достижение КП-50 при температуре 400 °С и КП-55 при температуре 350 °С. КП-50, КП-55 и КП-70 - это нормированные значения предела текучести, которые должны быть гарантированы при определенной температуре. Например, КП-50 при 350 °С означает, что при этой температуре гарантируется значение условного предела текучести не менее 50 кгс/мм2 (500 МПа). Согласно требованиям нормативных документов, материал должен показать требуемые свойства при температуре на 50 °С выше, чем расчетная (в случае 350 °С испытания проводят при 400 °С).

При этом обеспечена критическая температура хрупкости Тк не выше -125 °С . Исходные значения критической температуры хрупкости, низкая чувствительность к тепловому и радиационному охрупчиванию обеспечивают ресурс корпуса ядерного реактора не менее 100-120 лет.

Для инновационной стали продемонстрированы прочностные свойства на 40-50% выше, чем у имеющихся сталей, и на 15-20% выше, чем у перспективных зарубежных сталей (A508 Grade 4N superclean). Достигнуты уровни прочности, соответствующие КП-70 при температуре 400 °С и КП-50 при температуре 600 °С . При этом обеспечена критическая температура хрупкости Тк не выше -165 °С и низкое значение сдвига критической температуры хрупкости при тепловом охрупчивании.

Во всех случаях проведен комплекс технологических работ, обеспечивающих получение корпусных сталей со сверхнизким содержанием вредных элементов (серы 0,001%, фосфора 0,0002-0,003%).

Проведенные исследования позволяют говорить об обеспечении проектов эволюционного и инновационного водо-водяных реакторов на медленных нейтронах проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ мощностью 1200 МВт, а также атомных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя (в том числе с тепловой активной зоной, со спектральным регулированием и с быстро-резонансной активной зоной) и с надежными высокоресурсными корпусами.

На следующем этапе исследований ЦНИИТМашу предстоят сравнительные радиационные испытания образцов сталей в строящемся реакторе МБИР.

Владимир Тесленко