Корпусът на ядрения реактор, сърцето на АЕЦ, е един от ключовите елементи на централата. Неговата най-важна роля е да предотвратява излизането на радиоактивни продукти извън пределите на активната зона. Именно от състоянието на корпуса зависи надеждната и безопасна експлоатация на реакторната установка и, в крайна сметка, е определящ за периода на експлоатация на енергийната установка и на АЕЦ като цяло.
Сред изискванията към материалите за корпусите на реакторите ВВЭР най-важна е голямата им устойчивост срещу радиационното окрехкостяване.
И за материалите от новото поколение, и за реакторите разказва ръководителят на ЦНИИТМАШ Алексей ДУБ, д.т.н., професор, лауреат на Държавната премия на Руската Федерация в областта на науката и технологиите за комплексната работа по създаване на високо-якостни радиационно-устойчиви материали за корпусите на ядрените енергийни реактори.
Какво е това отгряване на корпусите?
В процеса на експлоатация на ядрените реактори, включително и ВВЭР, стават изменения на качествата на метала на заваръчните шевове под действието на неутронното излъчване, което в крайна сметка и ограничава срока за безопасна експлоатация на корпусите на реакторите. Възстановяването на свойствата може да се осигури за сметка на термообработка на корпуса на реактора по определен режим, като корпуса на реактора се нагрява бавно до определена температура, задържа се при тази температура за определено достатъчно-продължително време и после бавно се охлажда. Цялата операция продължава около 10 дни.
Това мероприятие позволява да продължи безопасната експлоатация още 20 и повече години, като след изтичане на този срок за експлоатация може да бъде извършена повторно.
Каква е основната роля и задача на ЦНИИТМАШ?
Ние вече дълго време се занимаваме със създаване на оборудване за възстановителна термообработка и участваме непосредствено при извършването на тези дейности на АЕЦ.
За отгряването демонтира ли се корпуса на реактора?
Не, всички дейности се извършват без демонтаж, Реакторът си остава на щатното място в реакторното отделение на енергоблока. По подобна технология бяха обработвани корпусите на реакторите ВВЭР-440, включително и на АЕЦ “Козлодуй” в България. За реакторите ВВЭР-1000 по програмата на концерна Росэнергоатом ЦНИИТМАШ съвместно с НПФ «Термикс» разработиха оборудване за отгряване. Оборудването се състои от нагревателно устройство, което се поставя в корпуса на реактора, и устройство за създаване на външна топлоизолация на корпуса.
На какъв стадии се намира оборудването, кога ще бъде готово за експлоатация?
Оборудването ще бъде готово през тази година, но по силата на особените изисквания за надеждност готовността му за експлоатация ще бъде потвърдена само след извършване на пълни комплексни изпитания.
На кои централи/блокове ще започне използването му?
Планираме да започнем използването му през 2017 година на Балаковската АЕЦ, а после на Ростовската АЕЦ. Отгряването с помощта на това оборудване ще осигури удължаване на сроковете за експлоатация на корпусите на реакторите и съответно на енергоблоковете.
Каква е технологията за прогнозиране на поведението на материала на корпуса? Тези технологии – компютърни програми ли са?
Основната призната методика днес е оценката на състоянието по програмата за образците-свидетели. Това не е вероятностна програма – това се директни изпитания. Натрупан е значителен опит за влиянието на различните фактори върху темповете на деградация на металите. Освен това изходното състояние съществено влияе на поведението на метала при експлоатацията. За подобряването на характеристиките, които съществено влияят в последствие на свойствата, трябва да се прогнозира поведението на метала още при производството му Това поведение в значителна степен се определя от наличието на примеси и технологията на производството. Сега това ефективно се изследва с помощта на компютърното моделиране: втвърдяване, деформации и термичната обработка. Такава прогноза позволява да се открият възможните изменения на свойствата на метала на най-ранните етапи на технологичния цикъл и, на базата на това, да се коригира технологичния режим с цел получаване на исканите стойности на характеристиките на метала.
Въпрос за укрупненото заваряване на корпуса на реактора: прилагат ли се вече 4 и 3 шевните технологии?
В проекта АЭС-2006 корпусът на реактора се състои от седем части. За ВВЭР-ТОИ в ЦНИИТМАШ е разработена технология и оборудване за 4 шевна конструкция. Главното е, че тази конструкция изключва наличието на заваръчен шев в активната зона на реактора.
Засега тя още не се прилага, но използването и се планира при изработването реакторите по проекта ТОИ. За три-шевният вариант, който е също най-близка перспектива, ние сме разработили всички режими и необходимото оборудване.
Има ли планове за по-нататъшно укрупняване?
По-нататъшното укрупняване е нецелесъобразно.
От колко части заваряват реакторите си другите производители (корейци, французи, американци)?
Чуждестранните проекти засега не предполагат толкова значително намаляване на броя на заваръчните шевове на корпусите. При тях, даже, и патрубките не са щамповани, както на руските корпуси, а се заваряват.
