Ученые Курчатовского института на протяжении многих десятилетий ведут постоянную работу по исследованию материалов, используемых в атомных реакторах. Их исследования позволяют увеличить надежность и срок службы этих установок. Как рассказал руководитель отделения реакторных материалов и технологий Курчатовского комплекса НБИКС-природоподобных технологий Борис Гурович, первая «горячая» материаловедческая лаборатория была создана еще при Игоре Курчатове в 1951 году и по-прежнему остается основой ныне существующего отделения.
Служить дольше
Как подчеркнул Борис Гурович, одна из наиболее важных задач — продление срока безопасной эксплуатации реакторов. Так как реакторы АЭС очень сложные, дорогостоящие установки, возврат капитальных затрат при их строительстве происходит примерно за 20 лет эксплуатации. Поэтому и экономическая целесообразность требует обеспечения безопасного срока их службы более 50–60 лет. К этому стремятся все страны, занимающиеся строительством и эксплуатацией АЭС.
В Курчатовском институте вместе с организациями «Росатома» ведутся разработки новых перспективных типов реакторов и реакторных материалов. Для обеспечения безусловной ядерной безопасности и надежности они требуют длительных, разносторонних испытаний в несколько этапов. Поэтому изменения в этой высокотехнологичной области носят скорее эволюционный, а не революционный характер.
Конечно, при выборе и совершенствовании существующих материалов учитывается накопленный опыт эксплуатации действующих реакторов и современный уровень понимания природы радиационной стойкости материалов.
Например, совсем недавно в институте провели тестирование модернизированной высоконикелевой стали, созданной для реактора ВВЭР-СКД (этот разрабатывающийся проект по своим характеристикам будет существенно превосходить действующие модели). Испытания подтвердили: по всем ключевым параметрам новый сплав соответствует требованиям для будущего реактора.
Быть конкурентоспособным
Курчатовский институт является пионером в области разработки восстановительных отжигов для корпусов реакторов. Эта технология позволяет восстановить структуру и свойства материалов и продлить срок безопасной эксплуатации.
— Кроме нас, на станциях этого фактически никто в мире не делал, — подчеркнул Борис Гурович.
Ученые разработали данную технологию для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (из-за особенностей составов материалов этих реакторов режимы их восстановления различны). Первичные отжиги (проведены для 16 корпусов ВВЭР-440) обеспечили продление их ресурса с 30 до 45 лет, а повторные (проведены для трех корпусов реакторов) — до 60 лет.
Восстановительные отжиги реакторов ВВЭР-440 российского производства были успешны проведены и за рубежом (например, в Финляндии и Германии).
— Следовательно, они полностью соответствовали требованиям по безопасности, которые предъявляются МАГАТЭ и обязательны для всех стран, — подчеркнул Борис Гурович.
Точно оценить экономический эффект от проведения восстановительных отжигов сложно, но для российских энергоблоков ВВЭР-440 речь идет о сотнях миллиардов рублей.
Аналогичная задача встала при эксплуатации реактора следующего поколения — ВВЭР-1000 на 1-м блоке Балаковской АЭС. Здесь восстановительный отжиг был проведен в конце 2018 года. В результате срок безопасной эксплуатации реактора был увеличен более чем на 23 года.