Проблеми оперативної діагностики корозійних пошкоджень оболонок твелів у реакторах типу ВВЕР

Г.І. Шараєвський

Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, Київ, 03028, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.25.1.3

Анотація

Розглянуто характер та структуру взаємопов’язаних теплофізичних, фізико-хімічних та матеріалознавчих процесів, що безпосередньо впливають на параметри експлуатаційної надійності оболонок твелів у некиплячих реакторах типу ВВЕР. Проаналізовано можливі причини експлуатаційної пошкоджуваності оболонок твелів цих реакторів, включаючи їхні сучасні модифікації зі сплаву циркалой‑4 виробництва американської корпорації Westinghouse El. Corp., які почали використовуватись на АЕС України. Систематизовано комплекс проблемних питань із забезпечення ядерної безпеки реакторів типу ВВЕР, що безпосередньо пов’язані із зареєстрованими на низці діючих АЕС випадками прихованої пошкоджуваності оболонок твелів. Як характерний прояв цих пошкоджень розглядається ефект непередбачуваної та неконтрольованої втрати герметичності оболонок твелів у процесі експлуатації тепловидільних збірок в активних зонах реакторних установок типу ВВЕР та PWR. У роботі фізично обґрунтовано, що активація корозійних процесів в оболонках твелів тісно пов’язана з процесами дифузійного проникнення продуктів радіолізу теплоносія крізь мікропори захисного бар’єрного шару окису цирконію на поверхні оболонок твелів. Показано, що фаза активної руйнації основного металу оболонки твела відповідає стану початку утворення діоксиду цирконію під пасивувальною захисною оксидною плівкою. Розглянуто процес відшарування захисного бар’єрного шару окису цирконію з поверхні оболонки твела внаслідок накопичення під нею діоксиду цирконію. Розглянуто фізико-хімічні механізми розвитку в трубчастих цирконієвих оболонках твелів небезпечних корозійних процесів, що призводять до втрати їхньої герметичності. Показано, що скорочення експлуатаційного ресурсу оболонок твелів у реакторах некиплячого типу зумовлено руйнацією та відшаровуванням на їхніх поверхнях захисних пасивувальних оксидних плівок цирконієвого сплаву. Обґрунтовано головні завдання розробки перспективних програмно-технічних комплексів для реалізації оперативної автоматичної діагностики корозійних пошкоджень у цирконієвих сплавах в активних зонах енергетичних ядерних реакторів некиплячого типу за спектральними параметрами нейтронного шуму.

Ключові слова: енергетичні ядерні реактори некиплячого типу, аномальний теплогідравлічний режим, початок кипіння теплоносія, активна зона, корозійні пошкодження цирконієвих сплавів,
оперативна діагностика корозійних пошкоджень

Список використаної літератури

1. Удосконалення властивостей оболонок твелів для вітчизняного ядерного паливного циклу / О.В. Єфімов, М.М. Пилипенко, В.П. Кравченко [та ін.] // Ядерна та радіаційна безпека. – 2022. – № 3 (95). – С. 39−47.

2. Якушкин А.А. Проблема разрушения поверхности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных установок / А.А. Якушкин, Ф. И. Высокайло // Вестник московского государственного областного университета. – (Серия «Физика-математика»). – 2018. – № 4. – C. 92−108.

3. Герасимов В. В. Материалы для ядерной техники / В.В. Герасимов, А.С. Монахов. – Москва : Энергоиздат, 1982. – 288 с.

4. Коррозия сплава Е635 в условиях реактора ВВЭР‑1000 / И. Н. Волкова, А. Е. Новоселов, Г. П. Кобылянский [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. – 2012. – № 2 (78). – C. 46−52.

5. Кириченко В. Г. Ядерное физическое металловедение сплавов атомной энергетики / В.Г. Кириченко. – Харьков : ХНУ им. В.Н. Каразина, 2015. – 449 с.

6. A Guide to Nuclear Power Technology / F. Rahn, G. Adamantiades, Y. Kenton, C. Braun. – New York : John Wiley and Sons, 1984. – 985 p.

7. Исследование влияния ВХР на коррозионные процессы в материалах активной зоны реакторов ВВЭР / В.С. Красноруцкий, Н.А. Петельгузов, В.М. Трицина [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. – (Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение» (96)). – 2010. – № 5. – C. 58−66.

8. Горячев А. В. Особенности кинетики высокотемпературного окисления облученных оболочек твел реакторов ВВЭР / А. В. Горячев, Ю. Ю. Косвинцев, А.Ю. Лещенко // Физика и химия обработки материалов. – 2009. – № 2. – C. 14−23.

9. ГНД 95.1.06.02.001-07. Теплоноситель первого контура ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР‑1000. Технические требования. Способы обеспечения качества. Украина. 10. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе: Справочные материалы по реакторному материаловедению. – Димитровград : ГНЦ РФ НИИАР, 1996. – 176 с.

11. Андреева А. Б. Очаговая коррозия циркониевых сплавов. Факторы и механизмы. Обзор / А. Б. Андреева, Г.И. Маершина, Г.П. Кобылянский. – Москва : ЦНИИ-Aтоминформ, 1989. – 42 с.

12. Кількість атомних енергоблоків, що побудують в Україні за технологіями Westinghouse збільшилась до 9 // Міністерство енергетики України: офіційний веб-сайт. – Режим доступу: https://mev.gov.ua/novyna/kilkist-atomnykh-enerhoblokiv-shcho-pobuduyut-vukrayini-za-tekhnolohiyamy-westinghouse.

Повний текст (PDF)