ОЦІНКА РЕСУРСУ КОРПУСУ РЕАКТОРА ЕНЕРГОБЛОКУ № 1 РІВНЕНСЬКОЇ АЕС ЗГІДНО РІЗНИХ НОРМАТИВНИХ ПІДХОДІВ

 

О. В. Тригубенко^1,2, В. М. Ревка¹, Л. І. Чирко¹

 

¹ Інститут ядерних досліджень НАН України, Київ, Україна

² ВП «Науково-технічний центр» ДП «НАЕК «Енергоатом», Київ, Україна

 

Особливістю корпусу реактора (КР) енергоблоку № 1 Рівненської АЕС (РАЕС-1) є те, що він експлуатується після проведення відновлювального відпалу зварного шва (ЗШ) № 4, що було необхідною умовою подовження ліцензії для цього енергоблоку. Корпус реактора РАЕС-1 є єдиним в Україні, що пройшов процедуру відпалу, і цю обставину потрібно враховувати при оцінці його ресурсу і можливого додаткового продовження терміну експлуатації.

Необхідність проведення відпалу КР РАЕС-1 було обґрунтовано за результатами поглибленого дослідження хімічного складу металу шва, що було виконано з використанням зразків-свідків (ЗС) штатної програми енергоблоку. У зв’язку з виявленим градієнтом за вмістом фосфору у зварному шві, у новій програмі ЗС, що розроблена для матеріалознавчого супроводу довгострокової експлуатації КР після відпалу, було враховано різну концентрацію фосфору в металі. Зразки металу ЗШ було розділено на дві групи: з низьким (С_Р = 0,031-0,033% ваг.) та високим (С_Р = 0,035-0,037% ваг.) вмістом фосфору. Крім того до нової програми ЗС додатково включено матеріали зварних швів, виготовлених за штатною технологією корпусів реакторів ВВЕР-440, з вмістом фосфору у діапазоні від 0,029 до 0,051% ваг., що дозволяє отримати консервативну оцінку радіаційного окрихчування внаслідок повторного після відпалу опромінення.

На даний час досліджено чотири комплекти ЗС металу корпусу реактора РАЕС-1 . На підставі даних ЗС для металу зварного шва визначено зсув критичної температури крихкості для максимального флюенсу нейтронів 59,4·10²² м^-2. Аналіз динаміки радіаційного навантаження на КР показав, що приблизно такий флюенс буде накопичений зварним швом № 4 в кінці 40-ї паливної кампанії. Враховуючи нові дані, з’явилась можливість оцінити ресурс КР РАЕС-1 та швидкість деградації властивостей металу на період експлуатації після відновлювального відпалу.

У роботі за результатами випробувань ЗС на ударний вигин визначено ступінь радіаційного окрихчування металу КР РАЕС-1 повторно опроміненого після відпалу. Ці дані було порівняно із величиною окрихчування внаслідок первинного опромінення та з нормативною кривою ПНАЕ Г-7-002-86. Також було розраховано ресурс КР на період понад проектної експлуатації шляхом порівняння критичної температури крихкості з гранично допустимим її значенням. Оцінку критичної температури крихкості виконано згідно двох підходів: діючого нормативного підходу, який було застосовано для КР ВВЕР при первинному опроміненні, та відповідно до відомих у літературі моделей окрихчування внаслідок повторного після відпалу опромінення. У роботі виконано порівняння двох підходів з точки зору консервативної оцінки критичної температури крихкості металу КР.