Вісник НАН України. 2019. № 8.
ВОЄВОДІН Віктор Миколайович —
член-кореспондент НАН України, директор Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут»
ДОСЛІДЖЕННЯ І РОЗРОБКИ В ГАЛУЗІ РАДІАЦІЙНОГО МАТЕРІАЛОЗНАВСТВА ДЛЯ ЗАБЕЗПЕЧЕННЯ СТАЛОЇ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ УКРАЇНИ
Стенограма наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 12 червня 2019 року
У доповіді розглянуто актуальні матеріалознавчі проблеми ядерної енергетики України, пов’язані з підвищенням безпеки роботи енергоблоків АЕС, подовженням ресурсу корпусів реакторів і основного обладнання атомних станцій, збільшенням терміну експлуатації матеріалів активної зони, створенням ядерного палива, стійкого до аварійних умов. Зазначено, що матеріалознавці НАН України успішно працюють над вирішенням цих проблем, але відсутність чіткої державної стратегії розвитку ядерно-енергетичного комплексу значною мірою стримує розвиток цієї важливої для енергетичної безпеки України галузі.
Вельмишановний Борисе Євгеновичу!
Вельмишановна академічна спільнота!
На початку року, 16 січня, в цьому залі Президія НАН України вже заслуховувала доповіді академіка НАН України Миколи Федоровича Шульги — академіка-секретаря Відділення ядерної фізики та енергетики НАН України і генерального директора Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут» та Юрія Олександровича Недашковського — президента Державного підприємства «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом», в яких обговорювався сучасний стан і проблеми подальшого розвитку ядерної енергетики України.
Ядерна енергетика сьогодні є гарантом енергетичної безпеки України і ключовим чинником сталого розвитку вітчизняної економіки, який дає змогу задовольняти поточні потреби суспільства, не ставлячи під загрозу можливості майбутніх поколінь забезпечити свої власні потреби. Наведу лише окремі цифрові показники.
Частка ядерної енергетики (а на сьогодні в Україні працюють 15 атомних енергоблоків) у загальному виробництві електроенергії становить у середньому 54,5% (в окремі роки вона була навіть понад 60%), але її питома вага у загальній вартості виробленої електроенергії не перевищує 27%. Відповідні показники для інших видів генерації в Україні такі: теплова енергетика — 104 теплові блоки виробляють 29,5% електроенергії, а їх частка у загальній вартості виробленої електроенергії становить 47,1%; гідроенергетика (10 великих ГЕС і 49 малих ГЕС) — 7,7% і 4,9%; теплоелектроцентралі (20 блоків) — 6,4% і 12,4%; і нарешті «зелена» енергетика виробляє 2% електроенергії, а її питома вага у загальній вартості електроенергії становить 8,7%.
Вартість 1 кВт·год електроенергії, виробленої на АЕС, — найнижча в Україні і становить 0,57 грн. Для порівняння: на ТЕС — 1,77 грн; на ВЕС — 3,68 грн; на СЕС — 5,73 грн.
Крім того, ядерна енергетика є одним з найефективніших в економічному плані низьковуглецевих джерел енергії. Так, аналіз показників емісії CO2 свідчить, що атомні енергоблоки при виробництві 1 кВт·год електроенергії викидають в атмосферу 5 г-екв CO2, сонячні концентратори — 10, вітрові станції — 12, припливні — 15, ГЕС — 20, океанічно-хвильові — 22, геотермальні — 35, сонячні батареї — 40, біоенергетика — 230, енергоблоки на природному газі — 490, на вугіллі — 820 г-екв CO2/1 кВт·год.
Сучасна ядерна енергетика України ґрунтується на трьох «китах»: безпека, ефективність і стабільність. При цьому конструкційні та паливні матеріали насамперед визначають безпечну й економічну роботу атомних станцій. З цього приводу світова фахова спільнота дійшла висновку, що матеріалознавство сьогодні, більше, ніж будь-коли раніше, стає головним викликом для функціонування ядерних енергетичних установок наступного покоління.
Загалом найважливішою особливістю конструкційних та паливних матеріалів в ядерній енергетиці порівняно з матеріалами традиційних енергетичних установок є те, що вони працюють у специфічних і дуже складних умовах. Наприклад, з 15 ядерних енергоблоків, що експлуатуються в Україні, 13 — це реактори третього покоління ВВЕР-1000. Загалом у світі діють 36 реакторів такого типу. Всі складові частини і компоненти ВВЕР-1000 виготовлено з різних матеріалів, вони експлуатуються в різних умовах і на них діють різні негативні фактори, такі як потужні потоки нейтронів, високі температури, великі механічні навантаження, агресивне навколишнє середовище тощо.
Так, основним матеріалом корпусів реакторів ВВЕР-1000 є перлітна сталь 15Х2НМФА, яка постійно перебуває під дією температур порядку 300°С і доз опромінення до 0,1 зна. За таких умов сталь може втрачати пластичність і зазнавати радіаційного окрихчення. Термін використання корпусів розраховано на 60 років, і зараз у різних країнах є наміри подовжити його до 100 років. Основним матеріалом внутрішньокорпусних пристроїв — шахти реактора, вигородки активної зони тощо — є аустенітна сталь 08Х18Н10Т, яка за температур 300–380°С і дози опромінення 30–120 зна найбільш схильна до радіаційного розпухання. Паливні збірки виготовляють із цирконієвих сплавів, які в умовах експлуатації погіршують свої характеристики внаслідок деформації радіаційного росту, радіаційно-термічної повзучості, корозії, гідрування та окиснення. Тепловидільні збірки за температур 300–400°С і дози опромінення 10–15 зна експлуатуються зазвичай протягом 5–6 років.
Для кожного з матеріалів, з яких складаються компоненти реакторів ВВЕР-1000, українські фахівці мають значний обсяг напрацьованих даних і розробили ефективні методи оцінювання їх стану і подовження ресурсу їх експлуатації.
Що стосується подовження термінів експлуатації корпусів реакторів, наш підхід ґрунтується на необхідності як найглибшого розуміння процесів, що відбуваються в них з часом. Ці процеси можна поділити на три групи:
1) первинне формування дефектів — вивчення механізмів утворення кластерів, точкових дефектів та дислокацій;
2) наноструктурна еволюція матеріалів — формування виділень з підвищеним вмістом Cu, Mn, Ni, карбонітридів (V, Cr)7(C, N)3 тощо;
3) процеси, пов’язані з тим, що радіаційне опромінення спричинює, з одного боку, зміцнення зерен унаслідок утворення нових виділень та гальмування дислокацій, а з іншого — одночасне знеміцнення меж зерен через сегрегацію на них фосфору, що приводить до підвищення температури крихко-в’язкого переходу, втрати пластичності та окрихчення матеріалу.
В Україні за цим напрямом найбільш активно працюють в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України, Інституті ядерних досліджень НАН України, Інституті металофізики ім. Г.В. Курдюмова НАН України. Вперше у світовій практиці було розроблено і обґрунтовано методику вирізання темплетів з устаткування і трубопроводів АЕС. Встановлено, що зонний характер утворення дефектів у теплообмінних трубах зумовлений конструкційними особливостями. Методами електронної мікроскопії показано, що причиною пошкоджень трубопроводів другого контуру на АЕС як під час їх роботи, так і в стоянкових режимах, є пітингова корозія на неметалевих включеннях (рис. 1). Результати виконаних досліджень дозволили обґрунтувати подовження терміну експлуатації головних циркуляційних трубопроводів 1-го та 2-го енергоблоків на Південноукраїнській АЕС до 2031 р.