Щодо Узагальненою програмою контролю змін властивостей металу корпусів реакторів енергоблоків АЕС

Можливість довгострокової експлуатації енергоблоків України за «Узагальненою програмою контролю змін властивостей металу корпусів реакторів енергоблоків АЕС за зразками–свідками на період понад проектної експлуатації»

Здійснення контролю металу корпусу реактора в процесі експлуатації є однією з основних умов забезпечення безпеки КР і реакторної установки в цілому. Тому перед введенням енергоблоку в експлуатацію для кожного корпусу розробляється програма зразків-свідків (ЗС), яка має забезпечити матеріалознавчий супровід безпечної експлуатації відповідного КР щонайменше на проектний період експлуатації.

Терміни вивантаження ЗС встановлюються для кожного енергоблоку індивідуально в залежності від результатів, отриманих при дослідженні зразків попереднього вивантаження. Однак в результаті цього для деяких енергоблоків штатна програма ЗС не забезпечила матеріалознавчий супровід експлуатації КР на проектний період, в той час як для інших блоків дозволила отримати дані на період експлуатації понад 40 років. Це зумовило необхідність розробки додаткових програм ЗС та програм модернізації однорядних контейнерних збірок.

Для обґрунтування безпечної експлуатації корпусів реакторів енергоблоків ВВЕР на строк 60 років та більше необхідно оцінити достатність забезпечення матеріалознавчого супроводу експлуатації КР на цей період, тобто визначити границі застосування діючих програм зразків-свідків і у випадку недостатнього забезпечення дати рекомендації щодо розробки нової програми ЗС та намітити додаткові заходи для успішної її реалізації.

Результати такої роботи ляжуть в основу нового документу «Узагальненою програмою контролю змін властивостей металу корпусів реакторів енергоблоків АЕС за зразками–свідками на період понад проектної експлуатації», в якому окрім узагальнення даних щодо ходу виконання програм ЗС для різних блоків буде також встановлено комплекс заходів, реалізація яких дозволить здійснювати надійний моніторинг стану металу КР при довготривалій експлуатації: 60 років та більше.

 Едуард Чалий, Геннадій Гринченко, Олександр Тригубенко,
ВП «Науково-технічний центр» ДП «НАЕК «Енергоатом»

Слайд-презентація до доповіді на Українському Ядерному Форумі – 2019

• Конференції
• АЕС
• Новітні технології
• Безпека