Д. В. Харьков графит в науке и ядерной технике г. Новосибирск 013 Монография

ГЛАВА 6 
ВЛИЯНИЕ ВЫСОКОДОЗНОГО НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ НА 
ИЗМЕНЕНИЕ ФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА 
 
В настоящее время в России эксплуатируется 11 энергоблоков с 
реакторами большой мощности канального типа (РБМК) на трех АЭС – 
Ленинградской, Курской и Смоленской, вклад которых в общую выработку 
электроэнергии всеми АЭС России составляет около 50 %. Введенные в 
эксплуатацию в разное время (с 1973 по 1990 г.), они имеют 30-летний 
назначенный срок службы, и к настоящему моменту часть реакторов уже 
полностью выработала назначенный ресурс. Графитовая кладка (ГК), 
выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является 
незаменяемым и ограниченно ремонтопригодным узлом реактора, и поэтому 
она определяет ресурс работы энергоблока в целом. Исследования отдельных 
кернов, выбуренных из графитовых блоков (ГБ) кладок реакторов после 
эксплуатации в течение 30 лет показали, что состояние кладки 
удовлетворительное и позволяет продолжать эксплуатацию реактора, в связи 
с чем возник вопрос об обосновании нового увеличенного ресурса кладки. 
Тридцатилетний ресурс кладки был определен с использованием 
расчетных кодов на основе базы данных по радиационной стойкости 
реакторного графита ГР-280, содержащейся в «Нормах расчета на прочность 
типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов» 
(НГР) [163]. Следует отметить, что эта база относится к флюенсам нейтронов 
не более 2,2
⋅
10
26
м
-2 
(здесь и далее приведен флюенс нейтронов с энергией 
больше 0,18 МэВ) и температурам в интервалах 350-450 и 500-600°С, что 
существенно ниже требуемых значений по флюенсу и температуре, а данные 
для предельных температур и флюенсов получены методом экстраполяции. 
Однако, ввиду того, что закономерности изменения свойств графита при 
таких параметрах облучения не изучены, а изменение свойств имеет 
немонотонный сложный характер, то детальная экстраполяция не является 

---

149 
достаточно надежной в таком важном и сложном вопросе, как определение 
ресурса кладки, и заложенные экстраполированные кривые требуют своего 
экспериментального подтверждения. 
Именно поэтому несколько лет назад концерн «Росэнергоатом» в рамках 
общей целевой программы Минатома РФ поставил задачу по обоснованию 
предельно достижимого срока службы графитовых кладок реакторов типа 
РБМК. 
Основным этапом работ по этой проблеме является создание 
обновленной базы данных по радиационной стойкости графита ГР-280, 
адаптированной к параметрам облучения активной зоны реактора РБМК, чем 
и обусловлена высокая актуальность темы. 
Для создания базы данных было необходимо проведение исследований 
образцов графита, облученных при условиях, перекрывающих интервалы 
флюенса и температуры, в пределах которых происходит обоснование 
ресурса, то есть до предельного флюенса около 3
⋅
10
26
м
-2
в интервале 
температур 450-650°С. 
Кроме того, при создании базы данных необходимо использовать 
обоснованный набор методик. При расчете ресурса графитовых кладок 
используются два основных критерия: размерная стабильность и 
трещинностойкость ГБ, которые, в свою очередь, определяются напряженно- 
деформированным состоянием (НДС) графитовой кладки. Многочисленные 
работы показывают, что для расчета НДС блоков графита необходимо 
обладать зависимостями от флюенса и температуры таких свойств, как 
размеры, коэффициент теплопроводности, тепловой коэффициент линейного 
расширения (ТКЛР), модуль упругости, предел прочности, деформация 
радиационной ползучести. Такой же набор свойств использовался при 
создании базы данных, содержащейся в НГР [163]. 

---

150