Автоматичне зварювання, 2026, №05

2026 №05 (05)

2026 №05 (07)

Журнал «Автоматичне зварювання», № 5, 2026, с. 45-59

Оцінка надійності зварних конструкцій поглинаючих елементів систем управління та захисту ядерних реакторів ВВЕР-1000 та ВВЕР-440 (Огляд)

О.С. Міленін, О.О. Махненко

ІЕЗ ім. Є.О. Патона НАН України. 03150, м. Київ, вул Казимира Малевича, 11. E-mail: asmilenin@ukr.net

Для забезпечення безпеки ядерних енергетичних установок на АЕС України важливу роль відіграють системи управління та захисту (СУЗ), до складу яких входять поглинаючі елементи (ПЕЛ) з поглинаючими стрижнями (ПС) реакторів ВВЕР-1000 та надставки аварійних регулюючих касет (АРК) реакторів ВВЕР-440. Складність експлуатаційного впливу на елементи СУЗ, які є зварними конструкціями, зумовлює необхідність глибокого вивчення особливостей протікання фізичних і технологічних процесів для забезпечення їхньої цілісності та надійності. На теперішній час методи прогнозування граничного стану та ресурсу елементів конструкцій ПС ПЕЛ і надставок АРК СУЗ недостатньо розвинуті, що не дає можливості обґрунтувати продовження терміну безпечної експлуатації вказаних елементів, назначений при конструюванні ядерних енергетичних установок. Бібліогр. 50, табл. 3, рис. 14.
Ключові слова: ядерні реактори, ВВЕР-1000, ВВЕР-440, система управління та захисту, поглинаючі стрижні, надставки касет аварійного регулювання, зварні з’єднання, надійність, термін безпечної експлуатації

Отримано 21.05.2026
Отримано у переглянутому вигляді 31.07.2026
Підписано до друку 30.09.2026
Оприлюднено 20.10.2026

Список літератури

1. (1989) ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. М., Энергоатомиздат.
2. Махненко В.И. (2006) Ресурс безопасной эксплуатации сварных соединений и узлов современных конструкций. Киев, Наукова думка.
3. Шугайло О., Банько С., Брік Д. та ін. (2023) Забезпечення працездатності елементів і конструкцій АЕС у період проєктної та довгострокової експлуатації (аналітичні дослідження та досвід експлуатації). Під ред. О. Шугайла. Київ, ДНТЦ ЯРБ. DOI: https://doi.org/10.32918/978-966-2544-81-7
4. Харченко В.В., Чирков А.Ю., Кобельский С.В., Кравченко В.И. (2018) Методы расчетного анализа в задачах прочности элементов оборудования реакторных установок ВВЭР. Ин-т проблем прочности им. Г.С. Писаренко НАН Украины, Киев.
5. Torop, V.M. (1998) Scientific and technical section: Monitoring of strength as a necessary condition of safe operation of the equipment of nuclear power plants. Pt. 1. Methodology and realization. Strength of Mater., 30(2), 107‒113. DOI: https://doi.org/10.1007/BF02811275
6. Dewes, P., Roppelt, A. (2000) The role of cladding material for performance of LWR control assemblies. In: Experience, performance and perspectives. Technical committee meeting on control assembly materials for water reactors, 215–227.
7. Afanasiev, A. (2000) Experience of CR and RCCA operation in Ukrainian WWER-1000: Aspects of reliability, safety and economic efficiency. In: Experience, performance and perspectives. Technical committee meeting on control assembly materials for water reactors, 77–89.
8. Makarenko, A., Chaikovskyi, M., Mazurok, O., Zuyok, V., Mykhaylenko, O. (2024) Calculation analysis of VVER-1000 RCCA elements to justify lifetime extension. Nuclear and Radiation Safety, 3(103), 26–35. DOI: https://doi.org/10.32918/ nrs.2024.3(103).03
9. Chopra O.K. (2010) Degradation of LWR core internal materials due to neutron irradiation. NUREG/CR-7027. ANL-10/11.
10. Zuyok, V.A., Tretyakov, M.V., Rud, R.O. (2023) Corrosion resistance of the produced by Ukrainian enterprises main structural materials for the primary circuit of pressurized water reactors to substantiate its application and further licensing. Chemical Technologies for Reconstructing Ukraine in the War and Post-War Periods, 92‒116. DOI: https://doi.org/10.30525/978-9934-26-329-3-6
11. Risovanyi, V., Khudyakov, A., Ostrovsky, Z. (1998) Properties and structure of control rod dummies claddings made of EP-630U alloy and 08Cr18Ni10Ti steel after reactor irradiation. Proc. of SSC RF RIAR, 4, 81‒90.
12. Чирков О.Ю. (2020) Радіаційна повзучість у задачах механіки напруженого деформування матеріалів та елементів конструкцій. Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України, Київ.
13. Zuyok, V., Mazurok, O., Godun, O. et al. (2025) Justification of RCCAs lifetime extension at operating Ukrainian NPPs. Summary calculations. Nuclear Engineering and Design, 437, 114008. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114008
14. (2013) Guidelines for Integrity and Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER Nuclear Power Plants (VERLIFE). Vienna, Int. At. Energy Agency.
15. Махненко О.В., Кандала С.М. (2022) Вплив залишкових технологічних напружень на опір крихкому руйнуванню вигородки реактора ВВЕР-1000 в умовах аварійної ситуації. Технічна діагностика та неруйнівний контроль, 4, 12–16. DOI: https://doi.org/10.37434/tdnk2022.04.02
16. Kennard, M.W., Harbottle, J.E. (2000) LWR control assembly designs: A historical perspective. Experience, performance and perspectives. In: Technical committee meeting on control assembly materials for water reactors, 7–31.
17. Zuyok, V., Mazurok, O., Godun, O., Chaikovskyi, M., Tretyakov, M. (2024) Materials science analysis of RCCA structural materials and calculations for lifetime extension. Nuclear and Radiation Safety, 1(101), 38–48. DOI: https://doi. org/10.32918/nrs.2024.1(101).04
18. НП 306.2.141-2008. Загальні положення безпеки атомних станцій.
19. НП 306.2.208-2016. Вимоги до сейсмостійкого проекту вання та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій.
20. Paydar, A.Z., Balgehshiri, S.K.M., Zohuri, B. (2023) Advanced reactor concepts (ARC). Elsevier.
21. Kushtym, A.V., Zigunov, V.V., Grytsyna, V.M. et al. (2023) Characteristics of weld joints in absorbing rods made of 42CrNiMo alloy for VVER-1000 RCCA. Nuclear and Radiation Safety, 4(100), 38–48. DOI: https://doi.org/10.32918/nrs.2023.4(100).04
22. ДСТУ ISO 5817:2016. Зварювання. Зварні шви під час зварювання плавленням сталі, нікелю, титану та інших сплавів (крім променевого зварювання). Рівні якості в залежності від дефектів.
23. ТУУ 25.3-26444970-015:2020/12-1-060.00.00 ТС. ВВЕР-1000. Поглинаючі стрижні. Технічні умови.
24. ДСТУ EN 10088-1:2019. Сталі нержавкі. Ч. 1. Перелік нержавких сталей (EN 10088-1:2014, IDT).
25. Балицький О.І., Махненко О.В., Балицький О.О. та ін. (2005) Механіка руйнування та міцність матеріалів: довідн. посіб. За заг. ред. В.В. Панасюка. Т. 8. Міцність матеріалів і довговічність елементів конструкцій АЕС. Київ, Академперіодика.
26. ТУУ 25.3-26444970-022:2022. Надставка АРК. Технічні умови.
27. Вотинов С.Н., Максимкин О.П. (2002) К вопросу о роли энергии дефекта упаковки в изменении структуры и свойств металлов и сплавов в результате радиационного и термического воздействия. Вопросы атомной науки и техники, 3, 23–30.
28. Сорокин А.А., Марголин Б.З., Курсевич И.П и др. (2011) Влияние нейтронного облучения на механические свойства материалов внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР. Вопросы материаловедения, 2(66), 131–151.
29. Smirnov, V.I., Margolin, B.Z., Lapin, A.N., Kokhonov, V.I., Sorokin, A.A. (2012) Neutron irradiation effect on the fracture toughness of 18Cr10NiTi steel and metal of its welds. Inorganic Mater.: Appl. Res., 3, 534–545. DOI: https://doi.org/10.1134/S2075113312060093
30. Mills, W.J. (1987) Fracture toughness of two Ni-Fe-Cr alloys. Eng. Fract. Mech., 26(2), 223–238.
31. Похмурський В., Гнип І., Личковський Е. (2001) Матеріалознавчі аспекти надійності обладнання блоків АЕС. Праці НТШ, 6, 22–42.
32. Тимофеев Б.Т., Базарас Ж.Л. (2007) Малоцикловая усталость сварных соединений стали 08Х18Н10Т. Фізико-хімічна механіка матеріалів, 1, 104–109.
33. Красноруцкий В.С., Петельгузов И.А., Грицина В.М. и др. (2010) Исследование влияния ВХР на коррозионные процессы на материалах активной зоны реакторов ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники, 5, 58–66.
34. Karpyuk, L.A., Savchenko, A.M., Leontyeva-Smirnova, M.V. et al. (2020) Steel cladding for WWER fuel pins in the context of accident-tolerant fuel. Prospects. Atomic Energy, 128, 218–222. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-020-00679-3
35. (2013) Guidelines for integrity and lifetime assessment of components and piping in WWER nuclear power plants (VERLIFE). Annex G to Appendix C. Swelling of RVI Materials, 63–64.
36. Margolin, B.Z., Murashova, A.I., Neustroev, V.S. (2012) Analysis of the influence of type of stress state on radiation swelling and radiation creep of austenitic steels. Strength Mater., 44(3), 227–240. DOI: https://doi.org/10.1007/s11223-012-9376-3
37. Zuyok, V., Gann, V.V., Zigunov, V.V. et al. (2024) Cooling of control rods and specification of critical temperatures to justify safe operation. In: Problems of Atomic Sci. and Technol., 40–48. DOI: https://doi.org/10.46813/2024-152-040
38. Garner, F.A. (2012) Radiation damage in austenitic steels. Comprehensive Nuclear Mater., 4, 33–95. DOI: https://doi.org/10.1016/b978-0-08-056033-5.00065-3
39. Zinkle, S.J., Tanigawa, H., Wirth, B.D. (2019) Radiation and thermomechanical degradation effects in reactor structural alloys. In: Structural Alloys for Nuclear Energy Applications, 163–210. DOI: https://doi.org/10.1016/b978-0-12-397046-6.00005-8
40. Rossini, N.S., Dassisti, M., Benyounis, K.Y., Olabi, A.G. (2012) Methods of measuring residual stresses in components. Materials & Design, 35, 572–58. DOI: https://doi.org/10.1016/j.matdes.2011.08.022
41. ISO 21432:2019. Non-destructive testing – Standard test method for determining residual stresses by neutron diffraction.
42. (2003) ASTM E837-01e1. Standard test method for determining residual stress by the hole drilling strain gauge method. In: ASTM Standard Book, 694–703.
43. Лобанов Л.М., Пивторак В.А. (1990) Голографические методы исследования напряженно-деформированных состояний и контроля качества сварных конструкций. В кн.: Проблемы сварки и специальной электрометаллургии. Киев, Наукова думка, 47–51.
45. Harrison, R.P., Loosemore, K., Milne, J., Dowling R. (1980) Assessment of the integrity of structure containing defects. Report R/H R6– Rev. 2 of Central Electricity Generating Board. Bekeley.
46. Orynyak, I.V., Torop, V.M. (1991) Two-criterial evaluation of the limiting state of a cracked body under a nonsymmetric loading. Strength Mater., 23(11), 1177–1184 DOI: https:// doi.org/10.1007/BF00780093
47. Дмитрах І.М., Тот Л., Білий О.Л. та ін. (2012) Механіка руйнування та міцність матеріалів: довідн. посіб. За заг. ред. В.В. Панасюка. Т. 13. Працездатність матеріалів і елементів конструкцій з гострокінцевими концентраторами напружень. Львів, Сполом.
48. Hobbacher, A. (2002) Recommendations for fatigue design of welded joints and components. Doc. IIW XIII-1539 96 / XV-845-96.
49. Horn, R.M., Kass, J.N., Rangantath, K. (1984) Evaluation of the growth and stability of stress corrosion cracking in sensitized austenitic pipings. J. Pressure Vessel Technol., 106(2), 201–208. DOI: https://doi.org/10.1115/1.3264329
50. Lobanov, L.M., Makhnenko, O.V., Milenin O.S. et al. (2025) Computer software for modeling a circumferential welded joint. The Paton Welding J., 8, 55–67, DOI: https://doi.org/10.37434/tpwj2025.08.06

Ця стаття у відкритому доступі за Creative Commons Attribution Non-Commercial 4.0 International (CC-BY-NC).