Українські науковці досліджують можливість експлуатації внутрішньокорпусних конструкцій ВВЕР-1000 понад 60 років
14.10.2026
Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки представив результати дослідження радіаційного розпухання вигородки реактора ВВЕР-1000 в умовах експлуатації понад 60 років. Науковці пропонують поєднувати розрахункове моделювання з фактичними вимірюваннями геометрії конструкції. Такий підхід має підвищити достовірність оцінювання її технічного стану та обґрунтування можливості подальшої безпечної експлуатації енергоблоків.
Як повідомив ДНТЦ ЯРБ, результати дослідження представив старший науковий співробітник лабораторії ресурсу та довготермінової експлуатації Володимир Дємєнков на міжнародній конференції «Сучасні проблеми термомеханіки» у Львові. У заході взяли участь 170 науковців із семи країн.
Дослідження виконане спільно з начальником відділу довготермінової експлуатації Олексієм Шугайлом та провідною науковою співробітницею Світланою Банько за фінансової підтримки Міністерства освіти і науки України.
Чому вигородка може обмежувати ресурс реактора
Вигородка – один із найважливіших елементів внутрішньокорпусних пристроїв ВВЕР-1000. Вона оточує активну зону реактора, забезпечує необхідну конфігурацію потоку теплоносія та відокремлює паливні збірки від інших внутрішньокорпусних конструкцій.
Протягом десятиліть експлуатації вигородка зазнає інтенсивного нейтронного опромінення та впливу високих температур. У металі поступово накопичуються радіаційні пошкодження, що можуть спричиняти його об'ємне розпухання, повзучість і зміну геометрії конструкції.
Ці процеси особливо важливі для ВВЕР-1000, де вигородка виготовлена з аустенітної нержавної сталі та розташована безпосередньо біля активної зони.
Радіаційне розпухання може зменшувати зазори між вигородкою, шахтою реактора та тепловидільними збірками. Внаслідок цього змінюються умови циркуляції теплоносія, виникають додаткові контактні напруження, зростають навантаження на кріпильні елементи.
Як зазначено в дослідженні українських та європейських науковців, опублікованому 2024 року в журналі "Ядерна та радіаційна безпека", саме радіаційне розпухання вигородки є одним із визначальних чинників під час оцінювання можливості продовження експлуатації внутрішньокорпусних пристроїв ВВЕР-1000.
Розрахунки перевірятимуть фактичними вимірюваннями
Представлене ДНТЦ ЯРБ дослідження спрямоване на вдосконалення методів прогнозування деформації вигородки з урахуванням накопиченого радіаційного навантаження.
Науковці обґрунтували доцільність поєднання математичного моделювання з результатами безпосередніх вимірювань внутрішньої геометрії вигородки спеціальними вимірювальними модулями.
Це має принципове значення, оскільки швидкість радіаційного розпухання залежить не лише від накопиченої дози опромінення, а й від температури металу, розподілу напружень та інших чинників. Через це розрахункові прогнози можуть мати суттєву невизначеність.
Використання фактичних вимірювань дає змогу уточнювати математичні моделі та перевіряти, наскільки прогнозовані зміни відповідають реальному стану конструкції.
Водночас ДНТЦ ЯРБ поки не оприлюднив кількісних результатів нового дослідження – прогнозованих величин розпухання, допустимих деформацій або оцінок залишкового ресурсу для конкретних енергоблоків.
Україна вже має досвід контролю геометрії вигородок
Дослідження є продовженням багаторічної роботи з оцінювання технічного стану внутрішньокорпусних пристроїв українських реакторів.
У звіті Агентства з ядерної енергії ОЕСР про експлуатацію АЕС понад 60 років, опублікованому цьогоріч, зазначено, що в Україні перші вимірювання геометрії вигородок ВВЕР-1000 проводили ще в середині 2010-х років.
Для цього застосовували спеціальні пристрої з ультразвуковими датчиками. Згодом було створено вдосконалені комплекси, здатні одночасно вимірювати відстані між десятьма внутрішніми поверхнями вигородки.
Відповідно до українських регуляторних вимог, такі вимірювання необхідно проводити періодично на енергоблоках із ВВЕР-1000, а результати використовувати для перевірки розрахункових моделей та оцінювання можливості довгострокової експлуатації.
В Україні також розвивається власна технологічна база для цих робіт. Зокрема, філія «Атоменергомаш» Енергоатома повідомила про виготовлення комплексу для вимірювання геометричних розмірів вигородки активної зони ВВЕР-1000 за власною конструкторською документацією.
Дослідження в межах європейської співпраці
Проблема радіаційного розпухання вигородок є одним із напрямів міжнародного дослідницького проєкту DELISA-LTO, який реалізується за підтримки програми Євратому.
У проєкті беруть участь наукові організації України, Чехії, Словаччини, Угорщини та Фінляндії. Його мета – вдосконалення методів оцінювання старіння конструкційних матеріалів реакторів ВВЕР-440 і ВВЕР-1000 та розроблення рекомендацій для їхньої довгострокової експлуатації.
ДНТЦ ЯРБ спільно з європейськими партнерами досліджували нормативні підходи до оцінювання розпухання вигородок та методи математичного моделювання їхньої деформації.
У межах проєкту розглядаються як спрощені двовимірні моделі, так і детальні тривимірні розрахунки напружено-деформованого стану внутрішньокорпусних конструкцій.
Питання переходу до ще триваліших строків експлуатації стає дедалі актуальнішим. У лютому 2026 року OECD NEA представило окремий огляд технологічних проблем експлуатації АЕС понад 60 років. Серед ключових завдань – уточнення механізмів старіння матеріалів, удосконалення неруйнівного контролю та перевірка розрахункових моделей на основі експлуатаційних даних.