Отжиг, Вынос из Westinghouse в Украине Опции

[Industrialist]

Уважаемые эксперты, разрешите вопрос! Повышение хрупкости металла в результате воздействия ионизирующего излучения, является одним из факторов, ограничивающих проектные сроки эксплуатации ядерных реакторов АЭС. Для продления эксплуатации ядерного реактора в послепроектный период, необходимо выполнение комплекса работ. Собственно, вопрос, подскажите какую научную литературу и нормативные документы можно почитать, чтобы составить представление о сущности и составе работ/мероприятий, направленных именно на восстановление металла и сварных швов корпусов реакторов?

[alex_bykov]

Уважаемые эксперты, разрешите вопрос! Повышение хрупкости металла в результате воздействия ионизирующего излучения, является одним из факторов, ограничивающих проектные сроки эксплуатации ядерных реакторов АЭС. Для продления эксплуатации ядерного реактора в послепроектный период, необходимо выполнение комплекса работ. Собственно, вопрос, подскажите какую научную литературу и нормативные документы можно почитать, чтобы составить представление о сущности и составе работ/мероприятий, направленных именно на восстановление металла и сварных швов корпусов реакторов?

Давайте немного от печки потанцуем. Представления о ресурсе корпуса реактора в 60-70-х годах были довольно консервативными и не подтверждаются практикой. То, что принимали за общую тенденцию, оказалось зависимостью от содержания в сталях отдельных примесей, именно поэтому ресурс каждого реактора определятся индивидуально, а основной информацией, помогающей принять решение (оно может быть различным: закрыть, продлить ресурс, провести доп.мероприятия, тот же отжиг дефектов), является программа образцов-свидетелей. И я бы тут ни на отечественную, ни на международную нормативку не смотрел. Достаточно посмотреть, что на той же НВАЭС блок 4 ещё работает, а блок 3 уже несколько лет как остановлен.

[Industrialist]

Давайте немного от печки потанцуем. Представления о ресурсе корпуса реактора в 60-70-х годах были довольно консервативными и не подтверждаются практикой. То, что принимали за общую тенденцию, оказалось зависимостью от содержания в сталях отдельных примесей, именно поэтому ресурс каждого реактора определятся индивидуально, а основной информацией, помогающей принять решение (оно может быть различным: закрыть, продлить ресурс, провести доп.мероприятия, тот же отжиг дефектов), является программа образцов-свидетелей. И я бы тут ни на отечественную, ни на международную нормативку не смотрел. Достаточно посмотреть, что на той же НВАЭС блок 4 ещё работает, а блок 3 уже несколько лет как остановлен.

Спасибо. Поясню вопрос. ТВС-W, в отношении которых отмечались факты коррозии металла и деформации дистанцирующей решетки в активной зоне реакторов ВВЭР-1000, эксплуатируются в реакторах, проектный срок эксплуатации которых истёк. В то же время, ГИЯРУ и Минэкоэнерго отменили ряд требований, ранее обязательных для эксплуатации реакторов в послепроектный период, в т.ч. "отжиг" металла и сварных швов корпусов реакторов, охрупченных в результате воздействия ионизирующего излучения. Таким образом, может возникать вопрос, каковы гарантии, что эксплуатация ТВС-W корродирующих в активной зоне просроченных реакторов ВВЭР-1000 будет безаварийной и безопасной? Вопрос не праздный.

[barvi7]

Спасибо. Поясню вопрос. ТВС-W, в отношении которых отмечались факты коррозии металла и деформации дистанцирующей решетки в активной зоне реакторов ВВЭР-1000, эксплуатируются в реакторах, проектный срок эксплуатации которых истёк. В то же время, ГИЯРУ и Минэкоэнерго отменили ряд требований, ранее обязательных для эксплуатации реакторов в послепроектный период, в т.ч. "отжиг" металла и сварных швов корпусов реакторов, охрупченных в результате воздействия ионизирующего излучения. Таким образом, может возникать вопрос, каковы гарантии, что эксплуатация ТВС-W корродирующих в активной зоне просроченных реакторов ВВЭР-1000 будет безаварийной и безопасной? Вопрос не праздный.

А зачем "ВСЕ" в кучу . . . и ТВС-W, и сверх проектный период, и отжиг.
alex_bykov : ресурс каждого реактора определятся индивидуально !

Никаких ТРЕБОВАНИЙ по обязательному отжигу НЕТ. Отжиг применяется когда "пациенту" уже плохо, в основном из-за швов № 4 и 3 для ВВЭР.
Все ВВЭР пущенные в советское время уже ушли за 30 и более.
Под отжиг "попали" даже не ВСЕ ВВЭР-440 ( с еще "тем" металлом), а из ВВЭР-1000 под отжиг пока попал только корпус БалАЭС-1.
Из почти 300 блоков в мире (90 % корпусные) под отжиг попали ~"пару десятков" . . .
В новых проектах Корпусов Реакторов уже ушли от швов напротив активной зоны, и металл научились подбирать по примесям, поэтому в будущем проблем будет меньше . . .наверное .

[pappadeux]

Никаких ТРЕБОВАНИЙ по обязательному отжигу НЕТ.

верно, нет обязательств

но требования по отжигу есть

Под отжиг "попали" даже не ВСЕ ВВЭР-440 ( с еще "тем" металлом), а из ВВЭР-1000 под отжиг пока попал только корпус БалАЭС-1.
Из почти 300 блоков в мире (90 % корпусные) под отжиг попали ~"пару десятков" . . .

из 450ти

В новых проектах Корпусов Реакторов уже ушли от швов напротив активной зоны, и металл научились подбирать по примесям, поэтому в будущем проблем будет меньше . . .наверное .

это скорее верно для PWR/ВВЭРов

у BWR всегда швы напротив зоны, хотя у них и рад.нагрузка на корпус меньше

см стр.19 https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/...TE_1470_web.pdf

[barvi7]

верно, нет обязательств
но требования по отжигу есть
из 450ти
это скорее верно для PWR/ВВЭРов
у BWR всегда швы напротив зоны, хотя у них и рад.нагрузка на корпус меньше
см стр.19 https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/...TE_1470_web.pdf

Смотрим "контекст" вопросов ранее:
1 - в сверхпроектный период без отжига эксплуатировать нельзя - НЕТ ТАКИХ ТРЕБОВАНИЙ
2 - есть ТРЕБОВАНИЯ к технологии отжига
3 - 300 блоков - это которым более 30 лет ! (Точнее -296 на сегодня 2021 г, кстати - сегодня в эксплуатации числятся - 443 э/б)
4 - Про BWR - ответили, там до КР "далеко"

[pappadeux]

Смотрим "контекст" вопросов ранее:
1 - в сверхпроектный период без отжига эксплуатировать нельзя - НЕТ ТАКИХ ТРЕБОВАНИЙ
...
3 - 300 блоков - это которым более 30 лет ! (Точнее -296 на сегодня 2021 г, кстати - сегодня в эксплуатации числятся - 443 э/б)

требования обычно формулируются местным надзором, и, например, в здешнем зоопарке никаких 30 лет нет, считать 30летние блоки нет особого смысла

отжиг следует производить по потребности, "For those light water nuclear power reactors where neutron radiation has reduced the fracture toughness of the reactor vessel materials, a thermal annealing may be applied to the reactor vessel to recover the fracture toughness of the material."

конечно, следуя ряду требований

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collecti...rt050-0066.html