IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
2 страниц V   1 2 >  
Reply to this topicStart new topic
> Отжиг, Вынос из Westinghouse в Украине
Industrialist
сообщение 16.1.2021, 18:33
Сообщение #1


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 8
Регистрация: 17.11.2020
Пользователь №: 34 996



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?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 16.1.2021, 20:00
Сообщение #2


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 160
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Industrialist @ 16.1.2021, 11:33) *
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?


https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...Pub1382_web.pdf
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 16.1.2021, 23:43
Сообщение #3


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 160
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(pappadeux @ 16.1.2021, 13:00) *



но это лучше в Разных сторонах атома обсуждать
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 17.1.2021, 12:23
Сообщение #4


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 419
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(Industrialist @ 16.1.2021, 18:33) *
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.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Industrialist
сообщение 17.1.2021, 13:56
Сообщение #5


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 8
Регистрация: 17.11.2020
Пользователь №: 34 996



Цитата(alex_bykov @ 17.1.2021, 12:23) *
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 17.1.2021, 16:44
Сообщение #6


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 341
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Industrialist @ 17.1.2021, 13:56) *
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 . unsure.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
nuc
сообщение 17.1.2021, 19:08
Сообщение #7


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 387
Регистрация: 16.4.2019
Пользователь №: 34 767



Цитата(barvi7 @ 17.1.2021, 16:44) *
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 . unsure.gif


Кстати вопрос интересный. Сильно дискутировали ровно на эту же тему, когда спорили про корпус Кайрос. Там предлагалось менять его каждые десять лет... (вторая проблема графит внутри). Мол развивается фаза охрупчивающая металл. Мы боролись хотя бы за 20 лет, что можно сделать и потолще, а охрупчивание будет всегда. Ну и так далее...
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Industrialist
сообщение 17.1.2021, 19:38
Сообщение #8


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 8
Регистрация: 17.11.2020
Пользователь №: 34 996



Цитата(barvi7 @ 17.1.2021, 16:44) *
А зачем "ВСЕ" в кучу . . . и ТВС-W, и сверх проектный период, и отжиг.

Потому что указанные ТВС находятся в указанных реакторах, в связи с чем и возник вопрос.

Цитата(barvi7 @ 17.1.2021, 16:44) *
Никаких ТРЕБОВАНИЙ по обязательному отжигу НЕТ.

Вопрос не только в отжиге. Но и в нём. Если не дай Бог, деформация ТВС в реакторе приведет к его разрушению, в просроченном реакторе, у которого в свою очередь проблемы с прочностью корпуса... Вы улавливаете ход мысли?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 17.1.2021, 20:38
Сообщение #9


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 341
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Industrialist @ 17.1.2021, 19:38) *
Потому что указанные ТВС находятся в указанных реакторах, в связи с чем и возник вопрос.


Вопрос не только в отжиге. Но и в нём. Если не дай Бог, деформация ТВС в реакторе приведет к его разрушению, в просроченном реакторе, у которого в свою очередь проблемы с прочностью корпуса... Вы улавливаете ход мысли?

1. Даже, если ТВС-W и "ржавеют-корродируют", то это никак не сказывается на радиационной повреждаемости корпуса реактора (КР).
А чтобы сравнить кто и как влияет на КР - Необходимо сравнивать схему перегрузок ТВС и потоки быстрых нейтронов от периферийных ТВС, которые на ~90 % и определяют нейтронный флюенс на КР.

2. Деформация ТВС никак не может привести к проблемам КР."
От ТВС до КР ~> 30-40 см - выгородка, шахта внутрикорпусная, опускной участок теплоносителя . . . хорошо бы на чертеж посмотреть . . . mellow.gif "Вы улавливаете ход мысли?"
Так при всем желании ТВС (сама искривляясь и корродируя) при всем ее желании никак до КР не достанет . . . rolleyes.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Sancho
сообщение 17.1.2021, 21:59
Сообщение #10


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 65
Регистрация: 18.3.2011
Пользователь №: 32 614



Я бы вопрос сформулировал проще:

1. Может ли повышенное радиационное воздействие (в 10/100/1000 раз выше номинального) провести к моментальному разрушению, или же деградация материала будет примерно пропорционально уровню излучения?

2. Может ли разрушение ТВС (в самом негативном сценарии) носить характер цепной реакции, или же разрушение отдельной бракованной сборки будет носить локальный характер и будет зафиксировано до начала воздействия на соседние сборки?

3. Что вообще произойдёт с начинкой реактора типа ВВЭР при моментальной разгерметизация? Скажем, при разрыве одного из швов целиком по всей длине? Теоретически, разумеется, вероятность такого сценария понятна.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 17.1.2021, 22:19
Сообщение #11


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 160
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(barvi7 @ 17.1.2021, 9:44) *
Никаких ТРЕБОВАНИЙ по обязательному отжигу НЕТ.


верно, нет обязательств

но требования по отжигу есть

QUOTE(barvi7 @ 17.1.2021, 9:44) *
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

QUOTE(barvi7 @ 17.1.2021, 9:44) *
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 . unsure.gif


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
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Dobryak
сообщение 17.1.2021, 22:26
Сообщение #12


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 758
Регистрация: 8.5.2013
Из: Подмосковье
Пользователь №: 33 796



QUOTE(Sancho @ 17.1.2021, 21:59) *
Я бы вопрос сформулировал проще:

1. Может ли повышенное радиационное воздействие (в 10/100/1000 раз выше номинального) провести к моментальному разрушению, или же деградация материала будет примерно пропорционально уровню излучения?

2. Может ли разрушение ТВС (в самом негативном сценарии) носить характер цепной реакции, или же разрушение отдельной бракованной сборки будет носить локальный характер и будет зафиксировано до начала воздействия на соседние сборки?

3. Что вообще произойдёт с начинкой реактора типа ВВЭР при моментальной разгерметизация? Скажем, при разрыве одного из швов целиком по всей длине? Теоретически, разумеется, вероятность такого сценария понятна.


В книге Ю.Вигнер, Этюды о симметрии, Мир, 1971 г., есть любопытная статья "Действие излучения на твердые тела". Это перевод статьи Вигнера и Зейтца в Scientific American, 195, № 2 (1956). В Интернете эта статья недоступна, так что приведу только один отрывок по теме:

QUOTE
В те беспокойные дни, когда ученые-атомщики строили первый реактор в Металлургической лаборатории Чикагского университета, их особенно волновал один вопрос: как будет действовать на реактор его собственная радиация? Самым серьёзным был вопрос: что произойдет с графитовым замедлителем?

Группа, занимавшаяся вопросами "здоровья" нашего будущего атомного дитяти, была настолько не уверена в способности реактора переносить радиацию и другие болезни, что рассматривала его шансы выжить довольно пессимистично и в своем докладе сообщала: "Было бы антинаучным оценивать полезную продолжительность жизни реактора свыше 100 дней." В настоящее время (статья 1956 года!) этот период превзойден в 50 раз и почти все реакторы первого поколения живы и благополучно работают.


Сообщение отредактировал Dobryak - 17.1.2021, 22:28
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 18.1.2021, 8:51
Сообщение #13


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 341
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(pappadeux @ 17.1.2021, 22:19) *
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"
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 18.1.2021, 13:48
Сообщение #14


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 419
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



Industrialist, не мешайте всё в одну кучу.
Прочитайте сначала "ликбез" - там ответы на половину Ваших высказанных и не высказанных вопросов по американскому топливу.
По влиянию ТВС-W (сейчас уже ТВС-WR) на корпус реактора Вам предельно корректно ответил barvi7. Дополню его ответ только одним моментом: для целей совместной эксплуатации в активной зоне линейка исполнений ТВС-WR близка по размножающим свойствам к линейке исполнений ТВСА, компоновки активной зоны тоже практически совпадают, т.е. являются малоутечечными (меньший флюенс на корпус реактора). Спектр чуть-чуть отличается, но именно что чуть-чуть, в числе разделов обоснований безопасности при внедрении нового топлива есть и оценка флюенса на корпус реактора.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
nuc
сообщение 18.1.2021, 18:52
Сообщение #15


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 387
Регистрация: 16.4.2019
Пользователь №: 34 767



Цитата(Sancho @ 17.1.2021, 21:59) *
3. Что вообще произойдёт с начинкой реактора типа ВВЭР при моментальной разгерметизация? Скажем, при разрыве одного из швов целиком по всей длине? Теоретически, разумеется, вероятность такого сценария понятна.


Примерно такая история уже специалистами рассматривалась, для маленького аппарата.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 18.1.2021, 19:13
Сообщение #16


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 160
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(barvi7 @ 18.1.2021, 1:51) *
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
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 19.1.2021, 15:48
Сообщение #17


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 341
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(pappadeux @ 18.1.2021, 19:13) *
требования обычно формулируются местным надзором, и, например, в здешнем зоопарке никаких 30 лет нет, считать 30летние блоки нет особого смысла

Пока не "догнал" - здешний зоопарк . . ? более интересует - "здешний" -?
и что значит "считать 30летние блоки нет особого смысла", именно "считать" - это количество ?

QUOTE(pappadeux @ 18.1.2021, 19:13) *
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."

"следует" - тоже навязывание, а документе "may be" , но не "must be"
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 19.1.2021, 23:33
Сообщение #18


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 160
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(barvi7 @ 19.1.2021, 8:48) *
Пока не "догнал" - здешний зоопарк . . ? более интересует - "здешний" -?
и что значит "считать 30летние блоки нет особого смысла", именно "считать" - это количество ?


тут временные промежутки между продлениями - 40, 20, 20. Не везде 30 лет является шоу-стоппером

QUOTE(barvi7 @ 19.1.2021, 8:48) *
"следует" - тоже навязывание, а документе "may be" , но не "must be"


правильно, как я и говорил - по нужде (текущему состоянию). Если оператор установки считает нужным отжиг, вот тут что и как ему надо обосновать, если коды то их тоже надо обосновать, и далее по списку. Но никаких вопросов по возрасту установки нет - 30 лет, 40 лет, 100 лет...
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 24.1.2021, 20:50
Сообщение #19


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 23 451
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



smile.gif Цитата с семинара в NRC на этой неделе:
Even if thermal annealing is not technically needed, a decision to anneal could benefit extended long term operation.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
nuc
сообщение 4.2.2021, 15:38
Сообщение #20


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 387
Регистрация: 16.4.2019
Пользователь №: 34 767



Цитата(AtomInfo.Ru @ 24.1.2021, 20:50) *
smile.gif Цитата с семинара в NRC на этой неделе:
Even if thermal annealing is not technically needed, a decision to anneal could benefit extended long term operation.


Я думаю, что у них просто нет точных данных. Они понимают идею, но точно о процессе не знают.
Go to the top of the page
 
+Quote Post

2 страниц V   1 2 >
Reply to this topicStart new topic
2 чел. читают эту тему (гостей: 2, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 2.3.2021, 10:57