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.