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 .

[nuc]

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 .

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...