Все пациенты знают, наверно. Но все равно профильный сайт не должен вроде проходить мимо такой новости. Wall Street Journal слегка наезжает на РБМК, говорит, что нет у них правильных контейнментов. При этом Фукусиму не упоминает.

http://online.wsj.com/article/SB1000142405...eTabs%3Darticle

Черт, статья сегодня уже целиком не отображается.

Из комментариев:

"50 miles from St Petersburg and Rosatom is taking a tiny chance to even 1 to 100,000 that historical St Petersburg becomes a ghost city. With their financial success of the last ten years they feel invicible now."

"The article reads: "Critics say Russians would rather squeeze more power out of the old reactors than build expensive new ones". Replace "Russians" with ________________ (Americans, etc.). Replace "old reactors" with ____________________ (any technology - US reactors, old coal-fired plants, old gas-fired plants, etc.). This is pretty much the state of the world."

"As the article stated, Russia would rather keep operating its own nuclear plants and sell its natural gas into the world market for hard currency. Without the German decision to shut down its nuclear plants, there would not have been as large a world market for that gas as there will be as German nuclear plants shut down prematurely."

Каждому свое.
Правительствло Японии намерено сократить срок эксплуатации ядерных реакторов до 40 лет.
http://www.atominfo.ru/news9/i0485.htm
И американцы такой же политики придерживаются.
Но мы идем другим путем. Сначала до 45 лет эксплуатацию реакторов продлим, потом если ничего не рассыпется или рванет еще до 55-60 лет продлим...
Как на ракеты балистические трехкратно сроки эксплуатационные продлеваем.
Судьба у нас такая, на советских запасах жить...

японский товарищ лукавит. Американцы минимум до 60 лет будут продлевать сроки эксплуатации,рассматриваются и варианты до 80.

А Вы предлагаете советские запасы и заделы выкинуть? Это нерационально.

Вообще у японцев в прессе попадаются крайне язвительные отклики.

Мол, на Фукусиме взорвались относительно молодые блоки, а закрывать будем только 40-летние.

Это напоминает летнее недоумение - почему, если авария случилась на японских блоках, закрывать надо вполне безопасные германские?

Что до США и 40 лет, то японец лукавит, естественно.

Обычный передёрг на публику. Белорусы когда-то успокаивали своё население тем, что во Франции АЭС стоит рядом с Парижем. Не уточняя, правда, что рядом с Парижем - центр Сакле, а отнюдь не АЭС Так и японец мог слегка передёрнуть, это даже за ложь не считается

Не надо запасы и заделы выкидывать, но отживающее старье пора тоже своевременно списывать.
Ну давайте продлевать эксплуатацию морально, технически и экономически устаревших энергоблоков до той поры пока они от ветхости не рассыпятся. Корпуса и арматура разная с магистралями не зря же имеют вполне определенные эксплатационные сроки.
А то действительно такой подход начинает напоминать ситуацию с древними МБР. Открыли шахту, заглянули, удивились, что ракета еще не сгнила. Запустили, полетела, даже куда-то что долетело. Возрадовались и все остальные древности продлили на третий сверхгарантийный срок...

Скорее всего причина в отсутствии чем заменить.
Не от хорошей жизни это всё ...
Да и вообще бардак.
В девяностые "списывали" целыми проектами и отраслями.

Судя по всему так и есть.
То на лодки строящиеся стали лодочной не хватает, то воткинскому заводу на ЯРСы углеволокна не достается, то натрий для БН-800 у французов покупаем....

Надо отдать должное СССР/России что она оказалась действительно впереди планеты всей. Это правда так.

Пока Американцы гадали какой способ дешевле/лучше, СССР/Россия пошла по пути отжига металла, который оказался самым реальным и правильным решением.

Если почитать отчеты Oak Ridge National Labs, то они в основном ссылаются на успешный опыт России в продлении срока службы реакторов.

Хотя там вопрос конечно намного сложнее, попробую разьяснить простым языком.

Продление срока - это обычно где главный вопрос - продление срока работы корпуса реактора и внутрикорпусных устройств. Почему - потому что там идет постоянная бомбардировка нейтронами ядер металла корпуса реактора.
Чтобы вы представили какой там нейтронный поток, скажу что в среднем, каждый атом металла, "вышибается" из своего места в решетке, атакуюшим его нейтроном 1 раз в год. Вы в школе изучали физику, и помните про число Авогадро и сколько мульенов атомов в 1 грамме металла. Дык вот, каждый атом раз в году в среднем получает в лобешник он нейтрона удар, и хотя и не всякий, но какая то часть "вылетает" из своего гнезда - из места в решетке.
Теперь, вы также помните из школьного курса физики, что атомные силы - это богатырь с короткими руками.
Представьте себе, что ударом нейтрона, который выбил ядро металла из решетки, образуется пустота. Потом, из-за особых сил и законов, эти пустоты начинают сдвигаться и накапливаться вместе. Теперь представьте себе, что из-за пустот, расстояние между атомами в решетке увеличится, и..., теперь богатырь с короткими руками - бессилен. Все, ухудшается пластичность металла и вырастает вероятность хладноломкого разрушения. Теперь, при аварии, надо будет реактор резко расхолодить, а если не проследить за давлением... пипец (пардон), металлический корпус рассыпется как стекло хрупкое.
Потому, на работаюших энергоблоках, давление в 1 контуре всегда связано с флюенсом нейтронов, то есть практически сроком работы реактора и накоплением нейтронного облучения металла корпуса реактора.

Дык вот, отжиг, это процесс, когда металл разогревается (выше раб температур 1 к), и за счет увеличившегося движения ядер металла и их колебания, эти пустоты заполняются. То есть когда то вылетевшие атомы обратно встают на место на решетку (в nuclear materials, есть такое понятие как "остаточная память" у атомов).
Вот этот простой и относительно дешевый способ изпользован в Российский технологии.

Американцы тоже что то уже отожгли (пардон за каламбур), но у них опыта гораздо меньше чем у Россиян, и еше раз повторюсь, что их исследования, в основном ссылаются на Российский опыт, что в обшем то не должно вызывать удивления.

Прошу не судить за корявый язык.

Спасибо, но вопрос.

Что, отжигают корпус реактора на время останова его на ППР?

угу, занимались этим для 440х

http://safelife.jrc.nl/ames/publications/d.../EUR16278EN.pdf

более современный отчет

http://safelife.jrc.nl/ames/publications/d...ANNEAL-2008.pdf

Про физику процессов "вышибания" - ВСЕ красиво и правдоподобно (хотя есть и другие "механизмы" повреждения - накопеление водорода , гелия и др.)

А по цифрам на корпус есть такое мнение:
Поток на внутренней поверхности корпуса ВВЭР-1000 до 5,0Е10 н/см2*с , флюенс за год до 2,0Е18 н/см2 за 40 лет до 1,0Е20 н/см2

За 40 лет повреждающая доза на корпус реактора (PWR -ВВЭР) составляет 0,1 сна (Смещений На Атом)

Повреждающая доза ВКУ - естественно выше и бывает больше 1 сна в год. Так что "1 раз в год" думаю - относится к ВКУ.
Это только мнение.

Так в итоге насколько можно продлить срок службы корпуса и ВКУ при периодических отжигах?
А как с гелиевым распуханием и водородным насыщением бороться? Или отжиг универсальный прием, обеспечивающий устранения всех проблем с прочностью?
Коррозия металла ведь не нулевая величина и отжиг от нее не спасение.

Сов правильно, но ответ был для "чайников", потому есть упрошен до уровня первоклассника.

Доступные цифры по повредающим годовым дозам на ВКУ и корпуса ВВЭРов.
---------------------------------------------------------------------------------------------
ДОЗОВЫЕ ЗАВИСИМОСТИ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ РОССИЙСКИХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ КОРПУСОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440
http://144.206.159.178/FT/8592/651435/13069685.pdf

АНАЛИЗ ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
http://144.206.159.178/FT/8592/651435/13069684.pdf

ОЦЕНКА СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР: ПРОБЛЕМЫ И СОВРЕМЕННЫЕ ПОДХОДЫ
http://144.206.159.178/FT/8592/651434/13069655.pdf

АНАЛИЗ УСЛОВИЙ РАЗВИТИЯ ТРЕЩИНЫ В ЭЛЕМЕНТАХ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ РЕАКТОРОВ,ПОДВЕРЖЕННЫХ ИНТЕНСИВНОМУ НЕЙТРОННОМУ ОБЛУЧЕНИЮ
http://144.206.159.178/FT/8592/641405/12860880.pdf

МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440
http://144.206.159.178/FT/8592/558440/11914693.pdf

ВЛИЯНИЕ ВОДОРОДА И ГЕЛИЯ НА СВОЙСТВА КОНСТРУКЦИОННОГО МАТЕРИАЛА РЕАКТОРОВ
http://144.206.159.178/FT/7832/486006/11032665.pdf

ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ГЕЛИЯ В СТАЛЯХ АУСТЕНИТНОГО КЛАССА ДЛЯ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННОЙ ПОВРЕЖДАЕМОСТИ МАТЕРИАЛОВ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ РЕАКТОРОВ ВВЭР
http://144.206.159.178/FT/8250/526534/11601939.pdf
---------------------------------------------------------------------------------------------
С корпусами еще кое-как отжиг справлятся может. Но судя по цифрам разным получается, что отжиг ВКУ не столь перспективное дело, особенно на ВВЭР-1000.
Мутная ситуация с перспективами продления жизни реакторных корпусов более 45-50 лет, особенно на более мощных аппаратах.

«Таким образом, для корпусов реакторов мы проблему увеличения сроков эксплуатации до 60 лет решаем», - продолжил он. «Но есть еще и второй критический элемент, который относится к категории условно-заменяемых, это внутрикорпусные устройства реактора – шахта и выгородка. Эти элементы изготавливаются из аустенитной стали и за 60 лет набирают очень большую повреждающую дозу нейтронного облучения. Хотя в принципе заменить эти элементы можно, но это сопряжено с соответствующими конструкторскими и проектными решениями, которые неизбежно отразятся на экономических показателях АЭС. Сейчас срок эксплуатации внутрикорпусных устройств рассматривается до 60 лет. Но это требует дополнительных исследований, сопровождения эксплуатации, то есть необходима скоординированная программа НИОКР», - сообщил Европин (с) http://polit.ru/article/2011/03/04/evropin/