Освен това руското нахлуване ускори плановете на различни доставчици на гориво за производство на гориво от ниско обогатен уран (HALEU) за бъдещи усъвършенствани реактори, докато Kazatomprom, най-големият доставчик в света на концентрати от уранова руда, предприема стъпки да заобиколи руската територия.

Миналия декември Казахстан и Канада завършиха превоза на концентрати от уранова руда през Транскаспийския международен транспортен маршрут, проправяйки пътя за бъдещи превози от Казахстан през Азербайджан и Грузия до Европа, Северна Америка и Азия.

Припомняме, че (https://t.me/energoatom_ua/6801 ) Westinghouse е дългогодишен надежден партньор на Държавно предприятие Енергоатом. Компаниите подписаха споразумение за изграждането на девет нови енергоблока по технологията AR1000 в Украйна. Energoatom вече започна изпълнението на проекта за изграждане на 5-ти и 6-ти блок на Хмелницката АЕЦ, който се планира да бъде завършен до 2029 г.

Източник: https://www.stimson.org/wp-content/uploads/2023/02/3236px-%D0%97%D0%90%D0%95%D0%A1_2.jpg

Технологията за възстановително отгряване на корпусите на реакторите ВВЭР-1000 ще се отработва на пълномащабен стенд. Това съобщи заместник началникът на отдела по материалознание в ДИП на «Росэнергоатом» Дмитрий Гуцев на Международната научно-техническа конференция “Безопасност, ефективност и икономика на ядрената енергетика”.

Работите се изпълняват в рамките на програмата на концерна «Росэнергоатом» за продължаване на сроковете на експлоатация (ПСЕ) на АЕЦ. “Технологията за отгряване на корпусите на реакторите ВВЭР-1000 на практика е вече разработена, сега се извършва нейната атестация”, - каза Гуцев.

Във връзка с уникалността на операцията Научно-техническият съвет на ДК “Росатом” и на концерна «Росэнергоатом» е взел решение за извършване на експерименти и изпитания на пълномащабен стенд. “Такъв стенд ще бъде построен в базата на “Атоммаш” (Волгодонск)”, съобщи представителят на «Росэнергоатом».

Източник: http://www.nuclear.ru/news/92072/

Б.Р. За по-възрастните колеги, които са работили на старите блокове на АЕЦ “Козлодуй”, тази процедура трябва да е позната. Но на реакторите ВВЭР 1000 сега, тепърва, се явява необходимост от възстановително отгряване.

Ще ви разкажа за ВВЭР 440/В230, каквито са реакторите на малките блокове на централата.

Всъщност става въпрос за следното: Както знаете корпусите на реакторите се изработват чрез заваряване един върху друг на отделни пръстени към дъното на реактора.

Проблемът е, че заваръчните шевове са правени с материал по-различен от този на пръстените, обикновено с завишено съдържание на фосфор и мед.

По тази причина вследствие на продължителното интензивно облъчване по шевовете се наблюдава ефекта “радиационно окрехкостяване”, водещ до намаляване на якостните им характеристики.

При по-новите модели в активната зона (АЗ) на реакторите ВВЭР 440 се поставят специални екраниращи касети с цел намаляване на влиянието на бързите неутрони върху най-критичния четвърти шев, където съдържанието на мед е до 0,22%, а на фосфор до 0,039%.

Отгряването се извършва с помощта на множество електрически нагреватели разположени равномерно от вътрешната страна покрай съответния шев на корпуса на реактора. Процесът трае няколко денонощия, като чрез регулиране на мощността на нагревателите се реализира специална време/температурна диаграма. Максималната температура на отгрявания участък достига до 460-490 ^оС, а ширината му е 1 метър.

От 7 до 14 септември в град Сандански се провежда Десетата международна конференция по ефективността на горивото за ВВЭР, Моделиране и експериментална поддръжка.

Организатор на конференцията е Института за ядрени изследвания и ядрена енергетика (ИЯИЯЕ) към Българската академия на науките (БАН), в сътрудничество с Международната агенция по атомна енергия (МААЕ), АЕЦ “Козлодуй”, Агенцията за ядрено регулиране (АЯР) и други български ядрени организации.

Очаква се с доклади и презентации да се представят около 70 български и чуждестранни експерти. Форумът е закрит за широката ядрена общност и за журналисти.

Все пак, понеже шило в торба не стои, си позволявам да ви представя фрагменти от една от презентациите за проблемите с ядреното гориво ТВС-W на украинските АЕЦ. Тази тема ми е любима – на сайта съм публикувал доста информация.

По другите въпроси ще има публикации само ако материалите ми бъдат предоставени от авторите им, или от организациите които са им работодатели. Дал съм съответната заявка към една от най-мощно представящите се на конференцията организации.

В презентацията за която става въпрос се говори за известният на ядрената общност проблем около горивото на Westinghouse. Но сега за първи път виждам в доклад (не в личен разговор, не на форумите и т.н.) потвърждение, че при американците е имало „lacks of a design“ в горната и долната част на касетите.

Ще ви разкажа накратко продължението, защото да се накъсва доклада на части е глупаво. Става въпрос за нарасналите грешки при разчетите на концентрацията на борната киселина по време на експлоатацията на украинските блокове. Това се решава както чрез преразглеждане на библиотеките с неутронно-физичните данни, така и чрез закупуване на ново оборудване за измерване на концентрацията на B¹⁰ в топлоносителя.

И още една особеност – през последните две години на украинските блокове ВВЭР-1000 се наблюдава асиметрия на енергоотделянето. Причините все още се търсят.

На вниманието на търсачите на къртици!

В ядрената енергетика, по всеобщо признание, тайни няма и не трябва да има. Източникът на информацията не е българин или българска организация. 

Призовавам организациите, собственици на презентациите и докладите, да ги публикуват на сайтовете си или да делегират права на организатора ИЯИЯЕ за публикуване на сайта им. 

Председателят на АЯР д-р Сергей Цочев и главният секретар Николай Влахов, взеха участие в 19-та редовна среща на Форума на регулиращите органи на страните експлоатиращи реактори от типа ВВЕР (Форум на ВВЕР регулаторите). Срещата се проведе в гр. Ржеж, Чешка Република от 26 до 28 юни 2012 година.

Б.Р. Град Ржеж  е люлката на Чехословашката ядрена наука. Там през 1955 година е създаден Института за ядрени изследвания.

Сега Института за ядрени изследвания е публична търговска организация (акционерно дружество) в Чешката република, с персонал от 860 служители и една основна мисия – научни изследвания и развитие в областта на ядрените технологии и управлението на радиоактивните отпадъци.

Чехия пое председателството на форума от Братислава, Словакия през м. юли 2011 година.

В заседанията взеха участие представители на 8 страни, експлоатиращи реактори тип ВВЕР: Армения, България, Индия, Русия, Финландия, Словакия, Украйна и Чехия. Като наблюдатели бяха участваха и представители на Международната агенция за атомна енергия и организацията за техническа поддръжка на немския регулиращ орган GRS-Germany.

На срещата бяха представени докладите на отделните страни за състоянието на ядрената безопасност на националните ядрени съоръжения през изтеклата година като акцентът бе върху аварията в АЕЦ Фукушима и последвалите я стрес-тестове.

Важно място в обсъжданията бе отделено и на резултатите от дейността на работната група по въпросите на организацията, управлението и културата на безопасност на АЕЦ и използването на вероятностните анализи на безопасността в регулиращата практика, както и на работната група за определяне изискванията за качество при производство на ядрено гориво и обосновката на експлоатационната безопасност на ядреното гориво за АЕЦ с реактори тип ВВЕР.

Източник: http://www.bnra.bg/bg/news/20120629