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.
