Вплив нейтронного опромінення на корпус атомного реактору зі сталі 15Х2НМФА

Abstract

В роботі проведений аналіз зразків- свідків (ЗС) з контейнерів другого та третього вивантаження третього блоку Рівненської атомної електростанції. За основу роботи було взято третє вивантаження , оскільки воно на даний момент несе в собі основні данні щодо стану матеріалу корпусу реактора (КР). Цінністю роботи є отримання підтвердження працездатності КР та можливість здійснення продовження ресурсу за рахунок запасу міцно-сті. Порівняння 2 та 3 вигрузки необхідно для обґрунтування існуючих матмоделей та про-гнозу швидкості деградації металу корпусу навпроти АЗ. В цілому проведений аналіз під-твердив працездатність КР та можливість продовження ресурсу, однак при експлуатації атомної установки після продовження ресурсу, згідно міжнародних стандартів, необхідна модернізація ЗС. Метою модернізації програми ЗС блоку №3 Рівненської АЕС є забезпечен-ня супроводу експлуатації КР до кінця проектного терміну служби і з урахуванням його продовження при реалізації компенсуючих заходів. Також була розглянута програма диста-нційного контролю та продовження ресурсу, впроваджена на Чеській станції Темелін.

В работе проведен анализ образцов – свидетелей (ОС) из контейнеров второй и третьей выгрузки третьего блока Ровенской атомной электростанции. За основу работы было взято третью выгрузку, поскольку она на данный момент несет в себе основные данные, характеризирующие состояния материала корпуса реактора (КР). Ценностью работы является получение подтверждения работоспособности КР и возможность осуществления продления ресурса за счет запаса прочности. Сравнение 2 и 3 выгрузки необходимо для обоснования существующих матмоделей и прогноза скорости деградации металла корпуса напротив АЗ. В целом проведенный анализ подтвердил работоспособность КР и возмож-ность продления ресурса, однако при эксплуатации атомной установки после продолжения ресурса, согласно международных стандартов, необходима модернизация ОС. Целью мо-дернизации программы ОС блока №3 Ровенской АЭС является обеспечение сопровождения эксплуатации КР до конца проектного срока службы и с учетом его продолжения при реали-зации компенсирующих мероприятий. Также была рассмотрена программа дистанционного контроля и продолжения ресурса, внедренная на Чешской станции Темелин.

The analysis of survival – specimens (SS) from containers of the second and third unloading of the third block of the Rivne nuclear power plant is carried out. The third unloading was taken as a basis, as it currently carries the most recent data on the state of the reactor vessel (RV)material. The value of the work is to obtain confirmation of the working capacity of the RV and the possibility of extending the resource at the expense of the safety margin. Comparison of 2 and 3 unloading is necessary to substantiate the existing matmodels and predict the rate of degradation of the vessel metal opposite the reactor core. In general, the analysis confirmed the efficiency of the RV and the possibility of extending the life, but in the operation of a nuclear installation after the extension of the life, according to international standards, it is necessary to modernize the SS. The purpose of the modernization program of the SS of unit 3 of Rivne NPP is providing support operating the RV until the end of design life and taking into account its extension in the implementation of compensating measures.The program of distance control, resource extension that was implemented at the Czech Temelin NPP was considered too.