Продление срока эксплуатации реактора ВВЭР-440 за счет отжига корпуса реактора

Abstract

Продление сроков эксплуатации АЭС является стратегически важной задачей, которая предполагает обеспечить производство электроэнергии на достигнутом уровне до ввода новых мощностей на тепловых и атомных станциях при существенно меньших затратах. Ресурсные характеристики реакторных установок с ВВЭР определяются в первую очередь обоснованием целостности корпусов реакторов, металл которых подвергается одновременно интенсивному радиационному облучению и воздействию высоких температур, что приводит к ухудшению прочностных свойств материала корпуса ЯР. Наиболее уязвимым местом являются места сварных соединений корпуса. Именно с целью продления срока службы и восстановления прочностных характеристик металла был использован метод отжига корпуса реактора.

Продовження термінів експлуатації АЕС є стратегічно важливим завданням, яке має забезпечити виробництво електроенергії на досягнутому рівні до введення нових потужностей на теплових і атомних станціях при істотно менших витратах. Ресурсні характеристики реакторних установок з ВВЕР визначаються в першу чергу обгрунтуванням цілісності корпусів реакторів, метал яких піддається одночасно інтенсивному радіаційному опроміненню і дії високих температур, що приводить до погіршення міцностних властивостей матеріалу корпусу ЯР. Найбільш вразливим місцем є місця зварних з'єднань корпусу. Саме з метою продовження терміну служби та відновлення міцностних характеристик металу був використаний метод відпалу корпусу реактора.

The extension of NPP operation life is a strategically important task, which involves ensuring the production of electricity at the reached level before the introduction of new capacities at thermal and nuclear power plants at significantly lower costs. The resource characteristics of reactor plants with VVER are determined primarily by substantiating the integrity of reactor housings, the metal of which is simultaneously subjected to intensive radiation exposure and high temperatures, which leads to a deterioration in the strength properties of the material of the NR housing. The most vulnerable place are places of welded joints of the housing. It was in order to extend the service life and restore the strength characteristics of the metal that the annealing method of the reactor vessel was used.