Ядерная и углеводородная энергетики
4,075,877
12,038
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 28 авг 2016 в 13:11 |
ПСЭ блока-2 Кольской АЭС
новая дискуссия Дискуссия 152
На Кольской АЭС началась уникальная процедура отжига корпуса реактора энергоблока №2, позволяющая восстановить физико-механические свойства
металла
Управление информации и общественных связей Кольской АЭС, ОПУБЛИКОВАНО 28.08.2016
На корпусе реактора энергоблока №2 Кольской АЭС (филиал Концерна "Росэнергоатом", г. Полярные Зори Мурманской обл.) начался комплекс работ по восстановительному отжигу.
Это уникальная разработка российских учёных, с помощью которой стало возможным восстановление физико-механических свойств металла корпуса реактора, изменяющихся в процессе эксплуатации за счет радиационного воздействия.
Как отметил, комментируя событие, директор атомной станции Василий Омельчук, процедура отжига признана во всем мире как эффективный способ обеспечения безопасной и надёжной эксплуатации реакторных установок.
Процесс отжига проходит в реакторном зале, реактор остается на своём штатном месте.
Специальная печь для отжига транспортируется к месту работ разобранной, далее эта установка высотой с двухэтажный дом монтируется на реактор, и опускается внутрь корпуса.
Металл медленно нагревают до температуры отжига. Затем в течение 150 часов его нужно выдержать при температуре 475°С и так же постепенно охладить.
Процедура отжига была разработана Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт". Для определения фактического состояния металла и подтверждения срока его работы изучают образцы металла, которые вырезают из внутренних стенок реактора, т.н. темплеты.
В общей сложности на подготовку и проведение отжига корпуса реактора на КолАЭС уйдёт около 15 дней.
Далее, по словам В. Омельчука, необходимо будет обосновать возможность продления срока эксплуатации корпуса реактора.
Заключение о возможности продления даст НИЦ "Курчатовский институт" по результатам металлографических исследований образцов после отжига.
В 1989 году на энергоблоках №1 и №2 Кольской АЭС уже проводилась подобная процедура отжига. Впервые же она была проведена на энергоблоке №3 Нововоронежской АЭС (также в 1989 г.).Также восстановительные работы успешно выполнялись на реакторах ВВЭР-440 Ровенской, Нововоронежской, Армянской АЭС, АЭС "Грайфсвальд" (Германия) и АЭС "Козлодуй" (Болгария).
В работах по восстановительному отжигу корпуса реактора энергоблока №2 КолАЭС задействованы как специалисты самой атомной станции, так и персонал специализированных организаций: АО "Атомэнергоремонт", НИЦ "Курчатовский институт", АО ОКБ "Гидропресс", АО НПО "ЦНИИТМАШ".
металла
Управление информации и общественных связей Кольской АЭС, ОПУБЛИКОВАНО 28.08.2016
На корпусе реактора энергоблока №2 Кольской АЭС (филиал Концерна "Росэнергоатом", г. Полярные Зори Мурманской обл.) начался комплекс работ по восстановительному отжигу.
Это уникальная разработка российских учёных, с помощью которой стало возможным восстановление физико-механических свойств металла корпуса реактора, изменяющихся в процессе эксплуатации за счет радиационного воздействия.
Как отметил, комментируя событие, директор атомной станции Василий Омельчук, процедура отжига признана во всем мире как эффективный способ обеспечения безопасной и надёжной эксплуатации реакторных установок.
Процесс отжига проходит в реакторном зале, реактор остается на своём штатном месте.
Специальная печь для отжига транспортируется к месту работ разобранной, далее эта установка высотой с двухэтажный дом монтируется на реактор, и опускается внутрь корпуса.
Металл медленно нагревают до температуры отжига. Затем в течение 150 часов его нужно выдержать при температуре 475°С и так же постепенно охладить.
Процедура отжига была разработана Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт". Для определения фактического состояния металла и подтверждения срока его работы изучают образцы металла, которые вырезают из внутренних стенок реактора, т.н. темплеты.
В общей сложности на подготовку и проведение отжига корпуса реактора на КолАЭС уйдёт около 15 дней.
Далее, по словам В. Омельчука, необходимо будет обосновать возможность продления срока эксплуатации корпуса реактора.
Заключение о возможности продления даст НИЦ "Курчатовский институт" по результатам металлографических исследований образцов после отжига.
В 1989 году на энергоблоках №1 и №2 Кольской АЭС уже проводилась подобная процедура отжига. Впервые же она была проведена на энергоблоке №3 Нововоронежской АЭС (также в 1989 г.).Также восстановительные работы успешно выполнялись на реакторах ВВЭР-440 Ровенской, Нововоронежской, Армянской АЭС, АЭС "Грайфсвальд" (Германия) и АЭС "Козлодуй" (Болгария).
В работах по восстановительному отжигу корпуса реактора энергоблока №2 КолАЭС задействованы как специалисты самой атомной станции, так и персонал специализированных организаций: АО "Атомэнергоремонт", НИЦ "Курчатовский институт", АО ОКБ "Гидропресс", АО НПО "ЦНИИТМАШ".
Отредактировано: Dobryаk - 01 янв 1970
ОТВЕТЫ (6)
|
Cheen ( Слушатель ) |
| 02 сен 2016 в 04:49 |
Цитата: Dobryаk от 28.08.2016 11:11:02
интересно,потом эту печь куда девают...утилизируют? она же наведенной радиации хапнет в корпусе
Цитата: Dobryаk от 28.08.2016 11:11:02
а с местом "выреза" дальше что делают? заделывают или как? это толщина стенки меняется и покрытие на ней, насколько я понимаю, антикоррозионное. Нарушается же оно?
Просветите чайника.
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 02 сен 2016 в 08:14 |
Цитата: Cheen от 02.09.2016 02:49:07
Свидетель, как в обиходе часто называют эти тепмлеты --- это махонькая тонкая пластиночка, наваренная на корпус. Сам корпус реактора весь цельнометаллический без всяких специальных покрытий.
Печку используют еще и еще раз --- наведенная активность самого корпуса реактора не такая, чтобы в печке навести что-то страшное --- нейтроны в пустом корпусе не летают.
|
|
mse ( Слушатель ) |
| 02 сен 2016 в 09:47 |
Цитата: Dobryаk от 02.09.2016 06:14:08
Ну, каг-бе наплавка антикоррозионного покрытия присуцтвует в техпроцессе. Даже на просторы СМИ вырывается.
|
|
Osq ( Слушатель ) |
| 03 сен 2016 в 01:15 |
Цитата: Dobryаk от 02.09.2016 06:14:08
Корпус ВВЭР состоит из нескольких секций. Темплеты изготавливаются из припусков, которые отрезаются от секций корпуса реактора при изготовлении на этапе механической обработки. Обязательное условие для темплет: они должны пройти все циклы термообработки вместе с секциями корпуса. То есть материал темплет абсолютно идентичен металлу корпуса реактора: одна и та же плавка, одни и те же режимы термообработки.
Темплеты внутри корпуса не привариваются, а крепятся в специальных гнёздах. В течении жизни реактора их поочерёдно безвозвратно извлекают для проведения различных видов контроля. На основании этого делают заключение о текущем состоянии металла корпуса. Размер темплет не совсем маленький. Этой темплеты должно хватить и для металлографии и для разрушающих методов контроля.
Корпус реактора изнутри плакирован нержавеющей сталью номинальной толщиной 6 мм.
С уважением.
Osq.
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 03 сен 2016 в 08:21 |
Цитата: Osq от 02.09.2016 23:15:03
Угу, ляп был у меня --- спасибо, что мозги вправили, мог бы и заглянуть куда, не полагаясь на что где-то когда-то слышал. Насколько я знаю, эти темплеты на нейтронографию возили на ИБР (импульсный реактор) в Дубну, но там большие образцы и не нужны, везли наверно вырезанное из самого темплета, а основной кусок шел на механическое обследование охрупчивания.