Цитата: Luddit от 07.08.2018 17:28:11Меня немного напрягает, что очень часто по ТЗ срок службы один, а по факту бывает совсем другой, кратно превышающий первоначально заданный. Или все-таки реактор можно будет поменять в ходе капремонта?
Корпус реактора никто не меняет. В процессе Продления Срока Эксплуатации может меняться внутри корпусное оборудование.
У нас научились отжигать корпуса реакторов для снятия радиационных повреждений.
Для оценки состояния металла реактора, внутри реактора устанавливают технологические образцы из той же плавки металла, из которого изготовлен сам корпус. Периодически образцы извлекают из корпуса на исследования, и по ним судят состояние метала.
Кратенько о ПСЭ можно почитать
Продление срока эксплуатации АЭС с ВВЭР (2015 г.)
ЗЫ. Пардон, я немножко про другое.
А так да, заметка про Активную Зону, но что там намудрили, одному богу известно.
Основная заморочка, наверное, всё таки твэлы.
Из
РЕШЕНИЕ IX Российской конференции по реакторному материаловедению 2009 г
ЦитатаПо разделу «Топливо и твэлы для реакторов малой энергетики и исследовательских реакторов»
Созданная технология изготовления дисперсионных заливных твэлов показала гибкость и универсальность, сохранив до сегодняшнего дня инновационный потенциал. Следует отметить удачный выбор топливной композиции, которая оказалась исключительно радиационно стойкой и совместимой с основными оболочечными материалами.
Все конструкции твэлов продемонстрировали хорошие эксплуатационные характеристики и позволили за 35 лет увеличить кампанию активных зон атомных ледоколов в 6 раз. Внедрение серийных активных зон типа 14-10-3 на основе твэлов в циркониевых оболочках обеспечило существенное повышение радиационно-экологической безопасности ледокольных реакторов.
Керметные твэлы с матрицей из алюминиевых сплавов и оболочками из циркониевых сплавов перспективны для применения в активных зонах ПЭБ, атомных станций малой и средней мощности, исследовательских реакторов с пониженным в соответствии с программой RERTR обогащением топлива, ВВЭР с повышенной маневренностью и глубиной выгорания топлива, а также для утилизации (сжигания) плутония.
Разработан и утвержден Технический проект твэла 14-14 для головной кассетной активной зоны ПЭБ, удовлетворяющей требованиям МАГАТЭ. Начаты исследования по созданию еще более ураноемкого дисперсионного ядерного топлива на основе сплавов урана в матрице из сплавов циркония (МЕТМЕТ топлива). Общим для всех перспективных коммерческих реакторов транспортного типа является существенное повышение требований по ресурсу и сроку службы относительно достигнутых значений. В связи с этим в реакторе МИР начаты реакторные испытания перспективных твэлов для активных зон атомных ледоколов с большим энергоресурсом и сроком службы.
Для российских исследовательских реакторов разрабатывается низкообогащенное топливо на основе уран-молибденовых сплавов. Отработана технология изготовления тепловыделяющих сборок и твэлов. Перспективным направлением работ является создание стержневых твэлов и тепловыделяющих сборок на их основе. Для лицензирования российского уран- молибденового топлива при поддержке ОАО «ТВЭЛ» на НЗХК были изготовлены полномасштабные тепловыделяющие сборки типа ИРТ (ИРТ-3М с трубчатыми твэлами и ИРТ-У со стержневыми твэлами). Проведены реакторные испытания сборок. Начаты после реакторные исследования. Основной проблемой использования дисперсионного U-Mo/Al топлива является нестабильное поведение в реакторных условиях слоя взаимодействия, образующегося между частицами топлива и окружающей их алюминиевой матрицей. С целью снижения взаимодействия частиц уран-молибденового топлива с матрицей проведены реакторные испытания опытных мини-твэлов с модифицированной топливной композицией, начаты после реакторные исследования. Начаты испытания опытных мини-твэлов на основе монолитного уран-молибденового топлива в реакторе МИР.
Это, конечно, не лодочные реакторы, но твэлы аналогичного типа.