ИННОВАЦИОННОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Further development of nuclear energy demands an innovative approach. Today electric energy is a main product of most nuclear power plants. However more than 60% of energy produced by NPP is dissipated as heat thrown together with water out into rivers or atmosphere. Production of heat energy on the basis of the nuclear one may become an alternative to the existing methods of atomic power use. Nuclear power plants will work as macro heat power plants thus globally positioning nuclear energy in capacity of the foundational source of clean energy, expanding fields of its use and giving it a higher social priority.Дальнейшее развитие атомной энергетики требует инновационных подходов. Сегодня электроэнергия – основной продукт большинства атомных электростанций (АЭС). Однако более 60 % энергии, вырабатываемой АЭС, теряется в виде тепла, выбрасываемого вместе с водой в реки или в атмосферу. Производство тепловой энергии на основе ядерной может стать альтернативой существующим методам использования атомной энергии. Атомные электростанции будут работать как макротеплоэлектростанции, тем самым позиционируя атомную энергетику в мировом масштабе в качестве основополагающего источника экологически чистой энергии, расширяя сферы ее применения и придавая ей большее значение в социальном плане

Study of Aging Mechanisms for Structural Materials within SAFELIFE Project

EUROATOM research programs aimed at study of aging mechanisms and remedial procedures for structural materials of nuclear reactor components have been analyzed. Within this framework, projects are carried out focusing on the development of non-destructive techniques applied to thermal aging, neutron embrittlement monitoring, improved surveillance for WWER-440 reactors, dosimetry, and advance fracture mechanisms for NPP integrity assessment. Among major achievements are the ATHENA project activities on re-embrittlement model validation after annealing and the effect of chemical composition on embrittlement rate in RPV steels. A brief description is given of the main results of current EUROATOM projects, as well as the next research stage goals of a more expanded SAFELIFE network.Рассмотрен комплекс исследовательских программ EURATOM, направленных на изучение механизмов старения и методов устранения повреждений конструкционных материалов корпусов реакторов. Данный комплекс предусматривает разработку неразрушающих методов исследования теплового старения и мониторинга радиационного охрупчивания материалов, усовершенствование программы испытаний с использованием образцов-свидетелей для реакторов типа ВВЭР-440, дозиметрии, а также применение различных механизмов разрушения для оценки структурной целостности АЭС. В частности, проект ATHENA позволил обосновать модель повторного охрупчивания после отжига и выявить зависимость скорости охрупчивания от химического состава корпусных сталей. Кратко изложены основные достижения действующих программ EURATOM, а также задачи следующего этапа исследований в рамках проекта SAFELIFE.Розглянуто комплекс дослідних програм EURATOM, що спрямовані на вивчення механізмів старіння та методів усунення пошкоджень конструкційних матеріалів корпусів реакторів. Даний комплекс передбачає розробку неруйнівних методів дослідження теплового старіння і моніторинга радіаційного окрихчування матеріалів, удосконалення програми досліджень із використанням зразків-свідків для реакторів типу ВВЕР-440, дозиметрії, а також застосування різних механізмів руйнування для оцінки структурної цілісності АЕС. Зокрема, проект ATHENA дозволив обгрунтувати модель повторного окрихчування після відпалу та виявити залежність швидкості окрихчування від хімічного складу корпусних сталей. Коротко викладено основні досягнення діючих програм EURATOM та задачі наступного етапу досліджень у рамках проекту SAFELIFE

Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials

Prediction of irradiation embrittlement of Reactor Pressure Vessel (RPV) materials is performed usually in accordance with relevant codes and standards that are based on large amount of information from surveillance and research programs. The existing Russian Code (Standard for Strength Calculations of Components and Piping in Nuclear Power Plants (NPPs) – PNAE G 7-002-86) for the WWER RPV irradiation embrittlement assessment was approved more than 20 years ago and based mostly on the experimental data obtained in research reactors with accelerated irradiation. The validation of the above Code has been made without the surveillance specimen results that were produced in 1980-1990s. Thus, new analysis of all available data was required for more precise prediction of radiation embrittlement of RPV materials. Based on the fact that large amount of data from surveillance program as well as some research programs, IAEA International Database on RPV Materials (IDRPVM) has been used for the detailed analysis radiation embrittlement of WWER RPV materials. Thus, the following activities have been performed within the IAEA Co-ordinated project: Collection of complete WWER-440 surveillance and other similarly important data into the IDRPVM, Analysis of radiation embrittlement data of WWER-440 RPV materials using IDRPVM database, Evaluation of predictive formulae depending on material chemical composition, neutron fluence and neutron flux, Development of the guidelines for prediction of radiation embrittlement of operating reactor pressure vessels of WWER-440 including methodology for evaluation of surveillance data of a specific operating unit.Прогнозування радіаційного окрихчення матеріалів внутрішньо корпусних пристроїв (ВКП) зазвичай виконується у відповідності з кодами та стандартами, заснованими на численній інформації, що була накопичена на базі модельних та дослідницьких програм. Існуючий Російський Код (Стандарт для обчислення міцності компонентів і трубопроводів в атомних електростанціях (АЕС)-PNAE G 7 –002-86) для оцінки радіаційного окрихчення ВКП реакторів ВВЕР зарекомендував себе на протязі більш, ніж 20 років; він заснован на експриментальних даних, отриманих в дослідницьких реакторах з прискореним опроміненням. Оцінка вище згаданого Кода була виконана без результатів із зразків-свідків, які були отримані у 1980-1990 роках. Таким чином, необхідно провести новий аналіз усіх наявних даних для більш точного прогнозування радіаційного окрихчення матеріалів ВКП. На підставі того факту, що було використано велику кількість даних з макетних та дослідницьких програм, Міжнародна база даних МАГАТЕ по матеріалам ВКП біла використана для докладного аналізу радіаційного окрихчення ВКП матеріалів для реакторів ВВЕР. Таким чином, в межах Координаційного проекту МАГАТЕ було виконано наступне: Збирання повних даних із зразків-свідків ВВЕР-440 та інших подібних важливих даних в Міжнародну базу даних, аналіз даних по радіаційному окрихченню ВКП матеріалів ВВЕР-440 з використанням міжднародної бази даних, оцінка формули прогнозування в залежності від хімічного складу матеріалу, флюенса нейтронів та нейтронного потоку, розробка основних положень для прогнозування радіаційного окрихчення експлуатуємих внутрішньо корпусних пристроїв ВВЕР-440, включно з методологією для оцінки контрольних даних конкретної діючої установки.Предсказание радиационного охрупчивания материалов внутрикорпустных устройств (ВКУ) обычно выполняется в соотвествии с кодами и стандартами, основанными на обширной информации, накопленной в ходе модельных и исследовательских программ. Существующий Российский Код (Стандарт для вычислений прочности и компонентов и трубопроводов в атомных электростанциях (АЭС) – PNAE G 7-002-86) для оценки радиационного охрупчивания ВКУ реакторов ВВЭР хорошо зарекомендовал себя на протяжении более чем 20 лет; он основан на экспериментальных данных, полученных в исследовательских реакторах с ускоренным облучением. Оценка упомянутого выше Кода была выполнена без результатов с образцов-свидетелей, которые были получены в 1980-1990 годах. Таким образом, необходим новый анализ всех имеющихся данных для более точного прогнозирования радиационного охрупчивания материалов ВКУ. На основании того факта, что было использовано большое количество данных с макетных и исследовательских программ, Международная База данных МАГАТЭ по материалам ВКУ была использована для подробного анализа радиационного охрупчивания ВКУ материалов для реакторов ВВЭР. Таким образом, в рамках Координационного проекта МАГАТЭ были выполнено следующее: сбор полных данных с образцов-свидетелей ВВЕР-440 и других подобных важных данных в Международную базу данных; анализ данных по радиационному охрупчиванию ВКУ материалов ВВЭР-440 с использованием международной базы данных; оценка формулы прогнозирования в зависимости от химического состава материала, флюенса нейтронов и нейтронного потока, разработка основных положений для предсказания радиационного охрупчивания эксплуатируемых внутрикорпусных устройств ВВЭР-440, включая методологию для оценки контрольных данных конкретной действующей установки

ОЦЕНКА МАКРОЭКОНОМИЧЕСКИХ ПОСЛЕДСТВИЙ ПЕРЕБОЕВ В ПОСТАВКАХ ГАЗА ИЗ РОССИИ ЧЕРЕЗ УКРАИНУ В ЯНВАРЕ 2009 ГОДА ДЛЯ СТРАН ВОСТОЧНОЙ ЕВРОПЫ

As the January 2009 Ukraine-Russia gas dispute showed, gas disruption is not always accompanied by an increase in gas prices. In this case equilibrium models based on changes in prices do not offer a basis for the assessment of costs related to disruption. The main objective of this article is to estimate and compare macroeconomic costs of gas disruption as approximation of GDP not generated due to disruption in a transparent and consistent way. The estimation of the cost of past or potential future disruptions could be used as benchmark for necessary new infrastructure investments.Газовый конфликт между Россией и Украиной в январе 2009 года продемонстрировал, что перебои в поставках газа не всегда сопровождаются повышением цен на газ. В данном случае для оценки убытков вследствие приостановки поставок нельзя использовать модель экономического равновесия, основанную на колебаниях цен. Задача данной работы – оценить и сравнить макроэкономические убытки из-за перебоев в поставках газа, выраженные величиной непроизведенного валового внутреннего продукта (ВВП). Оценка убытков из-за прошлых и, возможно, будущих перебоев может быть использована в качестве сравнительной характеристики при анализе необходимых инвестиций в создание новой инфраструктуры. Оценка макроэкономических последствий перебоев в поставках газа в январе 2009 года выполнена для Болгарии, Словакии и Республики Македонии, ранее входившей в состав Югославии. Результат показал, что перебои в поставках газа в течение нескольких дней оказали значительное влияние на экономику этих стран

Operation and Utilisation of the High Flux Reactor: Annual Report 2013

The High Flux Reactor (HFR) at Petten is managed by the Institute for Energy and Transport (IET) of the European Commission's Joint Research Centre (JRC) and operated by the Nuclear Research and consultancy Group (NRG) which is also the licence holder and responsible for its commercial activities. The High Flux Reactor (HFR) operates at 45 MW and is of the tank-in-pool type, light water cooled and moderated. It is one of the most powerful multi-purpose materials testing reactors in the world and one of the world's leaders in target irradiation for the production of medical radioisotopes.JRC.F.4-Innovative Technologies for Nuclear Reactor Safet

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading

Приведены результаты определения эталонной температуры T0 и построена "Master curve” на основе экспериментов, выполненных для стали марки 15Х2МФА (основной металл корпуса реактора типа ВВЭР-440) в трех состояниях: необлученном, облученном и облученном под нагрузкой. Показано, что механическая нагрузка, имитирующая давление теплоносителя, ускоряет радиационное охрупчивание, причем вклад ее сравним с вкладом нейтронного облучения.Наведено результати визначення еталонної температури T0 та побудовано “Master curve” на основі експериментів, проведених для сталі марки 15Х2МФА (основний метал корпусу реактора типу ВВЕР-440) в неопроміненому, опроміненому й опроміненому під навантаженням стані. Показано, що механічне навантаження, яке імітує тиск теплоносія, прискорює радіаційне окрих- чення, при цьому його внесок можна порівняти з внеском нейтронного опромінення

Use of a Semi-Mechanistic Analytical Model to Analyze Radiation Embrittlement of Model Alloys: Cu and P Effects

We performed analysis of the basic mechanism of radiation embrittlement of steels and weld seams with account of the direct matrix fracture, precipitation and segregation of chemical elements. A model is proposed, which describes matrix fracture due to its neutron bombardment and for 11 model alloys provides an accurate description of the processes of primary embrittlement and re-embrittlement after scheduled heat treatment (annealing). The distinctive features of the proposed model are a possibility of explaining the embrittlement processes before and after annealing for alloys with low (or zero) Ni content and its applicability to the analysis of operational behavior of WWER materials.Выполнен анализ основного механизма радиационного охрупчивания сталей и сварных швов с учетом разрушения матрицы материала, осаждения и выделения химических элементов. Предложена модель разрушения матрицы вследствие нейтронной бомбардировки, что позволяет достаточно точно описать для 11 модельных сплавов процессы первичного и вторичного охрупчивания после плановой термообработки (отпуск). Особенностью модели является возможность объяснения отличий между процессами охрупчивания до и после отпуска сплавов с малым (или нулевым) содержанием никеля, что позоляет использовать ее для анализа поведения материалов, используемых в реакторах ВВЭР, при эксплуатации.Виконано аналіз механізму радіаційного окрихчення сталей та зварних швів з урахуванням руйнування матриці матеріалу, осадження і виділення хімічних елементів. Запропоновано модель руйнування матриці унаслідок нейтронного бомбардування, що дозволяє достатньо точно описати для 11 модельних сплавів процеси первинного і вторинного окрихчення після планової термообробки (відпуск). Особливістю моделі є можливість пояснити відмінності між процесами окрихчення до і після відпуску сплавів із малим (або нульовим) вмістом нікелю, що дозволяє проводити аналіз поведінки матеріалів для реакторів ВВЕР при експлуатації

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading

Приведены результаты определения эталонной температуры T0 и построена "Master curve” на основе экспериментов, выполненных для стали марки 15Х2МФА (основной металл корпуса реактора типа ВВЭР-440) в трех состояниях: необлученном, облученном и облученном под нагрузкой. Показано, что механическая нагрузка, имитирующая давление теплоносителя, ускоряет радиационное охрупчивание, причем вклад ее сравним с вкладом нейтронного облучения.Наведено результати визначення еталонної температури T0 та побудовано “Master curve” на основі експериментів, проведених для сталі марки 15Х2МФА (основний метал корпусу реактора типу ВВЕР-440) в неопроміненому, опроміненому й опроміненому під навантаженням стані. Показано, що механічне навантаження, яке імітує тиск теплоносія, прискорює радіаційне окрих- чення, при цьому його внесок можна порівняти з внеском нейтронного опромінення

Radiation Embrittlement Understanding for PLIM Activities at EC-JRC-IE

Radiation embrittlement and aging mechanisms for NPP reactor pressure vessels and vessel internals have been studied within NPP Plant Life Management (PLIM) for evaluation, prediction, and monitoring of the critical components’ service life. The main achievements of the SAFELIFE project, integrating various networks on PLIM issues, are given. Results of neutron embrittlement of model alloys are presented, and surveillance and research data on WWER reactor pressure vessel and other steels have been analyzed. Projects for the development of destructive and non-destructive testing of irradiated materials have been outlined.В рамках программы PLIM исследовано радиационное охрупчивание и механизмы старения конструкционных сталей внутрикорпусных устройств реакторов с целью оценки, прогнозирования и мониторинга ресурса ответственных узлов АЭС. Изложены результаты проекта SAFELIFE, объединяющего различные подходы к контролю ресурсом АЭС. Представлены результаты радиационного охрупчивания модельных сплавов, проанализированы данные испытаний с использованием образцов-свидетелей, а также исследована надежность корпусных и других типов сталей. Предложены перспективы развития разрушающих и неразрушающих методов радиационного охрупчивания материалов.У рамках програми PLIM досліджено радіаційне окрнхчування і механізми старіння конструкційних сталей та реакторів із метою оцінки, прогнозування і моніторинга ресурсу відповідальних вузлів АЕС. Підсумовуються результати проекту SAFELIFE, що об’єднує різні підходи щодо контролю ресурсом АЕС. Представлено результати радіаційного окрихчування модельних сплавів, проаналізовано дані випробувань із використанням зразків- свідків, а також досліджується надійність корпусних та інших типів сталей. Запропоновано перспективи розвитку руйнівних і неруйнівних методів радіаційного окрихчення матеріалів

Operation and Utilisation of the High Flux Reactor - Annual Report 2012

The High Flux Reactor (HFR) at Petten is managed by the Institute for Energy and Transport (IET) of the European Commission's Joint Research Centre (JRC) and operated by the Nuclear Research and consultancy Group (NRG) which is also the licence holder and responsible for its commercial activities. The High Flux Reactor (HFR) operates at 45 MW and is of the tank-in-pool type, light water cooled and moderated. It is one of the most powerful multi-purpose materials testing reactors in the world and one of the world's leaders in target irradiation for the production of medical radioisotopes.JRC.F.4-Nuclear Reactor Integrity Assessment and Knowledge Managemen