Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности

Abstract

Показана целесообразность использования корабельных реакторов для АЭС малой и средней мощности. Рассмотрены некоторые вопросы работоспособности конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов транспортных ЯЭУ. Обоснована возможность продления ресурса корпусов корабельных реакторов путем проведения восстановительных отжигов для снятия радиационного наклепа и восстановления хладностойкости корпусной стали.

Показано доцільність використання корабельних реакторів для АЕС малої й середньої потужності. Розглянуто деякі питання працездатності конструкційних матеріалів корпусів водо-водяних реакторів транспортних ЯЕУ. Обґрунтовано можливість продовження ресурсу корпусів корабельних реакторів шляхом проведення відбудовних відпалів для зняття радіаційного наклепу й відновлення хладностійкості корпусної сталі.

The opportunity of using ships reactors for low-power nuclear plants is considered. Some aspects of working constructional materials on cases of water-water reactors of ships nuclear units are considered. Advantages of raising resource of ships reactors are shown.