Впервые в мире на реакторе большой мощности проведена уникальная операция, позволяющая продлить срок эксплуатации АЭС

На Балаковской АЭС (филиал концерна "Росэнергоатом", входит в электроэнергетический дивизион Росатома) в рамках планового капитального ремонта энергоблока №1 проведена масштабная технологическая операция – восстановительный отжиг металла корпуса реактора.

Это уникальная российская технология, разработанная Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт", позволяет с помощью отжига восстановить ресурсные характеристики металла корпуса реактора.

Аналогичная технология уже успешно применялась на реакторах средней мощности ВВЭР-440, что позволило увеличить срок их службы с 45 до 60 лет. Однако сейчас данная процедура впервые в истории мировой атомной энергетики была проведена на реакторе большой мощности типа ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 1 ГВт). Это позволит не только увеличить ориентировочно на срок от 15 до 30 лет эксплуатационный ресурс реактора, но и повысить безопасность реакторной установки в целом. Корпус реактора – это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом.

Комментируя это событие, генеральный директор Концерна "Росэнергоатом" Андрей Петров отметил: "Успешное завершение отжига корпуса реактора энергоблока №1 Балаковской АЭС позволяет нам говорить о колоссальном техническом прорыве в атомной энергетике, который стал возможен благодаря совместной работе всех участников этого проекта. Сегодня во всем мире работают порядка 20-ти реакторов-"тысячников" российского дизайна. И восстановительный отжиг – это та новая и на сегодняшний день единственная в мире технология, которая позволяет продлить срок службы реактора и которую Россия может предложить сегодня другим странам, развивающим атомную энергетику".

На энергоблоке №1 весь процесс отжига проходил в реакторном зале, сам реактор оставался на своем штатном месте. Основной этап – медленный нагрев металла корпуса до температуры плюс 565 градусов по Цельсию завершился 8 ноября 2018 года, а 9 ноября началась его стационарная выдержка, которая продлилась 100 часов, после чего металл постепенно охлаждался.

Научное руководство, авторский надзор, а также контроль за соблюдением при отжиге требуемых параметров и режимов технологии отжига на всех его этапах осуществляли сотрудники Курчатовского института. "Технология отжига ядерного реактора ВВЭР-1000 – это полностью российская разработка, которая создавалась в НИЦ "Курчатовский институт" около 10 лет. Восстановительный отжиг корпуса реактора прошел в штатном режиме, от монтажа оборудования до завершения операции, – отметил заместитель директора НИЦ "Курчатовский институт" Алексей Алтынбаев.

"По сравнению со своими предшественниками – реакторами типа ВВЭР-440 – "тысячники" гораздо больше в диаметре, стенки их корпуса значительно толще, другой состав корпусной стали, что потребовало новой технологии проведения отжига, – отметил зам. главного инженера по безопасности и надежности Балаковской АЭС Юрий Рыжков. – На сегодняшний день наша задача – подтвердить соответствие экспериментально зарегистрированным при проведении отжига регламентным технологическим параметрам, получить разрешение на пусковые операции в Ростехнадзоре и по завершению капитального ремонта произвести пуск энергоблока №1".
Все работы осуществлялись также при участии Росэнергоатома, АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ", а также специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО "Атомэнергоремонт" и ООО НПФ "ТермИКС".

Для справки:
Процедура отжига корпуса реактора является максимально эффективным способом для восстановления физико-механических свойств металла корпуса реактора, меняющихся в процессе эксплуатации под действием нейтронного облучения и длительного воздействия повышенных рабочих температур. Восстановительные отжиги (по иному режиму) уже проводились на реакторах типа ВВЭР-440 таких атомных станций, как Нововоронежская, Кольская, Ровенская, Армянская АЭС, АЭС "Грайфсвальд" (Германия) и АЭС "Козлодуй" (Болгария), АЭС "Ловииса" (Финляндия).