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 первого энергоблока 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 37 реакторов-"тысячников" российского дизайна. Кроме того, восстановительный отжиг – это та новая и на сегодняшний день единственная в мире технология, которая позволяет продлить срок службы водо-водяных реакторов, как российского, так и зарубежного дизайна".
На энергоблоке №1 Балаковской АЭС весь процесс отжига проходил в реакторном зале, сам реактор оставался на своем штатном месте.
Основной этап - медленный нагрев металла корпуса до температуры +565°C 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 прошёл 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 концерна "Росэнергоатом", АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ", а также специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО "Атомэнергоремонт" и ООО НПФ "ТермИКС".
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра
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).
