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 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 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).