МОСКВА, 5 окт — РИА Новости. Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" разработает методику определения ресурса нескольких реакторов первого поколения, работающих на Кольской и Нововоронежской АЭС, и срок эксплуатации которых планируется продлить до 60 лет, следует из материалов на сайте закупок госкорпорации "Росатом".
Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС — общемировая практика. Для энергоблоков номер 1 и 2 Кольской АЭС и блока номер 4 Нововоронежской АЭС с реакторами ВВЭР-440 в 2016-2018 годах заканчивается их 45-летний срок эксплуатации. Для увеличения времени работы блоков до 60 лет необходимо обосновать возможность продления ресурса корпуса реактора на весь этот период.
Основной вклад в старение металла и сварных швов корпусов реакторов вносит радиационное охрупчивание, вызываемое сильным нейтронным облучением. Для борьбы с охрупчиванием проводят восстановительный отжиг корпусов реакторов.
Разработку методики определения радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 (проектов В-230 и В-179) после восстановительного отжига при продлении срока эксплуатации до 60 лет "Курчатовский институт" выполнит по заказу электроэнергетического дивизиона Росатома концерна "Росэнергоатом", управляющего всеми АЭС России. Согласно техническому заданию, проект методики должен быть готов в феврале 2016 года, а ее одобрение Ростехнадзором ожидается летом 2016 года.
ВВЭР-440 — водо-водяной энергетический реактор, разработанный в СССР. Разработчик — ОКБ "Гидропресс", научный руководитель — "Курчатовский институт". Четвертый блок Нововоронежской АЭС был пущен в 1972 году, первый и второй блоки Кольской АЭС — в 1973 и 1974 годах соответственно.
