Росатом впервые в мире "омолодил" корпус реактора АЭС большой мощности

МОСКВА, 26 ноя — РИА Новости. Специалисты российской атомной отрасли впервые в мире провели уникальную операцию по восстановительному отжигу металла корпуса реактора АЭС большой мощности, позволяющую продлить срок эксплуатации энергоблока атомной станции.

Эта процедура прошла на энергоблоке №1 Балаковской АЭС, где эксплуатируется реактор ВВЭР-1000 установленной электрической мощностью 1000 МВт, сообщила пресс-служба БалАЭС.

Корпус реактора – это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом. Уникальная российская технология, разработанная Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт", позволяет с помощью отжига восстановить ресурсные характеристики металла корпуса реактора.

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 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, отмечается в сообщении.

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.

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.