Пресс-центр НИЦ "Курчатовский институт": Впервые в мире на реакторе большой мощности проведена уникальная операция, позволяющая продлить срок эксплуатации АЭС (28.11.2018)

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 эксплуатационный ресурс реактора на 15 лет, но и повысить безопасность реакторной установки в целом. Важно, что корпус реактора – это незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом.

Комментируя уникальное не только для российской атомной отрасли, но и для всего мирового атомного сообщества событие, генеральный директор Концерна "Росэнергоатом" Андрей Петров отметил: "Успешное завершение отжига корпуса реактора 1-го 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 плюс 565 градусов по Цельсию завершился 8 ноября 2018 г., а 9 ноября началась его стационарная выдержка, которая продлилась 100 часов, после чего металл постепенно охлаждался.

– Восстановительный отжиг корпуса реактора прошел в штатном режиме от монтажа оборудования до завершения операции, – подтвердил заместитель директора НИЦ "Курчатовский институт" Алексей Алтынбаев, подчеркнув, что сотрудники Курчатовского института осуществляли научное руководство, авторский надзор, а также контроль за соблюдением при отжиге требуемых параметров и режимов технологии отжига на всех его этапах.

– Операция прошла в строгом соответствии с разработанной технологией – в автоматизированном режиме. 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 заместитель 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 под научным руководством и при непосредственном участии НИЦ "Курчатовский институт" и организаций "Росатома" – Концерном "Росэнергоатом", АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ", а также специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО "Атомэнергоремонт" и сотрудников ООО НПФ "ТермИКС".

Технология отжига ядерного реактора ВВЭР-1000 – полностью российская разработка, которая создавалась в НИЦ "Курчатовский институт" около 10 лет.

– За этот период, – рассказывает сотрудник отделения реакторного материаловедения Курчатовского комплекса НБИКС-природоподобных технологий кандидат технических наук Денис Журко, – были проведены комплексные исследования механизмов деградации структуры и свойств материалов корпуса реактора под воздействием нейтронного облучения и длительного пребывания при рабочих температурах. На основе исследований был предложен режим восстановительного отжига и проведена экспериментальная оценка его эффективности, а также исследовано поведение материала при повторном после отжига облучении в условиях, характерных для эксплуатации реактора.

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), АЭС "Козлодуй" (Болгария), АЭС "Ловииса" (Финляндия).

Ранее сообщалось, что ученые продолжают работу над созданием новых поколений корпусов реакторов, изготовленных из сталей с низким содержанием никеля. В этом случае процедура отжига не потребуется.

Комплекс исследований по разработке новых видов стали для корпусов атомных реакторов был начат по инициативе президента НИЦ "Курчатовский институт" Михаила Ковальчука и в то время директора ЦНИИ КМ "Прометей" Игоря Горынина. Научный проект был поддержан тогдашним главой госкорпорации "Росатом" Сергеем Кириенко, а в 2013 г. удостоен государственной премии Российской Федерации.
28.11.2018

Пресс-центр НИЦ "Курчатовский институт"
Источник: http://www.nrcki.ru/product/press-nrcki/press-nrcki--39492.shtml?g_show=6470&




Обсуждение статьи



Ваше имя:
Ваша почта:
Комментарий:
Введите символы: *
captcha
Обновить

Вверх
Полная версия сайта
Мобильная версия сайта