На Балаковской АЭС проведена уникальная операция для продления срока эксплуатации АЭС

26 ноября, Минск /Корр. БЕЛТА/. На Балаковской АЭС (филиал концерна "Росэнергоатом", входит в электроэнергетический дивизион Росатома) во время планового капитального ремонта энергоблока №1 проведена масштабная технологическая операция - восстановительный отжиг металла корпуса реактора, сообщили БЕЛТА в Росатоме.

Как пояснили в госкорпорации, это уникальная российская технология, разработанная Курчатовским институтом, она 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. 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 ориентировочно на срок от 15 до 30 лет, но и повысить безопасность реакторной установки в целом. Корпус реактора - это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки, 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 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 новая и на сегодня 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 года, а 9 ноября началась его стационарная выдержка, которая продлилась 100 часов, после чего металл постепенно охлаждался.

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).-0-

Фото rosatom.ru