Технология продления сроков службы реакторов ВВЭР-1000 выдвинута на соискание премии Правительства РФ в области науки и техники
Комплексная работа «Разработка, обоснование режима и проведение восстановительного отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 для продления срока службы» выдвинута на соискание премии Правительства РФ в области науки и техники за 2020 год. Работа подана в соавторстве с коллективом организаций: НИЦ «Курчатовский институт», ЦНИИ КМ «Прометей», АО «Концерн Росэнергоатом», АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и АО «НПО «ЦНИИТМАШ». В частности, от АО «Концерн Росэнергоатом» на получение премии выдвинуты: первый заместитель генерального директора по эксплуатации АЭС Концерна «Росэнергоатом» Александр Шутиков, директор Балаковской АЭС Валерий Бессонов и заместитель главного инженера по безопасности и надежности Балаковской АЭС Юрий Рыжков. От ГНЦ РФ АО «НПО «ЦНИИТМАШ» выдвинут заведующий лабораторией электронагрева отдела сварки института сварки Андрей Цовьянов, от АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - генеральный конструктор Владимир Пиминов. Работы осуществлялись также при участии специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО «Атомэнергоремонт» и ООО НПФ «ТермИКС».
Работы по отжигу реактора ВВЭР-1000 энергоблока №1 Балаковской АЭС завершились в ноябре 2018 года. В результате срок службы реакторной установки был продлен более чем на 23 года. «Экономический эффект от продления срока службы составит около 161 млрд. рублей, – отметил Александр Шутиков. – При этом, благодаря продлению сроков отпала необходимость строительства замещающих мощностей и вывода территорий качественных земель под строительство новой площадки».
Для справки:
Корпус реактора – это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом. Процедура отжига корпуса реактора является на сегодняшний день 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.
Процедура отжига корпуса ядерного реактора ВВЭР-1000 – это отечественная разработка, базирующаяся на технологии отжига корпуса реакторов ВВЭР-440, которая уже успешно применялась на реакторах Нововоронежской и Кольской АЭС (что позволило увеличить срок их службы до 60 лет). Но по сравнению с ВВЭР-440 «тысячники» гораздо больше в диаметре, стенки их корпуса значительно толще, а корпусная сталь другого состава. Всё это потребовало корректировки технологии проведения отжига.
