Восстановительный отжиг корпусов реакторов ВВЭР-440 продлевает срок службы энергоблоков на 10 – 20 лет

На Балаковской АЭС (филиал концерна «Росэнергоатом», входит в электроэнергетический дивизион Росатома) в рамках планового капитального ремонта энергоблока №1 впервые проведена масштабная технологическая операция – восстановительный отжиг металла корпуса реактора.

Работы были организованы концерном «Росэнергоатом», включая специалистов Балаковской АЭС и АО «Атомэнергоремонт». Операция проходила с использованием оборудования для термической обработки, разработанного Государственным научным центром РФ АО «НПО «ЦНИИТМАШ» (входит в машиностроительный дивизион Росатома –Атомэнергомаш) совместно с ООО «НПФ ТермИКС».

Корпус реактора – важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом. Охрупчивание металла сварных швов под действием нейтронного облучения является одним из основных факторов, ограничивающих его срок службы. Эффективным средством продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР является восстановительная термическая обработка. Восстановительный отжиг выполняется в условиях центрального зала АЭС без демонтажа корпуса реактора. Оборудование, которым он осуществляется, предназначено для многократного использования на АЭС и подвергается дезактивации после каждого использования.

Ранее ЦНИИТМАШ принимал участие в процессе восстановительного отжига корпусов реакторов ВВЭР-440. Первая операция была выполнена на блоке № 3 Нововоронежской АЭС в 1987 году.

Несмотря на значительный опыт ЦНИИТМАШ в создании оборудования и проведении отжигов корпусов реакторов ВВЭР-440, при создании новой установки пришлось преодолеть ряд трудностей, связанных с отличиями требований к оборудованию для термической обработки корпусов реакторов ВВЭР-1000. Заведующий лабораторией электронагрева отдела сварки Института сварки ЦНИИТМАШ Андрей Цовьянов отметил: «Речь идет, прежде всего, о более высокой температуре нагрева (565°С) и необходимости одновременной термообработки двух сварных соединений, а также неудобном для работ расположение некоторых из них. Для обеспечения равномерности нагрева металла корпуса около сварных швов оказалось необходимым применение дополнительной тепловой изоляции на внешней поверхности корпуса реактора, что потребовало разработки и изготовления специального оборудования для установки наружной теплоизоляции».

Температурно-временной режим отжига разработан и обоснован научным руководителем проекта – НИЦ «Курчатовский институт», расчеты и обоснование допустимости и безопасности режима выполнены главным конструктором реакторной установки ВВЭР-1000 – АО ОКБ «Гидропресс», а допустимость выбранного режима с точки зрения работоспособности антикоррозионной наплавки при дальнейшей эксплуатации корпуса реактора – ЦНИИ КМ «Прометей». Для подтверждения безопасности и надежности технологии и оборудования для отжига корпусов реакторов ВВЭР-1000 на базе филиала АО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» в Волгодонске был создан полномасштабный экспериментальный стенд с использованием натурного корпуса реактора.