Энергаз 2026
Главная / Новости / Отрасли ТЭК / Балаковская АЭС восстановила ресурсные характеристики металла корпуса реактора

Новости


12:24, 26 Ноября 18
Атомная Россия Приволжский ФО
Балаковская АЭС восстановила ресурсные характеристики металла корпуса реактора

Балаковская АЭС восстановила ресурсные характеристики металла корпуса реактора Впервые в мире на реакторе большой мощности проведена уникальная операция, позволяющая продлить срок эксплуатации АЭС.

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 ориентировочно на срок от 15 до 30 лет эксплуатационный ресурс реактора, но и повысить безопасность реакторной установки в целом. Корпус реактора – это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) 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 порядка 20-ти реакторов-«тысячников» российского дизайна. И восстановительный отжиг – это та новая и на сегодняшний день единственная в мире технология, которая позволяет продлить срок службы реактора и которую Россия может предложить сегодня другим странам, развивающим атомную энергетику».



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.

 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. «Технология отжига ядерного реактора ВВЭР-1000 – это полностью российская разработка, которая создавалась в НИЦ «Курчатовский институт» около 10 лет. Восстановительный отжиг корпуса реактора прошел в штатном режиме, от монтажа оборудования до завершения операции, – отметил заместитель директора НИЦ «Курчатовский институт» Алексей Алтынбаев.

«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 зам. 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 также при участии Концерна «Росэнергоатом», АО ОКБ «Гидропресс», НПО «ЦНИИТМАШ», а также специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО «Атомэнергоремонт» и ООО НПФ «ТермИКС».


 
Для справки:
 
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).
 


Все новости за сегодня (6)
04:37, 20 Июля 26

«Россети Северный Кавказ» направят более 4,8 млн рублей на ремонт энергообъектов в Дигорском районе Северной Осетии

дальше..
04:29, 20 Июля 26

Южно-Сахалинская ТЭЦ-1 заменит поверхности нагрева на котлоагрегате №1

дальше..
04:25, 20 Июля 26

В первом пищевом технопарке Москвы внедрили комплекс энергоэффективных решений

дальше..
04:22, 20 Июля 26

«Россети Новосибирск» модернизируют электросетевую инфраструктуру города Оби

дальше..
04:20, 20 Июля 26

«Газпром газораспределение Дальний Восток» подключил к сетевому газу резидента ТОР «Хабаровск»

дальше..
04:17, 20 Июля 26

«МОЭК» внедряет разработанный по собственной программе НИОКР новый течеискатель

дальше..
 

Поздравляем!
Ленинградская АЭС награждена дипломом II степени регионального этапа Национальной премии «Корпоративный музей» Ленинградская АЭС награждена дипломом II степени регионального этапа Национальной премии «Корпоративный музей»

Музейно-выставочная экспозиция Ленинградской АЭС впервые вошла в шорт-лист регионального этапа Национальной премии «Корпоративный музей» и была представлена в числе финалистов. На финальном этапе проходила защита проектов в столице Арктики – городе Мурманске.



О проекте Размещение рекламы на портале Баннеры и логотипы "Energyland.info"
Яндекс цитирования         Яндекс.Метрика