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 (8)
18:18, 31 Января 26

Во Владимирской области ожидаются сильные снегопады и метели

дальше..
13:51, 31 Января 26

Часть Мурманска и Североморск снова обесточены

дальше..
05:59, 31 Января 26

Башкирская генерирующая компания обеспечила стабильную работу электростанций в морозную погоду

дальше..
05:55, 31 Января 26

«Росатом» внедрит аддитивные технологии в возобновляемой энергетике Киргизии

дальше..
05:53, 31 Января 26

«Россети Московский регион» выявили почти 260 тысяч нелегально размещенных линий связи на опорах ЛЭП

дальше..
05:46, 31 Января 26

Курская АЭС-2 вывела первый энергоблок на 40% мощности

дальше..
05:42, 31 Января 26

Остаточный ресурс поверхностей нагрева котлоагрегата Шатурской ГРЭС подтвержден исследованиями ВТИ 

дальше..
05:29, 31 Января 26

«Росатом» на 100% выполнил план 2025 года по добыче урана и золота

дальше..
 

Поздравляем!
«Гидропрессу» — 80 лет «Гидропрессу» — 80 лет

В честь 80-летия в ОКБ «Гидропресс» прошла церемония награждения сотрудников. Благодаря инженерам предприятия с 1962 года изготовлены более 80 реакторов ВВЭР для АЭС во всем мире.



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