Сочи, Краснодарский край, 10 октября, 2018, 12:49 — ИА Регнум. 9 октября на проходящей в Сочи научно-технической конференции «Ядерное топливо нового поколения для АЭС» важное сообщение сделал советник генерального директора «Росатома» Владимир Асмолов. По его словам, во время проведения следующего планово-предупредительного ремонта, который предстоит проводить на первом энергоблоке Балаковской АЭС, специалисты «Росатома» планируют провести уникальную технологическую операцию, которая позволит продлить срок службы атомных энергетических реакторов ВВЭР-1000.

Речь идет о так называемой технологии «отжига корпуса реактора», которую уже применяли к реакторам ВВЭР-440, но для ВВЭР-1000 планируют провести впервые. Одним из основных факторов, ограничивающих срок службы корпусов, является охрупчивание металла сварных соединений под действием нейтронного облучения. Из-за постоянного нейтронного облучения в толще стальной стенки корпуса создаются дефекты — полости. И хотя прочность стали корпуса формально растет, трещиностойкость — снижается. Этот процесс называется радиационным охрупчиванием стали. Это создаёт опасность для дальнейшей эксплуатации блока. Хрупкое разрушение наиболее опасно, так как может произойти мгновенно и без заметных предварительных изменений состояния металла.

С помощью созданного при участии сотрудников АО «НПО «ЦНИИТМАШ» оборудования для проведения восстановительной термообработки (отжига), можно продлить срок эксплуатации блоков от 10 до 30 лет. Для корпусов реакторов ВВЭР-440 нагрев стенок реактора идет до 475 градусов, а потом охлаждают, полости уменьшаются, а устойчивость к трещинам растет. Именно эта методика позволила продлить срок службы реакторов ВВЭР до 45 лет. У ВВЭР-1000 стенка корпуса имеет большую толщину, нужна другая температура — где-то на 150 градусов выше. Один из важных моментов разработанной «Росатомом» технологии отжига заключается в том, что процесс проходит в условиях АЭС без демонтажа корпуса реактора. Оборудование транспортируется к месту его монтажа разобранным на транспортные единицы, и упакованным в контейнере, что существенно снижает затраты на логистику.

Корпус — незаменяемая часть реактора. Применение технологии отжига позволяет восстановить первоначальные механические свойства металла корпуса. Эффект такого «омоложения» поможет корпусу реактора дополнительно проработать, как минимум, 30 лет. Планируемые работы на первом реактора Балаковской АЭС важны не только как реализация серьезного научно-технического проекта. Если результаты работы дадут расчетные результаты, эта технология станет новым бизнес-проектом «Росатома» не только в пределах России. Реакторы ВВЭР-1000 работают в Болгарии, Чехии, на Украине. По той же водо-водяной технологии созданы и множество реакторов западного дизайна PWR (Pressurized-Water Reactor), более половины их них имеют мощность 1 000 МВТ — такую же, как и у советско-российского ВВЭР-1000. Возможность продлить срок службы действующих АЭС наверняка будет весьма востребована во всех странах из числа членов мирового «атомного клуба».