Разработанная группой российских ученых технология восстановительного отжига водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) большой мощности выдвинута на соискание Премии правительства РФ.

Процедура отжига корпуса ядерного реактора ВВЭР-1000 – это полностью российская разработка. Аналогичная технология уже успешно применялась на реакторах средней мощности типа ВВЭР-440 Нововоронежской и Кольской АЭС, что позволило увеличить срок их службы до 60 лет. Однако, впервые в истории мировой атомной энергетики данная процедура была проведена на реакторе большой мощности типа ВВЭР-1000.

Мощность реактора типа ВВЭР-1000 составляет 1 ГВт. Стенки его корпуса значительно толще по сравнению с ВВЭР-440, корпусная сталь имеет другой состав и в целом "тысячники" намного больше в диаметре. Все эти факторы потребовали создания новой технологии проведения отжига. В результате работ срок службы реакторной установки энергоблока №1 Балаковской АЭС был продлен более чем на 23 года.

На сегодняшний день процедура отжига корпуса реактора является самым эффективным способом восстановления физико-механических свойств его металла, меняющихся в процессе эксплуатации из-за действия нейтронного облучения и повышенных температур. Корпус реактора – незаменяемый элемент ядерной энергетической установки, от срока службы которого зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом. Комплексная работа ученых по разработке и проведению восстановительного отжига корпуса ректора ВВЭР-1000 выдвинута на соискание Премии правительства РФ.

Соавторами работы являются коллективы НИЦ "Курчатовский институт", ЦНИИ КМ "Прометей", АО "Концерн Росэнергоатом", АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС" и АО "НПО "ЦНИИТМАШ". Все работы проводились при участии специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО "Атомэнергоремонт" и ООО НПФ "ТермИКС".

Источник: futurerussia.gov.ru