Перейти к основному содержанию
Прямой эфир

Омоложение стали: ученые на 15 лет продлили срок службы реактора

Восстановительный отжиг возвратил структуру и физико-механические свойства металла к исходному состоянию
0
Фото: АО «Концерн Росэнергоатом»
Озвучить текст
Выделить главное
вкл
выкл

Исследования, выполненные в НИЦ «Курчатовский институт», позволили впервые в мире осуществить восстановительный отжиг корпуса ядерного реактора большой мощности — ВВЭР-1000, что привело к возвращению структуры и физико-механических свойств металла корпуса практически к исходному состоянию. Это добавило к разрешенному сроку эксплуатации реактора еще 15 лет. 

Как пояснил «Известиям» президент НИЦ «Курчатовский институт» Михаил Ковальчук, длительная эксплуатация корпусов ядерных реакторов ВВЭР под воздействием нейтронного облучения и рабочих температур приводит к деградации их свойств, что ограничивает срок службы реакторной установки.

— Ученые НИЦ «Курчатовский институт» совестно со специалистами ГК «Росатом» разработали и запатентовали режим восстановительного отжига корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000. Ранее восстановительный отжиг применялся для продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР-440, что позволило увеличить его сначала до 45 лет, а затем до 60 лет, — рассказал Михаил Ковальчук.

Сегодня во всем мире работают 37 реакторов-«тысячников» российского дизайна. Для увеличения ресурса корпусов реакторов ВВЭР-1000 необходимо было разработать новый режим восстановительного отжига. Это было вызвано особенностями состава металла корпусов реакторов этого типа и, соответственно, механизмов радиационной деградации их свойств, выявленными в результате исследований.

— Полученный в НИЦ «Курчатовский институт» уникальный опыт исследований механизмов деградации свойств сталей корпусов ядерных реакторов, а также разработки режимов их восстановительных отжигов, могут быть использованы для адаптации технологии для любых ядерных энергетических реакторов водо-водяного типа, — подчеркнул Михаил Ковальчук.

В середине ноября впервые в мире на Балаковской АЭС был проведен восстановительный отжиг корпуса ядерного реактора ВВЭР-1000. Все работы осуществлялись концерном «Росэнергоатом», специалистами Балаковской АЭС и балаковского филиала  «Атомэнергоремонта», ОКБ «Гblhjghtcc», НПО «ЦНИИТМАШ», а также НПФ «ТермИКС» под научным руководством специалистов НИЦ «Курчатовский институт».

Технология отжига ядерного реактора ВВЭР-1000 — полностью российская разработка, которая велась НИЦ «Курчатовский институт» около 10 лет. За этот период были проведены комплексные исследования механизмов деградации структуры и свойств материалов корпуса реактора под воздействием нейтронного облучения и длительного пребывания при повышенных температурах.

— Отжиг — это единственная технология, позволяющая восстанавливать ресурсные характеристики корпуса, чтобы продлить срок его эксплуатации, — отметил заместитель директора НИЦ «Курчатовский институт» Алексей Алтынбаев. — Восстановительный отжиг сталей — известная в металлургии процедура. Другой вопрос, что на действующих ядерных энергоблоках атомных станций это умеем делать именно мы.

По результатам восстановительного отжига корпус реактора ВВЭР-1000 первого блока Балаковской АЭС «помолодел» на 15 лет.

— 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, — сообщил заместитель 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. 

На данный момент ученые продолжают работу над созданием новых поколений корпусов реакторов, изготовленных из сталей с низким содержанием никеля. В этом случае процедура отжига не потребуется, реактор прослужит более 60 лет и без него. 

Комплекс исследований по разработке новых видов стали для корпусов атомных реакторов был начат несколько лет назад по инициативе президента НИЦ «Курчатовский институт» Михаила Ковальчука и Игоря Горынина, занимавшего в то время должность директора ЦНИИ КМ «Прометей». Научный проект был поддержан тогдашним главой госкорпорации «Росатом» Сергеем Кириенко, а в 2013 году удостоен государственной премии Российской Федерации.

 

Прямой эфир