За вклад в реализацию технологии восстановительного отжига реакторов ВВЭР большой мощности (ВВЭР-1000) на соискание Премии Правительства РФ выдвинуты: первый заместитель Генерального директора по эксплуатации АЭС Концерна «Росэнергоатом» Александр Шутиков, директор Балаковской АЭС Валерий Бессонов и заместитель главного инженера по безопасности и надежности Балаковской АЭС Юрий Рыжков.
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 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 1 ГВт).
По сравнению со своими предшественниками (ВВЭР-440) «тысячники» гораздо больше в диаметре, стенки их корпуса значительно толще, а корпусная сталь другого состава. Всё это потребовало новой технологии проведения отжига.
Работы завершились в ноябре 2018 года, в результате срок службы реакторной установки энергоблока №1 Балаковской АЭС был продлен более чем на 23 года.
«Экономический эффект от продления срока службы составит порядка 161 млрд. рублей, – отметил Александр Шутиков. – При этом, благодаря продлению сроков отпала необходимость строительства замещающих мощностей и вывода территорий качественных земель под строительство новой площадки».
Комплексная работа «Разработка, обоснование режима и проведение восстановительного отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 для продления срока службы» выдвинута на Премию в соавторстве с коллективом организаций:
НИЦ «Курчатовский институт», ЦНИИ КМ «Прометей», АО «Концерн Росэнергоатом», АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и АО «НПО «ЦНИИТМАШ».
Все работы осуществлялись также при участии специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО «Атомэнергоремонт» и ООО НПФ «ТермИКС».
Процедура отжига корпуса реактора является на сегодняшний день 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. Корпус реактора – это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом.
