Комплексная работа «Разработка, обоснование режима и проведение восстановительного отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 для продления срока службы» выдвинута на соискание премии Правительства РФ в области науки и техники за 2020 год. Работа подана в соавторстве с коллективом организаций: НИЦ «Курчатовский институт», ЦНИИ КМ «Прометей», АО «Концерн Росэнергоатом», АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и АО «НПО «ЦНИИТМАШ».
От ГНЦ РФ АО «НПО «ЦНИИТМАШ» выдвинут заведующий лабораторией электронагрева отдела сварки института сварки Андрей Цовьянов, от АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - генеральный конструктор Владимир Пиминов (оба предприятия входят в машиностроительный дивизион Росатома – Атомэнергомаш).
Многолетний проект по разработке и реализации технологии восстановительного отжига реакторов ВВЭР большой мощности завершился в ноябре 2018 года. Его финалом стал отжиг металла корпуса реактора энергоблока №1 Балаковской АЭС.
«ЦНИИТМАШ удалось решить сложную комплексную задачу по созданию оборудования для выполнения восстановительного отжига корпусов реакторов ВВЭР-1000. Оно обеспечивает нежную температуру нагрева и возможность одновременной термообработки двух сварных соединений (с учетом расположения одного из них в непосредственной близости от опорных конструкций шахты реактора, которые нельзя перегревать). С помощью именно этого оборудования при участии ЦНИИТМАШ был успешно выполнен восстановительный отжиг корпуса реактора энергоблока №1 Балаковской АЭС», – сообщил Андрей Цовьянов.
Расчетное обоснование работоспособности и срока службы корпуса реактора выполнено АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». По результатам отжига восстановлены механические свойства корпуса реактора, позволяющие продлить срок его службы и блока № 1 в целом до 2033 года. Без проведения восстановительного отжига срок службы корпуса реактора заканчивался в 2018 году. Новый срок службы корпуса реактора - 2033 год. Экономическим эффект составил около 161 млрд рублей.
Премия Правительства РФ учреждена Постановлением Правительства РФ от 24 октября 2013 года N954 в целях стимулирования научно-технического развития и совершенствования системы премирования за достижения в области науки и техники. Лауреаты Премии станут известны в конце 2020 года.
Корпус реактора – это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом. 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.
Процедура отжига корпуса ядерного реактора ВВЭР-1000 – это отечественная разработка, базирующаяся на технологии отжига корпуса реакторов ВВЭР-440, которая уже успешно применялась на реакторах Нововоронежской и Кольской АЭС (что позволило увеличить срок их службы до 60 лет). Но по сравнению с ВВЭР-440 «тысячники» гораздо больше в диаметре, стенки их корпуса значительно толще, а корпусная сталь другого состава. Всё это потребовало корректировки технологии проведения отжига.