Росатом готов восстановить корпус российского ядерного реактора ВВЭР-1000

МОСКВА, 23 мая — РИА Новости. Специалисты российской атомной отрасли готовы в нынешнем году впервые приступить к восстановлению ресурсных характеристик корпусов действующих на отечественных АЭС реакторов ВВЭР-1000 путем их отжига, сообщил заместитель генерального директора концерна "Росэнергоатом" (входит в электроэнергетический дивизион госкорпорации "Росатом") Александр Шутиков. "Мы в этом году должны провести отжиг корпуса реактора первого блока Балаковской АЭС", — сказал Шутиков во вторник на международной научно-технической конференции "Росэнергоатома". Он отметил, что ранее на специально созданном исследовательском стенде на базе корпуса реактора ВВЭР-1000 с участием специалистов атомной отрасли и Курчатовского института были получены необходимые результаты, которые Росэнергоатом готов представить в регулирующий орган для прохождения лицензирования технологии. "Это мы будем делать в ближайшее время", — добавил Шутиков. Корпус реактора – основной незаменяемый элемент ядерной энергетической установки, поэтому его ресурс является определяющим для срока эксплуатации атомного энергоблока. Охрупчивание металла сварных швов корпуса под действием нейтронного облучения – один из факторов, ограничивающих время службы реактора. В отечественной атомной отрасли разработана и реализуется технология восстановительного отжига корпусов водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-440. Процесс отжига проходит в реакторном зале, реактор остается на своем штатном месте. На месте работ монтируется специальная установка для отжига, которая опускается внутрь корпуса. Металл медленно нагревают до температуры отжига, затем в течение нескольких дней его выдерживают при температуре в несколько сотен градусов, а затем постепенно охлаждают. В результате восстанавливаются рабочие свойства металла корпуса реактора. В России на четырех АЭС (Нововоронежской, Балаковской, Калининской и Ростовской) действуют 13 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000.