На Балаковской АЭС (филиал концерна "Росэнергоатом", входит в электроэнергетический дивизион Росатома) в рамках планового капитального ремонта энергоблока №1 проведена масштабная технологическая операция - восстановительный отжиг металла корпуса реактора.
Это уникальная российская технология, разработанная Национальным исследовательским центром "Курчатовский институт", позволяет с помощью отжига восстановить ресурсные характеристики металла корпуса реактора.
Аналогичная технология уже успешно применялась на реакторах средней мощности ВВЭР-440, что позволило увеличить срок их службы с 45 до 60 лет. Однако сейчас данная процедура впервые в истории мировой атомной энергетики была проведена на реакторе большой мощности типа ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 1 ГВт).
Это позволит не только увеличить ориентировочно на срок от 15 до 30 лет эксплуатационный ресурс реактора, но и повысить безопасность реакторной установки в целом.
Корпус реактора - это важнейший незаменяемый элемент ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и именно от его срока службы зависит срок эксплуатации всего атомного энергоблока в целом.
Комментируя это событие, генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Андрей Петров отметил: "Успешное завершение отжига корпуса реактора первого энергоблока Балаковской АЭС позволяет нам говорить о колоссальном техническом прорыве в атомной энергетике, который стал возможен благодаря совместной работе всех участников этого проекта".
"Сегодня во всем мире работают 37 реакторов-"тысячников" российского дизайна. Кроме того, восстановительный отжиг – это та новая и на сегодняшний день единственная в мире технология, которая позволяет продлить срок службы водо-водяных реакторов, как российского, так и зарубежного дизайна".
На энергоблоке №1 Балаковской АЭС весь процесс отжига проходил в реакторном зале, сам реактор оставался на своем штатном месте.
Основной этап - медленный нагрев металла корпуса до температуры +565°C завершился 8 ноября 2018 года, а 9 ноября началась его стационарная выдержка, которая продлилась 100 часов, после чего металл постепенно охлаждался.
Научное руководство, авторский надзор, а также контроль за соблюдением при отжиге требуемых параметров и режимов технологии отжига на всех его этапах осуществляли сотрудники Курчатовского института.
"Технология отжига ядерного реактора ВВЭР-1000 - это полностью российская разработка, которая создавалась в НИЦ "Курчатовский институт" около 10 лет. Восстановительный отжиг корпуса реактора прошёл в штатном режиме, от монтажа оборудования до завершения операции, - отметил заместитель директора НИЦ "Курчатовский институт" Алексей Алтынбаев.
"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", - отметил зам. 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".
Все работы осуществлялись также при участии концерна "Росэнергоатом", АО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", НПО "ЦНИИТМАШ", а также специалистов Балаковской АЭС, Балаковского филиала АО "Атомэнергоремонт" и ООО НПФ "ТермИКС".
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра
Процедура отжига корпуса реактора является 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.
Восстановительные отжиги (по иному режиму) уже проводились на реакторах типа ВВЭР-440 таких атомных станций, как Нововоронежская, Кольская, Ровенская, Армянская АЭС, АЭС "Грайфсвальд" (Германия) и АЭС "Козлодуй" (Болгария), АЭС "Ловииса" (Финляндия).
Великое дело. Россия - главная атомная держава планеты.
Комментарии
А вот так эта штука выглядит изнутри:
Интересно, как такую громадину нагревают до полтыщи+ градусов и выдерживают 4 дня....да еще на своем месте без демонтажа. Технология непонятна, физ. принцип отжига, как раз - понятен.
Так вот-же фото вверху.
Грубо говоря в пустой реактор опускают огромный ТЭН и нагревают стенки...
Медные пластины внутри этого ТЭНа - токопроводящие шины.
Очень похоже на индукционный нагрев.
Опускают туда ЭМ-излучатель и подают на него "мощность" в зависимости от требуемых параметров нагрева объекта. В нагреваемом объекте( металлический корпус реактора ), наводятся вихревые токи, которые его и разогревают требуемым образом.
а как быть с неравномерностью нагрева и как следствие - остаточными напряжениями? я бы чем-то жидким залил, если эту емкость вообще залить можно. *не ядерщик ни разу, просто интересно*
Никак не быть - нет неравномерностей, в том и суть. Корпус реактора термостатирован, его медленно прогревают, дают отстояться и медленно остыть.
Нет, там простые ТЭНы, НЯЗ.
Таки да. Да и сама конструкция оказалась ощутимо хитрее, чем можно подумать из фото.
В ходе поисков описания установки, попалась более-менее содержательная статья из журнала Курчатовского Института:
ВАНТ: Физика ядерных реакторов начиная с 70-й страницы. Там, правда, описание работы на полномасштабном стенде ВВЭР-1000, но приведено описание установки со схематическими чертежами и общие параметры / алгоритмы восстановительного отжига.
Мало ли, авось, кому интересно будет )
Спасибо за ссылку, поставлю в доп. материалы
А как изготавливали линзу для БТА (Большой Телескоп Азимутальный) ? Почитайте если интересно
А вот заклятые друзья скажут, что отжиг делался как рисунке ниже
Ну Росатом отжег!
Отлично! Очень надеюсь, что технология запатентована и отечественные наработки не утекут в забугорье!
Пририсуют круглые уголки, допишут к названию X - и будет своя, кошерная новотехнологичная технология.
Хомячки еще сами слюну ронять будут, рекламируя западные прорывы.
первая же ссылка в поисковике дает
Это не ойфон, нещитово
+++
Отличная технология в условиях капитализма. Позволяет поддерживать работоспособность древних реакторов. Пока они не сделают "бум" или "бах".
Отличный пример дилетантского суждения и фиговая попытка накидать дерьмо на вентелятор.
Вы в праве, как специалист-инженер-физик-ядерщик, аргументировано опровергнуть мой комментарий.
1. Зачем мне это? Я высказал свое отношение к комментарию. Цели просветить автора этого комментария у меня не было.
2. Даже если я захотел показать суть ошибочного вывода, мне даже на поверхностном уровне надо было рассказать материалы как минимум с нескольких дисциплин. И с начало надо было рассказать про охрупчивание стали, дефектообразование и т.д..
3. Самое печальное. Учитывая как вы написали комментарий к новости и к моему комментариб, даже если я донесу всю необходимую информацию, мнение не измениться скорее всего с 98% вероятностью.
Т.е. вы нагородили "многабукав" и при этом не в состоянии опровергнуть мой комментарий. Но почему-то в состоянии давать необоснованные оценки. Или признать, что данная технология возможно позволит эксплуатацию реакторов до их предельного состояния, не судьба ?
То, что не было аргументировано, не нуждается в аргументированном опровержении.
Иди про инноватора Илона почитай
Флуд.
В тексте сказано прямо противоположное Вашему предположению.
"Это позволит не только увеличить ориентировочно на срок от 15 до 30 лет эксплуатационный ресурс реактора, но и повысить безопасность реакторной установки в целом."
Мой "стартовый" комментарий ни в коем случае не противоречит вашей статье. Народ, вы читать разучились или воспринимать прочитанное?
один дурак может столько... (с)
Ребята отожгли!
По сути +20% АЭС к портфелю генерации. Молодцы ..
Там ещё можно пересчитать рентабельность АЭС и стоимость киловатт часа. Адепты зелёнки негодуют)
Хренасе!!!
Приятно, что российские коллеги атомщики идут вперед. Респект и уважуха. У нас на Украине, продление срока эксплуатации реактора только по результатам обследования идет.
Круто!
Перспективный чат детектед! Сим повелеваю - внести запись в реестр самых обсуждаемых за последние 4 часа.
Название статьи вводит в заблуждение. Впервые данная процедура была проведена на Нововоронежской АЭС на ВВЭР-1000 в 2011 году. Подправить бы для справедливости.
Нашел информацию только об отжиге ВВЭР-440 на Нововоронежской. Если найдете по ВВЭР-1000 - поделитесь.
Беру свои слова назад. Полистал фолианты, действительно, реактор предсерийник, сделан с таким запасом, что при обследовании и по итогам прочностных расчетов, продлен еще на 30 лет разработчиком РУ лет без дополнительных манипуляций с металлом. У серийников видно металл пожиже.
Может вы сможете пояснить.Балаковскому блоку ещё в 2015 году был продлен срок до 2045 года без всякого отжига.А прошло три года и отжиг понадобился.Это как понимать? И какой теперь срок 2045+15 = 2060?
А где написано, что отжиг на данном реакторе понадобился?
Сначала провели испытания на натурном стенде, затем провели испытания на реальном реакторе.
"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".
Ув. г-н, "матерый зеленый пропагандист...", на Балаковской АЭС НЕ один блок. Это раз. Лицензия на продление срока эксплуатации (ПСЭ) ВТОРОМУ блоку была дана регулятором НЕ в 2015, а в 2017. Это два. НЕ на 30 лет, а на 26-это три.И выдаются они не просто так на сколько хочется, а после защиты серьезного обоснования безопасности в соответствии с законодательством. А сейчас проведена уникальная практическая работа (после мощной научной базы и соотв. действий с блоками значительной меньшей мощности-что совсем иное) для ПЕРВОГО энергоблока. Это четыре. Которая позволит увеличить общий СУММАРНЫЙ возможный срок эксплуатации, что НЕ ТОЖЕДСТВЕННО лицензии на ПСЭ от слова совсем. Не хрен путать-это пять. Пять пунктов, в которых вы волей или неволей (вам виднее) все попутали к чертовой матери. Все это есть в открытом доступе на официальных ресурсах и не надо иметь особых знаний и умений, чтобы проверить. Удачи!
Кто-то нагло врет:
http://www.energyland.info/news-show-tek-atom-143447
Не совсем так. Все, что я выше написал (по фактажу)-полная правда и никакой лжи, тем более наглой там нет-найдите хотя бы одно слово неправды в фактах. Использованы при этом исключительно открытые источники. Но Вы совершенно правы в том, что первый энергоблок действительно уже получал лицензию на эксплуатацию на 30 лет в 2015 согласно информации на сайте станции
http://rosenergoatom.ru/stations_projects/sayt-balakovskoy-aes/?id=181&P...
То есть моя неправота в том, что, что я решил, что вы попутали (сознательно или нет) первый и второй блок и нагнетаете, сам не подняв информацию по первому блоку. Признаю, и искренне извиняюсь перед Вами и прочими участниками. Надо сказать, что и подпись Ваша оказала определенное влияние на предвзятость к Вам. Нельзя отрицать. Еще раз извините
И все же основное Ваше недопонимание, как мне кажется, никуда не делось и зиждется в том, что для Вас ПСЭ энергоблока (как ядерной установки в комплексе станции, на которое дает добро регулятор) и продление срока работы корпуса реактора-тождественны. А это не одно и тоже. Так понятнее?
Да,ладно,с кем не бывает.Мне просто непонятно: если продлили срок,то зачем после этого проводить капремонт реактора с отжигом.Вроде всё должно быть наоборот.
Наоборот не могло быть Давайте расставим точки:
1) При проектировании энергоблока проектировщик закладывал исходя из тех представлений и уровня развития науки и техники с учетом надлежащего (к тому времени) запаса срок эксплуатации энергоблока (то есть реакторной установки в целом- в комплексе со всем основным и вспомогательным хозяйством, включая обеспечивающие здания и сооружения, хранилища и *условно* ящик для швабр.
2) Время на месте не стоит. по очень многим объективным причинам блоку рекомендуется продолжить эксплуатацию. Но делается сие строго по закону. главный документ-обоснование безопасности должен получить одобрение регулятора. Под это дело должны быть уже выполнены все федеральные нормы и правила современные, продуманы и компенсированы всяческие возможные отступления и нюансы. Существуют процедуру и регламенты (руководства), которым надлежит следовать при оформлении всего этого.
3) Не будет с бухты барахты регулятор согласовывать неапробированную методику сразу как основной способ обеспечения ПСЭ. Просто экспертизу не пройдут инициаторы. И вот как раз такое проверенное (!) уже достижение позволит распространить практику на последующие варианты продления эксплуатации.
Если совсем простыми словами-лицензию на ПСЭ должны были дать БЕЗ учета отжига. Отожгли-теперь на других блоках (подходящих станций) можно ставить вопрос об использовании отжига при ПСЭ. А данный конкретный блок-просто будет проще продлить следующий раз (если вдруг понадобится). Здесь не стоит строить никаких конспирологий
Не убедили.Если в 2015 году регулятор дал разрешение на ПСЭ,причем сразу на 30 лет,значит у него не было сомнений в качестве реакторной установки.А через три года выясняется,что надо производить капремонт,который совместили с отжигом.Будет странно,если после таких работ не потребуется новая лицензия.
а мне не надо убеждать-это просто так и есть, вам нужно только разобраться. ПСЭ делается НА ЛЮБЫХ старых станциях сейчас. По ОБЪЕКТИВНЫМ причинам. Это ОДНА программа. А есть вполне конкретная необходимость с точик зрения перспектив на конкретных типах блоках для конкретно корпуса-и есть предложение (сейчас уже практика) как ее (необходимость) реализовать. Это ДРУГАЯ программа. А ремонт-есть был и будет всегда (см. плановой останов и пр.)-это вообще не должно вас волновать (с точки зрения безопасности). Как раз наоборот-если где-то некто "сумничает" и откажется от плановых остановов (тьфу тьфу-на той же Украине)-повод резко напрячься.
Что касается новой лицензии-этим как раз и занимается регулятор, ЧИТАЕТ, и обосновательно тщательно проверяют каждый спорный момент. Обосновали и защитили. В чем проблемы то? С точки зрения безопасности как раз радоваться надо, что характеристики металла повысили.
ЗЫ Или вы просто в принципе не доверяете и не верите всей атомной промышленности, регулятору, МАГАТЭ, государству и всем-всем причастным? Но так то иной вопрос и к данной, без сомнения, хорошей новости, он никак не относится
Почему на 30 лет, а потом отжиг, по возможному варианту ответил ниже. Что касается слова "капремонт", то он проходит с периодичностью раз в 4 года и сопровождается полной выгрузкой отработавшего топлива. Поэтому отжиг и приурочили к данному времени.
Срок ПСЭ энергоблока (как комплекса) тождественен минимальному сроку ПСЭ любого НЕЗАМЕНЯЕМОГО элемента блока, в данном случае корпуса реактора, который является незаменяемым оборудованием. Если бы его продлили только на 5 лет, то и весь блок на 5 лет.
Не тождественен. Зачем манипулируете? "Не может превышать" не равно "тождественен". А вот если, к примеру гипербола, у вас ОТВСки хранить негде, то пока не придумаете как и где хранить, так и не продлите вне зависимости от состояния стали корпуса реактора. Понимаете?
Я понимаю, вы нет. Разные условия в отказе продления блока.
Хранение ТВС можно обеспечить например через год и получить лицензию с генерацией на оставшиеся 29 лет. Если же забраковали реактор (незаменяемый элемент), то блок переходит в стадию вывода из эксплуатации. Бесповоротно.
давайте не будет меряться длиной органов, а просто прямо скажете-к чему вы это написали? Что, дескать отжиг задним числом связан с разрешение на ПСЭ? Или просто для красного словца?
Страницы