Реферат: Атомная энергия

Управление образованияКушвинского городского округа.

МОУ СОШ №1

ПРОЕКТНАЯ РАБОТА ПОПРЕДМЕТУ:

ФИЗИКА

Автор:xxx,

Педагог: xxx

г. Кушва, 2007 г.

Оглавление

1.        Атомнаяэнергия

2.        Преобразованиеэнергии

3.        Видыи источники энергии

4.        Мощность

5.        Преобразованиеэнергии

6.        Историяразвития атомной энергетики

7.        Безопасностьатомных станций с реакторами ВВЭР, РБМК, ЭГП и БН.

8.        Радиационнаябезопасность атомных станций

9.        БелоярскаяАЭС

10.     БилибинскаяАЭС

11.     Волгодонскаяатомная станция

12.     Калининскаяатомная станция

13.     Кольская атомнаястанция

14.     Курская атомнаястанция

15.     Ленинградскаяатомная станция

16.     Нововоронежская атомнаястанция

17.     Смоленская атомнаястанция

18.     Модернизацияи продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС

Атомная энергия.

Мы частоупотребляем слово «энергия». О сорте шоколада говорят, что он хорошокомпенсирует затраты энергии, о полном сил человеке — «сгусток энергии», аучителей и воспитателей призывают энергичнее принимать меры.
Учёные занимаются физикой высоких энергий, политики и экономисты обсуждаютиспользование энергии солнца, ветра и атомного ядра. Но даже специалистамтрудно сказать, что же это такое — энергия!
Весьма близким к истине было бы определение энергии как запасенной работы илиспособности совершать работу. Итак, энергия необходима для того, чтобы начатькакое-либо движение, ускорить перемещение, что-то поднять, нагреть и осветить.Без энергетической подпитки невозможно любая жизнедеятельность, не двигаютсяавтомобили, не работает отопление. Энергия не может ни возникнуть из ничего, неисчезнуть бесследно. Но она может быть получена из природных ресурсов, такихкак уголь, природный газ или уран, и превращена в удобные для нас формы,например в тепло или свет. В окружающем нас мире мы находим различные формынакопления энергии: вода в водохранилище обладает потенциальной энергией,движущийся автомобиль — энергией движения, натянутый лук — энергией натяжения,грозовые облака — электрической энергией, солнечные лучи — световой, нефть — химической, а в уране накоплена ядерная энергия.

Преобразованиеэнергии на АЭС (начальные сведения о реакторной установке РБМК-1000)

Преобразованиеэнергии.

Основные понятия. Механическая энергия

Определение:Энергия это мера возможности совершить работу. Для примера: Сжатая пружина в механических часах обладаетэнергией достаточной для работы часов в течении суток или более. Батарейки вдетской игрушке позволяют ей работать в течении нескольких часов. Раскрутивдетский волчок, можно сообщить ему энергию достаточную для вращения в течениинекоторого времени.

Энергия и работа связанные между собойпонятия, единицей для их измерения служит Джоуль [Дж]. Одно из определенийработы из курса физики:

Определение:Работой силы F на прямолинейном пути s, в случае когда направлениесилы и направление движения совпадают, называется произведение силы на путь.

/>

Опуская груз массой 1 кг на высоту s=1 ммы совершаем работу за счет силы тяжести. Сила тяжести G действующая на грузмассой 1 кг рассчитывается по формуле:

/>

где, ускорение свободного падения:

/>

масса груза:

/>

/>

следовательно работа при опусканиигруза:

/>

Подняв груз массой 1 кг на высоту 1 м мысовершили работу A=9.8 Дж. Если груз отпустить, то под действием силы тяжестиопустившись на 1 м груз может совершить работу. Другими словами тело массой 1поднятое на высоту 1 м обладает энергией (возможностью совершить работу) равной9.8 Дж. В данном случае речь идет о потенциальной энергии в поле силытяжести.

Движущиеся тело может столкнувшись сдругими телами вызвать их движение (совершить работу). В этом случае речь идето кинетической энергии. Сжимая (деформируя) пружину, мы сообщаем ей потенциальнуюэнергию деформации (возможность совершить работу при распрямлении). Вповседневной жизни мы наблюдаем непрерывное перетекание энергии из одного видав другие. Подбросив мяч мы сообщаем ему кинетическую энергию, поднявшись навысоту h он приобретает потенциальную энергию, в момент удара о землю мячподобно пружине сжимается приобретая потенциальную энергию деформации, и т.д.Все выше перечисленные виды энергии относятся к механической энергии.

Виды и источники энергии

Тепловая энергия

Вторым, после механической, видомэнергии, которым человек пользуется на протяжении почти всей своей историиявляется тепловая энергии. Наглядное представление о тепловой энергии человекполучает с пеленок: это горячая пища, тепло систем отопления в современнойквартире (если его не отключили), или тепло печки в деревенском доме. Что жепредставляет собой эта энергия с точки зрения физики? Каждое физическое телосостоит из атомов или молекул, в жидкостях и газах они хаотично движутся, чемвыше скорость движения, тем большей тепловой энергией обладает тело. В твердомтеле подвижность молекул или атомов значительно ниже чем в жидкости, а темболее в газе, молекулы твердого тела только колеблются относительно некоторогосреднего положения, чем сильнее эти колебания тем большей тепловой энергиейобладает тело. Нагревая тело (сообщая ему тепловую энергию), мы как быраскачиваем его молекулы и атомы, при достаточно сильном«раскачивании» можно выбить молекулы со своего места и заставить хаотичнодвигаться. Этот процесс плавления наблюдал каждый, нагревая в руке кусочекльда. Продолжая нагрев мы как бы разгоняем движущиеся молекулы, при достаточномразгоне молекула может выйти за переделы тела. Чем больше нагрев, тем большемолекул могут покинуть тело, в конце концов, передав телу достаточноеколичество тепловой энергии можно превратить его в газ. Такой процесс испаренияпротекает кипящем чайнике.

Электрическая энергия

Мельчайшей электрически заряженнойчастицей является электрон, который в ходит в состав любого атома. Длянейтрального атома суммарный отрицательный заряд электронов равенположительному заряду ядра, а заряд всего атома равен нулю. Если удалитьнесколько электронов, то сумма зарядов электронов и ядра станет больше нуля.Если добавить лишних то атом приобретет отрицательный заряд. Из физики известночто два противоположно заряженных тела притягиваются. Если на одном телесосредоточить положительный заряд (удалить с атомов электроны) а на другомотрицательный (добавить электроны), то между ними возникнут силы притяжения, нона больших расстояниях эти силы очень малы. Соединив эти два тела проводником(например металлической проволокой в которой электроны очень подвижны) мывызовем движение электронов от отрицательно заряженного тела к положительнозаряженному телу. Движущиеся электроны могут совершить работу (напримернакалить нить электролампы) следовательно заряженные тела обладают энергией. Висточнике электрической энергии происходит разделение положительных иотрицательных зарядов замыкая электрическую цепь мы, как бы позволяемразделенным зарядам соединится но при этом заставляем их выполнить необходимуюнам работу.

Химические источники энергии.

Самым первым источником энергии, которыйчеловек поставил себе на службу, были обыкновенные дрова для пещерного костра.При горении происходят химические реакции окисления. Самой распространенной ишироко используемой, с древних времен и до наших дней, является реакцияокисления углерода:

/>

Углерод в ходящий в состав любогоорганического топлива (уголь, дерево, нефть, газ), взаимодействуя с кислородоматмосферы образует углекислый газ и выделяется тепловая энергия.

Химические реакции могут происходить какс поглощением так и с выделением энергии, сама энергия может быть как тепловойтак и электрической. В автомобильном аккумуляторе при работе происходитвыделение электрической энергии, при зарядке происходит поглощениеэлектрической энергии.

Ядерный источник энергии

Эйнштейн установил связь между энергиейи массой в своем уравнении:

/>

где с = 300 000 000 м/с — скоростьсвета;

таким образом тело человек массой 70 кгсодержит в себе энергию

/>

такое количество энергии реакторнаяустановка РБМК-1000 выработает только за две тысячи лет работы. Главнаяпроблема научится превращать массу в полезную энергию. Первый шаг для решенияэтой проблемы человечество сделало освоив военное и мирное использованиеэнергии деления ядер. В самом первом приближении процессы, происходящие вядерном реакторе, можно описать как непрерывное деление ядер. При этом массацелого ядра до деления больше массы получившихся осколков. Разница составляетпримерно 0.1  массы разделившегося ядра. Разумеется до полногопревращения массы в энергию еще очень далеко, но уже такое, не обнаруживаемоеобычными весами, изменение массы топлива в реакторе позволяет получатьгигантское количество энергии. Изменение массы топлива за год непрерывнойработы в реакторе РБМК-1000 составляет приблизительно 0.3 г, но выделившаяся приэтом энергия такая же, как при сжигании 3000000 (три миллиона) тон угля.

Мощность.

 

В практике, когда мы говорим о источникеэнергии нас, как правило, интересует его мощность. Поднять тысячу кирпичей напятый этаж строящегося дома, можно краном, а можно и с помощью двух рабочих сносилками. И в том, и в другом случае совершенная работа и затраченная энергияодинакова, отличаются только мощности источников энергии. Определение: Мощностьисточника энергии (машины), это количество полученной энергии (совершеннойработы) в единицу времени.

мощность= энергия(работа)/время

размерность [Дж/сек = Вт]

Закон сохранения энергии

Как указывалось выше в окружающем насмире происходит непрерывное преобразование энергии из одного вида в другую.Подбросив мячик мы вызвали цепочку преобразований механической энергии изодного вида в другой. Прыгающий мячик наглядно иллюстрирует закон сохраненияэнергии:

Энергия не может исчезать в никуда, илипоявляться из неоткуда, она может только переходит из одного вида в другой.

Мяч, совершив несколько подскоков, вконце концов останется неподвижным на поверхности. Поскольку первоначальнопереданная ему механическая энергия расходуется на:

а) преодоление сопротивления воздуха вкотором движется мяч (переходит в тепловую энергию воздуха)

б) нагрев мяча и поверхности соударения.(изменение формы всегда сопровождается нагревом, вспомним как нагреваетсяалюминиевая проволока при многократных перегибах)

Преобразование энергии

 

Возможности по преобразованию ииспользованию энергии являются показателем технического развития человечества.Первым, используемым человеком, преобразователем энергии можно считать парус — использование энергии ветра для перемещения по воде, дальнейшие развитее, этоиспользование ветра и воды в ветряных и водяных мельницах. Изобретение ивнедрение паровой машины произвело настоящую революцию в технике. Паровыемашины на фабриках и заводах резко увеличили производительность труда. Паровозыи теплоходы сделали перевозки по суше и морю более быстрыми и дешевыми. На начальномэтапе паровая машина служила для превращения тепловой энергии в механическуюэнергию вращающегося колеса, от которого с помощью различного рода передач(валы, шкивы, ремни, цепи), энергия передавалась на машины и механизмы.

Широкое внедрение электрических машин,двигателей превращающих электрическую энергию в механическую и генераторов дляпроизводства электроэнергии из механической энергии, ознаменовало собой новыйскачёк в развитии техники. Появилась возможность передавать энергию на большие расстоянияв виде электроэнергии, родилась целая отрасль промышленности энергетика.

В настоящее время создано большоеколичество приборов предназначенных, как для преобразования электроэнергии влюбой вид энергии необходимый для жизнедеятельности человека: электромоторы,электронагреватели, лампы освещения, так и использующие непосредственноэлектроэнергию: телевизоры, приемники и т.п.

Возможные схемы преобразования энергии

Непосредственное использование природных источников энергии.

/>

/>

Преобразованиес использованием паровой машины

/>

Преобразованиес использованием электроэнергии

/>

 Преобразование энергии впромышленной энергетике
Как было сказано выше производство электроэнергии является отдельнойотраслью промышленности. В настоящее время наибольшую долю электроэнергиипроизводят на трех видах электростанций:

1.        ГЭС(гидроэлектростанция)

2.        ТЭС(теплоэлектростанция)

3.        AЭС(атомная электростанция)

Рассмотримпреобразование энергии на этих видах электростанций:

ГЭС

/>

ТЭЦ

/>

При использование тепловой энергии пара в цепочкипреобразования энергии появляется возможность использовать часть тепловойэнергии для обогрева (показано пунктиром) или длянужд производства.

АЭС (с одноконтурным реактором)

 

/>

Историяразвития Атомной энергетики

 

Первая в мире АЭС опытно-промышленногоназначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. Доэтого энергия атомного ядра использоваласьпреимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие новогонаправления в энергетике, получившего признание на 1-й Международнойнаучно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-яочередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). Втом же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскуюэнергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967.Отличительная особенность Белоярской АЭС — перегрев пара (до получения нужныхпараметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычныесовременные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блокНововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии(важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭСсистематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966,1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС былпостроен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационныйобъект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности ибезопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской областивступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт,реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. Вдекабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленногоназначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле(Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядернымреактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющеесяв активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура,которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода изреактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло,полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется впарогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типареакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качествезамедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем играфитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлойводой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем играфитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типареактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, атакже наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т.д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭССША наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовыереакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС стяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатногосостояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС.Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяетсямаксимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ),содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерногогорючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типареактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуютсянизкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителемпозволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара сповышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двухслучаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-йконтур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературнымгазовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторахвода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, инасыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительновозвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературныхграфито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла.Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрацияделящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛывыгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючееперезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционнымуправлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затемнаправляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системамотносятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы илигазодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы иарматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерногогорючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполненияреакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы изамедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя;в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются вспециальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый втонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, БелоярскаяАЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС отрадиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основнымматериалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудованиереакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматриваетсясистема контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобыпоявление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросами загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторногоконтура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены отостальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора необслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя,обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемыхпомещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключениявозможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдерывыдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следитслужба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлажденияреактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛовпредусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции;аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, системспециальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрическогоконтроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредныхвоздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭСаналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенностьбольшинства АЭС — использование пара сравнительно низких параметров,насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионногоповреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся впару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимоприменение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи стем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении черезактивную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудованиямашинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭСдолжно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурныхАЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинногозала не предъявляются.

В число специфичных требований ккомпоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённостькоммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткостьфундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляциипомещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальнымграфито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологическойзащитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочномупринципу реактор — турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы иобслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещенывспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется еёосновными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд,энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего,коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощностиАЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаютсяболее резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления ксооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭСхарактерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемойэлектроэнергии 30—40% (на ТЭС 60—70%). Поэтому крупные АЭС наиболеераспространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычноготоплива, а АЭС небольшой мощности — в труднодоступных или отдалённых районах,например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типовогоблока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется натеплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также дляопреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрическоймощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран(СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозаммощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. Поданным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967,установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкаяпрограмма ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) среакторами на тепловых нейтронах. В 1948—49 были начаты работы по реакторам набыстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторовпозволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего(коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использоватьне только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы набыстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры ибольшую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрыхреакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательносооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС.Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок кпроектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г.Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов длямощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в рядеразвивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-техническойконференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) былоотмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой длябольшинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мироваяэнергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выборанаправления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980—2000),когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.

Безопасность атомных станций с реакторами ВВЭР, РБМК, ЭГП и БН

Всоответствии с федеральными законами в области использования атомной энергии,нормами и правилами по безопасности в 2003 году на атомных станциях выполненбольшой объем работ по модернизации оборудования и систем с целью повышения ихуровня безопасности и приведения к современным требованиям.

Продолжалисьработы по основным направлениям деятельности концерна«Росэнергоатом», прежде всего в области повышения безопасностиэнергоблоков АЭС и обеспечения централизованного управления атомными станциями:

·          совершенствованиецентрализованного управления и обеспечение безопасной эксплуатации АЭС состороны подразделений эксплуатирующей организации — концерна«Росэнергоатом»;

·          совершенствованиеи повышение эффективности работы Кризисного центра концерна;

·          обеспечениеэффективной научно-технической поддержки эксплуатации АЭС со стороны научногоцентра концерна — ВНИИАЭС, других поддерживающих научных и проектно-конструкторскихорганизаций;

·          укреплениематериально-технической базы и готовности отраслевого Аварийно-техническогоцентра к ликвидации проектных и запроектных аварий;

·          расширениематериально-технической базы и совершенствование работы отраслевых учебныхцентров подготовки эксплуатационного и ремонтного персонала;

·          обеспечениефинансирования работ по повышению безопасности АЭС из централизованныхисточников.

Основнымиприоритетами при эксплуатации энергоблоков АЭС являются:

·          обеспечениеядерной, радиационной, технической, пожарной, экологической безопасности итехники безопасности;

·          экономическаяэффективность;

·          культурабезопасности;

·          соблюдениенорм и правил по безопасности.

Рассмотрениеситуации, предшествовавшей аварии на 4 блоке ЧАЭС показали, что возможныисключительные нарушения регламента и режимов работы оборудования которые всочетании с положительным паровым эффектом реактивности большим по величине 4 5эф и низкой скоростью ввода отрицательной реактивности системой управления изащиты в аварийных режимах могут привести к катастрофическим последствиям.

Поэтомуосновное содержание мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК,начиная с 1986г., сводилось к уменьшению парового эффекта реактивности иувеличению скорости ввода отрицательной реактивности системой СУЗ в режимеаварийной защиты.

Под паровымэффектом реактивности понимают ту реактивность, которая высвобождается припревращении воды, заполняющей технологические каналы в пределах активной зоны впар, т.е. при изменении паросодержания на 100%.

Негативноевлияние положительного парового эффекта реактивности на динамику реактора и егобезопасность проявляется в том, что при таких изменениях параметров реакторакак рост мощности, снижение давления в КМПЦ, снижение расхода питательной воды,снижение расхода воды в КМПЦ и др. приводит рост паросодержания, вноситсяположительная реактивность, приводящая к росту мощности.

При анализемощностного эффекта реактивности сделан вывод о том, что при величине паровогокоэффициента реактивности 0,05 эф, который является составной частью быстрогомощностного коэффициента реактивности, устойчивость общей мощности реактораРБМК при больших выгораниях существенно зависит от взаимодействия всегооборудования энергоблока и настройки тепловой автоматики. В итоге принормальной работе тепловой автоматики, эффект саморегулирования за счетотрицательного быстрого мощностного эффекта реактивности отсутствовал, всефункции управления и обеспечения безопасности ложились на систему управления изащиты. Задачи управления реактором при нормальных условиях эксплуатации былирешены путем разработки и внедрения системы локальных автоматическихрегуляторов.

При анализебезопасности считалось, что паровой коэффициент реактивности положительный прирабочих параметрах.

Придальнейшем снижении плотности воды расчетный паровой коэффициент уменьшался повеличине и становился отрицательным. В итоге полный эффект обезвоживаниясчитался нулевым и даже отрицательным.

После авариина ЧАЭС этот вывод был подвергнут критике и расчетам с использованием болеесовершенных методик (метод Монте-Карло и др.). Было показано, что плотностнойкоэффициент реактивности топливной ячейки остается отрицательным во всемдиапазоне изменения плотности воды, а суммарный эффект реактивности приобезвоживании активной зоны без ДП при рабочих параметрах в критическомсостоянии положительный и примерно равен паровому эффекту реактивности.

Этот выводбыл экспериментально подтвержден при экспериментах по обезвоживанию КМПЦ нареакторах 1, 2 блоков ЧАЭС и 1 блоке САЭС.

Радиационнаябезопасность атомных станций

/>

Исходя изпринципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом,одной из основных задач АЭС концерна в 2003 году было дальнейшее уменьшениестепени воздействия ионизирующего излучения на человека посредством созданияусловий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне с учетомэкономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числаоблучаемых лиц.

Основныедозовые пределы облучений персонала соблюдаются на всех АЭС концерна. Крометого, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемостиперсонала.

В результатевыполненных в 2003 году организационных и технических мероприятий коллективныедозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц снизились по сравнению с2002 годом примерно на 20 %, а с начала переходного периода на новые, болеежесткие дозовые пределы (1996 год) — в 1,9 раза.

На АЭС среакторами ВВЭР и БН достигнуты предельно низкие уровни доз облучения,сравнимые с показателями лучших АЭС мира.

Средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв

АЭС 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 Балаковская 1,0 1.0 1.2 1,0 0.8 0.7 0,7 0.7 Белоярская 1.8 1.3 2.2 1.4 1.8 1.7 1.6 1.0 Билибинская 11.5 6.0 6.9 5.8 4.9 5.3 5.2 4.4 Волгодонская - - - - - 0.02 0.07 0.10 Калининская 1.5 1.4 1.2 1.2 1.2 1.0 0.7 0.6 Кольская 3.2 1.8 2.0 3.2 2.0 2.1 1.8 1.9 Курская 9.8 7.9 6.2 6.9 5.9 4.3 4.4 3.6 Ленинградская 6.6 5.8 4.9 3.5 3.9 4.0 3.5 3.5 Нововоронежская 2.9 2.8 2.3 3.5 2.3 3.1 2.7 2.6 Смоленская 3.8 4.6 5.4 5.2 4.8 4.6 4.6 2.3 Средневзвешенное значение 4.4 4.2 3.7 3.8 3.4 2.9 2.8 2.2

Результатомреализации принятой концерном в 2002 году Программы работ по снижениюдозозатрат персонала на АЭС с РБМК-1000 в соответствии с требованиями НРБ-99стало уменьшение в 2003 году коллективной дозы облучения персонала АЭС среакторами РБМК примерно на 24 % (в 1,3 раза). Однако задача по снижениюоблучаемости персонала на АЭС с реакторами РБМК будет актуальна и в будущем.

Средниеиндивидуальные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц близки кдозе облучения населения от природных источников излучения (1,5 — 15 мЗв, вотдельных регионах — до 50 мЗв в год).

Следуетотметить, что благодаря целенаправленной работе эксплуатирующей организации иАЭС в 2003 году на атомных станциях концерна отсутствует персонал, получившийдозу облучения более 20 мЗв,

Дальнейшееснижение облучаемости персонала АЭС будет определяться совершенствованиемуправления ремонтными работами посредством применения методологии ALARA,внедрения и широкого использования быстросъемных защитных экранов, электронныхпрямопоказывающих дозиметров, а также за счет оптимизации длительности ремонтови т. д.

Многолетниеданные радиационного контроля в районах расположения АЭС свидетельствуют о том,что в режиме нормальной эксплуатации атомные станции не оказываютобнаруживаемого влияния на население и окружающую среду.

В 2003 годугазоаэрозольные выбросы и жидкие сбросы всех АЭС были значительно меньшеустановленных допустимых значений и создали дополнительную к фоновому облучениюнаселения от природных источников излучения дозу не более:

·          0,1мкЗв на АЭС с ВВЭР-1000;

·          0,5мкЗвна АЭС с ВВЭР-440;

·          2,0мкЗв на АЭС с РБМН-1000.

Такимобразом, уровень радиационного воздействия АЭС на население и окружающую средув 2003 году составил 0,003 — 0,06 % от дозы, создаваемой природными источникамиизлучения, и не может быть измерен на фоне естественной радиации. Радиационныйриск воздействия АЭС на население составляет менее 10-6 в год исогласно Нормам радиационной безопасности (НРБ-99) является безусловноприемлемым.

Белоярская АЭС

 

 Белоярская атомная станция — единственная АЭС с энергоблоками разных типов накоторых отрабатывались принципиальные технические решения для большой ядернойэнергетики.

 На станции сооружены три энергоблока:два с реакторами на тепловых нейтронах и один с реактором на быстрых нейтронах.

 Энергоблок 1 с водографитовым канальнымреактором АМБ-100 мощностью 100 МВт остановлен в 1981г., энергоблок 2 с реактором АМБ-200 мощностью 200 МВт остановлен в 1989 г.

 В настоящее время эксплуатируется третийэнергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный вэксплуатацию в апреле 1980 г., — первый в миреэнергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Он такжеявляется крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Опыт создания и освоения энергоблока 3, проводимые на егооборудовании научно-исследовательские работы, опытсовершенствования его систем широко используются для дальнейшего развитияэнергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Блок 3 является прототипом болеемощных энергоблоков будущего с реакторами БН-800.

 В 1999 году послемногих лет разработки и изготовления на станцию поставлен учебный тренажерблочного щита управления энергоблока БН-600. Это новое средство подготовки иподдержания квалификации персонала существенным образом дополнило действующуюсистему подготовки и должно увеличить надежность ибезопасность энергоблока.

 Тренажер полностью соответствуетсуществующему блочному щиту управления третьего энергоблока БАЭС.

 Для строителей и энергетиков

Белоярской АС построен благоустроенный город, расположенныйнедалеко от водохранилища и окруженный живописнымсосновым бором. В городе имеется энергетический техникум для подготовкиспециалистов в области ядерной энергетики.

История создания Белоярской АЭС

 

 БелоярскаяАС им. И.В. Курчатова —

первенецбольшой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-хкилометровой зоне от станции построен город энергетиков — Заречный.

 Строительствопервой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г.

вступил в стройэнергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100

МВт. Второйэнергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.

 В настоящеевремя эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшиесвой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранениив специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами.Все технологические системы, работа которых не требуется по условиямбезопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы дляподдержания температурного режима в помещениях и система радиационногоконтроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированнымперсоналом.

 В 1980 г.пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах.Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600 наряду с выработкойэлектроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива. Этокрупнейший в миреэнергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешноэксплуатируется до настоящего времени. Опыт эксплуатации реактора БН-600позволил развить новое направление в реакторостроении — созданиереакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями.

Планируетсязапуск энергоблока №4 с реактором БН-800 в 2009 году.

Билибинскаяатомная станция

Билибинскаяатомная теплоэлектроцентраль — это первенец атомной энергетики в Заполярье,уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельностьгорнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки (800 км к югу от Певека,2000 км к северу от Магадана и 12000 км от Москвы).

 Зима длитсяболее 10 месяцев в году, зимняя температура иногда достигает — 55 ОСи зимой круглые сутки темно. Город, окруженный сотнями километров огромныхозер, болот, куда добраться можно только по воздуху, или долгая дорога в 2000км от Магадана. И то это возможно только зимой, когда земля сильно промерзает,на санях, запряженных оленями. Сельская местность, где в изобилии водятся дикиеживотные: огромные полярные волки, медведи, северные олени, лоси и росомахи.

 Билибинскаяатомная теплоэлектроцентраль сооружена в 1974 — 1976 гг. и являетсякомбинированным источником электрической и тепловой энергии. Она обеспечиваетэнергоснабжение промышленных объектов и поселков в автономном режиме.

 Приразработке и проектировании реакторной установки учитывались наличие вечноймерзлоты и необходимость работы ATЭЦ в изолированной энергосистеме. Станциясостоит из четырех однотипных энергоблоков суммарной электрической мощностью 48МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа).Прототипами данного типа реактора послужили — реактор первой в мире АЭС вОбнинске и два реактора на Белоярской АЭС.

 Реакторы длястанции спроектировали в Обнинском ФЭИ. Проект станции разработал Урал ТЭП.

 Удачнымрешением надо считать блокировку технических сооружений в одном здании — главном корпусе станции; а также применение несущего каркаса зданияметаллоконструкций, что позволило произвести их изготовление на заводах«материка», а на месте в Билибино осуществить монтаж главного корпусастанции на все четыре блока. Все это в условиях Крайнего Севера даловозможность организовать 3-х сменную непрерывную работу станции (включая работув выходные дни) в помещениях с положительной температурой.

 АТЭЦработает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системойлинией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входитплавучая дизельная электростанция, с поэтическим названием «Северноесияние» (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощностьсистемы 80 МВт. Но существующие экономические трудности края сократилипотребности в электричестве. Поэтому, несмотря на проектную мощностьБилибинской АЭС в 48 МВт последние пять лет, её средняя нагрузка составляла15-25 МВт. Станция способна работать при весьма неравномерном суточном графикенагрузок энергосистемы.

 БиАТЭЦ такжеснабжает теплом прилегающий промышленный комплекс и жилой массив, будучиединственным источником тепловой энергии в районе. Основная доля потребляемойтепловой энергии приходится на коммунально-бытовое потреблениемногонационального населения края, занятого в основном золотодобычей.

 В поселкеБилибино с населением около 10 тысяч человек проживают работники АС, геологи,строители, золотодобытчики. При этом персонал БиАТЭЦ составляет 670 человек.

 Здесьимеются спортивно-оздоровительный комплекс, горнолыжная трасса, школы, детскиесады и другие учреждения.

История создания Билибинской АЭС

Втридцатые годы русский ученый Билибин из Москвы, был убежден, что на крайнемсевере России есть золото. Через два десятилетия в этом районе действительнобыло найдено золото. В семидесятые годы этот край был уже заселен, и городзолота получил название Билибино в честь ученого.

 Атомнаяэнергия в этом отдаленном уголке земли оказалась самым эффективным средствомснабжения золотодобывающей промышленности и поэтому построили Билибинскую АТЭЦ.В годы расцвета в городе насчитывалось 15000 жителей, большинство которых жилов домах, построенных на шестах, защищающих их от вечной мерзлоты. Каждый годдобывалось приблизительно 5 тонн золота. Сейчас эта отрасль переживает спад.

 12января 1966 года принято постановление Совета Министров СССР о строительствеБилибинской атомной электростанции.

 Стройкав 1967 году была объявлена Всесоюзной ударной. Коллектив стройки в основном былукомплектован молодежью комсомольского возраста, в своем большинстве прибывшимпо комсомольским путевкам.

 Монтажныеработы по сооружению БиАТЭЦ начались в 1969 г. участком треста«Дальэнергомонтаж». СУ БиАЭС подготовило фундамент под будущуюстанцию. ДЭМ притупил к монтажу металлоконструкций главного корпуса.

 Вначале 1971 года ДЭМ сменил Билибинский монтажный участок треста«Востокэнергомонтаж», который имел опыт монтажа оборудованиякрупнейших ГРЭС. Монтажники ВЭМа продолжили монтаж каркаса главного корпуса,выполнив более половины объёма работ (а всего более 300 тонн). Монтаж былвыполнен с высоким качеством. Каркас главного корпуса собран на высокопрочныхболтах — современной по тем временам технологии. Одновременно развернулисьработы по монтажу радиаторных охладителей трубопроводов и оборудования первогоблока.

 В1973 году был произведен пробный пуск турбины первого блока с испытательнымпрокручиванием её до 3000 оборотов в минуту и продувкой всех техническихпаропроводов БиАЭС. Пар давала пусковая котельная.

 Кдекабрю 1973 г. основные работы пускового комплекса 1-го блока БиАТЭЦ былизавершены.

 14января 1974 г. БиАТЭЦ дала первый промышленный ток в сеть Чаун-Билибинскогоузла.

 Четкаяорганизация строительства, внедрение недельно-суточного планирования иежедневный диспетчерский контроль сетевого графика производства работ прицентрализованном завозе материалов и конструкций в технологическойпоследовательности всем участникам строительства, высокий технический уровеньспециалистов и рабочих кадров позволил в кратчайшие сроки с 1974 по 1976 годыввести в эксплуатацию все четыре блока Билибинской АТЭЦ.

 Блоки№1 и №2 были введены в эксплуатацию в 1974 г. В 1975 году был запущен блок №3 и28 декабря 1976 года блок №4.

Волгодонская атомная станция

 

Проектстроительства Волгодонской АЭС в составе четырех энергоблоков мощностью 1 млн.кВт каждый утвержден приказом Минэнерго СССР от 12.10.79 № 133пс.

  Всвязи с решением сессии Волгодонского областного Совета народных депутатов от28 06 90 Советом Министров СССР было принято решение о прекращениистроительства Волгодонской АЭС. С 01.01.91 Волгодонская АЭС находилась наконсервации по специальному технологическому режиму. С целью возобновленияработ по достройке Волгодонской АЭС в 1994 г. был выполнен Проект по оценкевоздействия Волгодонской АЭС на окружающую среду (ОВОС).

 В соответствии с поручением Правительства РФ (от 12.08.98 № БН-П7-23423)выполнена доработка проектных материалов с учетом замечаний государственнойэкспертизы Повторная государственная экологическая экспертиза доработанногопроекта Волгодонской АЭС (заключение от 10.02.2000 № 62) отметила соответствиеуказанного проекта требованиям законодательных и нормативных документов РФ ирекомендациям МАГАТЭ и сочла возможным реализацию проекта в составе двухэнергоблоков.

  Полученылицензии Госатомнадзора России на сооружение энергоблока 1 (№ ГН-02-101-0481 от10.05.2000) и его эксплуатацию (№ ГН-03-101-0582 от 19.01.2001).

  Объединеннаяэнергетическая система (ОЭС) Северного Кавказа, в которую включена ВолгодонскуюАЭС, обеспечивает энергоснабжение 11 субъектов Российской Федерации обшейплощадью 431,2 тыс. км с населением 17,7 млн. человек.

  Проектом,кроме выработки электроэнергии, предусмотрена возможность теплоснабжения г.Волгодонска и его промузла.

  ПроектВолгодонской АЭС относится к серии унифицированных проектов с реакторамиВВЭР-1000. Каждый из энергоблоков мощностью по 1000 МВт размещается в отдельностоящем главном корпусе.

  Энергоблоквключает в себя реакторную установку В-320 и турбоустановку. Тепловая, схемаэнергоблоков двухконтурная. Первый, контур (радиоактивный) состоит из реактора,главных циркуляционных насосов, парогенераторов и компенсатора давления.Второй, нерадиоактивный, контур состоит из турбоустановки, водопитательнойустановки, паровой части парогенераторов и связывающих это оборудованиетрубопроводов.

  Топливоразмещается в корпусе реактора в активной зоне, содержащей 163 тепловыделяющихсборок. В этих сборках топливо находится в виде таблеток слабообогащенного поурану-235 оксида урана, заключенных в герметичные трубки из циркониевогосплава.

  Теплоносителемпервого контура является вода высокой чистоты под давлением 160 кг/см2(16.0 МПа) с растворенной в ней борной кислотой.

  Применениев качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов воды позволяет получить вреакторе ВВЭР-1000 отрицательный температурный коэффициент реактивности,определяющий высокую стабильность и саморегулируемость реактора.

 ПроектомВолгодонской АЭС намечено благоустройство и озеленение территории промплощадки,пристанционной площади и санитарно-защитной зоны.

  Вадминистративном отношении площадка АЭС расположена в Дубовском районеВолгодонской области в 13,5 км от г. Волгодонска и в 19 км от г. Цимлянска.

  Ближайшиенаселенные пункты — хутор Харсеев и хутор Подгоренская — расположены внесанитарно-защитной зоны АЭС на расстоянии 3,5 и 5 км.

  Взону наблюдения АЭС радиусом 30 км входят части территории четырехадминистративных районов Волгодонской области — Волгодонского, Цимлянского,Дубовского и Зимовниковского с общей численностью населения 227 тыс. человек.

  Плотностьнаселения в зоне наблюдения АЭС (радиусом 30 км) составляет 81 чел/км2.

  Взоне расположения Волгодонской АЭС наблюдаются пыльные бури продолжительностью6 дней в году и туманы в течение 50 дней в году преимущественно в холодныйпериод. Среднее количество осадков в данном регионе колеблется от 388 до 428мм/год при максимальных значениях 434 мм/год.

  Природнаярадиационная обстановка в районе размещения АЭС благополучная.

  ПлощадкаАЭС расположена на левом берегу Цимлянского водохранилища, созданного в нижнемтечении р. Дон в 1952 г. Площадь зеркала Цимлянского водохранилища принормальном подпорном уровне 36,0 абс. м составляет 2700 км2, аполный его объем близок к объему среднегодового стока р. Дон и составляет около24 км3. Расстояние от главных корпусов до Цимлянского водохранилищаоколо 2 км, так как граница водохранилища отделена от промплощадки дамбойводоема-охладителя.

История создания Волгодонской АЭС

 Техническийпроект Ростовской (Волгодонской) АЭС разработан Горьковским отделениеминститута «Атомэнергопроект» в соответствии с постановлением СоветаМинистров СССР от 21.10.76 № 87Д.

 Техническийпроект Ростовской АЭС был утвержден Минэнерго СССР 13.10.79 г. приказом№ 133 и Постановлением СМ СССР от 15.11.79 г. № 1000.

 Воктябре1979 года начато строительство Ростовской АЭС.

 29августа 1990 года, строительство РоАЭС было приостановлено, станцияпереведена в режим консервации. Готовность первого энергоблока составила 95%,второго энергоблока — 30%; сооружена фундаментная плита третьего энергоблока, ивырыт котлован для четвертого энергоблока.

 Однаков связи с получившими широкое распространение выступлениями против пуска вэксплуатацию Ростовской АЭС по просьбе Совета народных депутатов Ростовской иВолгоградской областей было принято решение Совета Министров СССР и РСФСР оприостановлении с 01.09.90 г. строительства Ростовской АЭС (протокол совещанияу Председателя Совета Министров РСФСР И. С. Силаева и заместителя ПредседателяСовета Министров СССР Л. Д. Рябева от 29.08.90).

 Этимже решением Минатомэнергопрому СССР было предписано обеспечить полнуюсохранность построенных зданий и сооружений и смонтированного в нихоборудования, а Госкомприроды СССР обеспечить проведение экологическойэкспертизы проекта.

 ПриказомМинприроды России от31.03.95 г. № 131 была образована экспертнаякомиссия государственной экологической экспертизы по проекту Ростовской АЭС,согласно заключению которой от 14.07.95 г. проект строительства АЭС был одобренпри условии реализации замечаний и предложений экспертной комиссии иограничения мощности АЭС двумя энергоблоками.

 Всоответствии с поручением Правительства Российской Федерации от 12.08.98 г.№ БН-П7-23423 Нижегородским институтом «Атомэнергопроект» спривлечением многочисленных научно-исследовательских организаций, в том числеиз Ростовской области, выполнена доработка проекта. Минатомом Россиипредставлен на государственную экологическую экспертизу в Госкомэкологии Россиидоработанный проект Ростовской АЭС с учетом замечаний и предложений«Сводного заключения экспертной комиссии государственной экологическойэкспертизы Минприроды России по проекту Ростовской АЭС» от 14.07.95 г.и «Решения Совета государственной экологической экспертизы МинприродыРоссии по результатам государственной экологической экспертизы проектаРостовской АЭС» от 03.10.95 №22.

 7февраля 2000 года экспертная комиссия Государственной экологиче-скойэкспертизы дала заключение о соответствии проекта Ростовской АЭС требованиямприродоохранного законодательства РФ.

 10мая 2000 года Госатомнадзор России выдал лицензию на продолжение сооруженияэнергоблока № 1 Ростовской АЭС с реактором ВВЭР-1000.

 Всентябре 2000 года проведены испытания гермооболочки реакторногоотделения, Госатомнадзором были подписан акт об успешном их завершении.

 Воктябре 2000 года успешно проведена «холодная» и«горячая» обкатка оборудования энергоблока.

 19января 2001 года Госатомнадзором России выдал лицензию на эксплуатациюэнергоблока №1 Ро АЭС.

 21января 2001 года в 12 часов 48 минут в реактор была загружена первая из 163кассет с ядерным топливом.

 23февраля 2001 года был осуществлен вывод реактора первого энергоблока наминимально контролируемый уровень мощности (МКУ).

 30марта 2001 года в 8 часов 47 минут осуществлено включение турбогенератораI-го энергоблока РоАЭС в сеть ЕЭС России.

 4июля 2001 года в 7 часов 49 минут первый энергоблок выработал первыймиллиард киловатт-часов электроэнергии.

 5сентября 2001 года в 23 часа тепловая мощность была доведена до проектной — 100% номинальной.

 Втечение 11 по 26 ноября 2001 года — успешно проведено комплексноеопробование энергоблока № 1 на номинальной проектной мощности.

 19.10.2001года Александр Васильевич Паламарчук назначен директором обособленногоструктурного подразделения концерна «Росэнергоатом» — «Волгодонская АЭС». Одновременно он же, в соответствии с приказомминистра по атомной энергии Александра Юрьевича Румянцева, № 814 от 19.10.2001года, стал директором государственного унитарного предприятия «Дирекциястроящейся Ростовской АЭС».

 25декабря 2001 года Приказом № 681 Министра по атомной энергии РумянцевымАлександром Юрьевичем утверждён Акт Государственной приёмочной комиссии оприёмке в промышленную эксплуатацию первого энергоблока Ростовской АЭС.

 На2007 год запланирован ввод в эксплуатацию 2 блока Волгодонской АЭС.

Полномасштабный тренажер для Волгодонской АЭС

13июля 2004 года Волгодонскую АЭС посетили представители Международной программыядерной безопасности (МПЯБ). В составе американской делегации на ВДАЭС прибылируководители программы: представитель департамента энергетики США РичардРайстер, представитель Тихоокеанской Северо-Западной Национальной лабораторииБоб Моффитт, а также руководитель проекта «Разработка полномасштабноготренажера для Волгодонской АЭС» Джеффри Эйс и представитель департаментаэнергетики США (московский офис) Михаил Циклаури.

Основнаяцель визита – передача в учебно-тренировочное подразделение станцииполномасштабного тренажера ВДАЭС, сооруженного при содействии правительства СШАи участии американских фирм.

Передачаполномасштабного тренажера состоялась в торжественной обстановке в присутствиируководителя департамента международной деятельности концерна«Росэнергоатом» Анатолия Кириченко, первого заместителя руководителядепартамента по управлению персоналом концерна «Росэнергоатом» НиколаяКарелина, представителя фирмы «Джэт» Владимира Дрозкова иисполняющего обязанности директора Волгодонской АЭС Андрея Петрова.

Занятияоперативного персонала Волгодонской АЭС на новом тренажере, которыйпредставляет собой сплав самых передовых технологий и опережает по своимвозможностям и техническим характеристикам большинство существующих в миреаналогов, начнутся уже с 1 сентября нынешнего года.

Управляющейкомпанией по реализации проекта и основным исполнителем работ по изготовлениюполномасштабного тренажера Волгодонской АЭС стала фирма «ДЖЭТ»(General Energy Technologies), специалисты которой подготовили полномасштабныетренажеры более чем для 30 атомных электростанций мира.

Монтаж,наладка и испытания тренажера были выполнены на площадке ВНИИАЭС

Калининская атомная станция

 

 Калининскаяатомная станция расположена на севере Тверской области вблизи города Удомля.

 Спотребителями энергии Калининскую АС связывают три линии электропередачинапряжением 750 кВ (Москва, Санкт-Петербург и Владимир) и две линии напряжением330 кВ (Тверь).

 Современные проектныерешения, мероприятия по реконструкции и модернизации устаревшего иотработавшего срок оборудования, высокое профессиональное мастерство персоналаявляются надежной базой безопасной и эффективной эксплуатации АС.

 Строящийсяэнергоблок №3 имеет 80% готовность. По графику строительства его пускпредусматривается в 2005 г.

 

Основныетехнические характеристики оборудования КАЭС:

 

 Тепловая схемаКАЭС — двухконтурная. Первый контур состоит из одного реактора типа ВВЭР-1000(В-320,  малая серия) и четырёх циркуляционных петель охлаждения. Теплоносителем и  замедлителемслужит обычная вода с дозированным содержанием бора. Второй контур состоит изодной турбоустановки с системой регенерации, испарительной и водопитательнойустановок.

 На КалининскойАЭС используются реакторные установки типа ВВЭР-1000ПО «Ижорский завод», конструкция которой соответствует требованиямнациональных стандартов, действовавших в период проектирования АЭС:

 •автоматическая остановка реактора при незначительных нарушениях в работе основного оборудования;

 •трехканальное построение систем

безопасности,каждая из которых функционирует совершенно независимо и автономно;

 • наличиезащитной герметичной оболочки, в которой

расположеновсё реакторное оборудование;

 • способностьреакторной

установкик саморегуляции.

 

Основные технические характеристики реактора Тепловая мощность реактора, МВт 3000 Температура теплоносителя (на входе/ на выходе) град, С 289/322 Масса сухого реактора, т. 468,2 Давление в корпусе, МПа 16 Расход воды, м3 76000

 ПарогенераторПГВ-1000 — однокорпусный теплообменный аппарат горизонтального типа спогруженным трубным пучком. Парогенератор предназначен для производства сухогонасыщенного пара из воды второго контура. Калининская АЭС — единственная из атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000, построенныхпо российским проектам, эксплуатирует парогенераторы первого энергоблока более100 000 часов, без замены.

Основные технические характеристики парогенератора Паропроизводительность, т/ч 1470 Тепловая мощность, МВт 750 Давление насыщенного пара, МПа 6,4 Длина корпуса, м. 15 Масса, т. 321,2

 Турбина К-1000-60/1500 — паровая,конденсационная, одновальная, четырёхцилиндровая. Турбина является приводомэлектрического генератора переменного тока типаТВВ-1000-4УЗ мощностью 1000 МВт и напряжением 24 кВ.

 

 Основные технические характеристики турбины Теплофикационная нагрузка, Гкал/ч 6430 Начальное давление пара, МПа 5,9 Расход пара в номинальном режиме, кг/ c 1711,1 Начальная температура пара, °С 274,3 Расчётное давление в конденсатор, МПа 0,0039

 

 Систематехнического водоснабжения — оборотная.

Вкачестве пруда-охладителя используется естественная система озёр Удомля — Песьво.

 Профессиональноемастерство персонала является необходимым условиембезопасной и эффективной эксплуатации АЭС. В связи с этим обеспечению высокогоуровня квалификации персонала, а также оценке и развитию необходимыхпрофессиональных качеств операторов уделяется особое внимание. Эта работапроводится в учебно-тренировочном пункте.

 Подготовкаведется на основании типовых программ, в основном индивидуально, и включает всебя теоретическую подготовку, практическое обучение, проверку знаний.Практическое обучение реализуется в форме стажировки на рабочем месте. Для оперативного персонала стажировка обязательно дополняетсядублированием, а для ответственных оперативных должностей обязательной являетсятакже тренажерная подготовка. С этой целью ведется создание двухполномасштабных тренажеров — прототипы энергоблока №2 и строящегося блока №3.

 9 февраля 2000г. учебно-тренировочное подразделение КАЭС получило первые две секцииполномасштабного тренажера блочного щита управления энергоблока №3. Тренажерразмещен в новом здании УТП

 Ведутся работыпо созданию аналитического тренажера, где будетвозможна инсталляция математических моделей второго и третьего (строящегося)энергоблоков КлнАЭС.

 Население г.Удомля составляет 33700 человек, население района — 11600, всего 45300 человек.

 Основуинфраструктуры города составляют медико-санитарнаячасть с современным диагностическим оборудованием, физкультурно-оздоровительныйкомплекс с плавательным бассейном и спортивными залами, киноконцертный зал«Звездный», телевизионная студия.

 

Историясоздания Калининской АЭС

 

 КалининскаяАЭС расположена на севере Тверской области в 150 кмот города Тверь. Расстояние до Москвы — 330 км; до Санкт-Петербурга — 400 км.Площадка АЭС примыкает к южному берегу озера Удомля, сообщающимся естественнойпротокой с озером Песьво.

 Проектомстанции было предусмотрено строительство четырехэнергоблоков по 1000 МВт (эл.) каждый.  1970 год: Май — Назаседании НТО Минэнерго принято решение Центральную АЭС №1 построить в пунктеоз. Удомля в Калининской области.

 1973 год: Ноябрь — Совет

МинистровСССР утвердил технический проект Калининской АЭС.

 1975

год: Март — Началось строительство открытого отводящего канала. Сентябрь — Началосьстроительство главного корпуса.

 1978 год: Ноябрь — Началось строительство БНС Na1 и №2. Декабрь — Началась укладка бетона на РО №1.

1978год Май — Началось строительство объединенного вспомогательного корпуса.

 1981 год: Ноябрь — Началось строительство блока №1.

 1983 год: Декабрь — ВПО

«Союзатомэнерго» утвержденграфик энергетического пуска и освоения мощности блока №1.

 1984: начало строительства второй очереди Калининской

АЭС. 10 октября 1985 приказом МинэнергоСССР утвержден проект расширения Калининской АЭС до 4000 МВт.

  1985 — 1997: годы вынужденного простоя. Экономический и политический кризис встране отразился и на темпах строительства блока №3.

  1988: осуществлен монтаж турбины.

  1997 декабрь: установлен на штатное место корпус реактора.

  1998 июль: установлен на штатное место первый парогенератор.

  1999 ноябрь: подано напряжение 0,4 кВ по схеме собственных

нужд.

  2000 июнь: получена лицензия ГАН на достройку 3 блока.  

 2001 июль: закончен монтаж главного циркуляционного трубопровода.

  2002 сентябрь: завершено строительство железобетонной части градирни №1.

  2003г.: после модернизации установлен на штатное место статор генератора,закончен механомонтаж оборудования; получено положительное заключениеГосударственной экологической экспертизы; произведен пролив технологическихсистем на открытый реактор; завершено строительство градирни №2; утвержденоткорректированный пусковой комплекс; проведена контрольная сборка реактора;начаты комплексные испытания АСУ ТП ХВО; проведены испытания системыгерметичного ограждения на прочность и плотность.

  2004 январь: завершена наладка панелей блочного пункта управления РО и ТО всоставе АСУ ТП.

  2004 февраль: проведена прокрутка электродвигателей ГЦН, выдан первый кубхимобессоленной воды.

  2004 март: осуществлена загрузка в реактор имитационной зоны.

  2004 апрель: выполнены гидроиспытания I и II контура на прочность и плотность,сдан в постоянную эксплуатацию узел свежего топлива.

  2004 май: началась горячая обкатка оборудования реакторной

установки.

  2004 июнь: поставлены под напряжения блочный трансформатор и рабочиетрансформаторы собственных нужд, закончены автономные испытания ТПТС

  2004 август: начата ревизия основного оборудования I контура, постановкатурбогенератора на валоповорот, сданы БНС, санитарно-бытовой блок СК

  2004 сентябрь: сдан спецкорпус, открытый отводящий канал

  2004 октябрь: получена лицензия на эксплуатацию энергоблока №3, проведеназагрузка активной зоны ядерным топливом, начался этап «физическийпуск» энергоблока.

  2004 ноябрь: осуществлен выход на МКУ.

 22 октября 2002 года министром РФ по атомной энергии и губернатором Тверскойобласти была подписана «Декларации о намерениях по возобновлениюстроительства блока №4 Калининской АЭС». Целью данного инвестиционногопроекта является создание энергетических мощностей энергоблока №4 для замещенияи удовлетворения потребности в электроэнергии на федеральном и региональномрынке энергии по оценке складывающегося топливно-энергетического баланса надолгосрочный период.

 В соответствии с Федеральной Целевойпрограммой «Энергоэффективная экономика на 2002-2005 гг. и на период до 2010 г.», предполагаемый срок ввода в действиемощности энергоблока №4 Калининской АЭС — 2010 год. Окончательный срокстроительства и ввода объекта в эксплуатацию будет определен после проведенияполномасштабной экспертизы материалов «Обоснования инвестиций» в соответствии с действующим законодательством.

Кольская атомнаястанция

 Бурноеразвитие промышленности Кольского полуострова требовало и соответствующихтемпов роста энергетики. Для Мурманской области, имевшей территориальноизолированную государственную энергосистему «Колэнерго», это былоособо важно, так как приходилось рассчитывать на собственные ресурсы. Чтобыудовлетворить растущие потребности предприятий Кольского полуострова вэлектроэнергии, был один путь — производить ее на ядерных установках.

 Кольская АСрасположена за Полярным кругом на берегу озера Имандра.

 За период с1973 по 1984 гг. введены и эксплуатируются четыре энергоблока с реакторамиВВЭР-440:

 - дваэнергоблока с реакторами В-230, ст.№ 1,2

 - дваэнергоблока с реакторами ВВЭР-440 В-213, ст. № 3,4.

 Установленнаятепловая мощность АЭС составляет 5500 МВт, что соответствует электрическоймощности 1760 МВт.

 Кольская АЭСпоставляет электроэнергию в энергосистемы «Колэнерго» Мурманскойобласти и «Карелэнерго» Республики Карелия. Связь с ЕЭС Россииосуществляется четырьмя линиями электропередачи напряжением 330 кВ.

 Выработкаэлектроэнергии Кольской АЭС составляет около 60 % выработки электроэнергии вМурманской области.

 В 1987 г. наАС организован Учебно-тренировочный центр, который обеспечивает подготовкуоперативного персонала реакторного, турбинного, электрического цехов и цехатепловой автоматики и измерений.

 Городэнергетиков — Полярные Зори расположен в южной части Кольского полуострова нарасстоянии 220 км от г. Мурманска. Полярные Зори располагается на берегу рекиНива и занимает площадь в 3,6 квадратных километров. Численность постояннопроживающего населения составляет 21,9 тыс. человек. На территорииподведомственной городу расположены 2 поселка городского типа (Африканда иЗашеек) и 2 сельских населенных пункта. Поселок Африканда возник как поселениегорняков, обогатителей и железнодорожников.

 Кольская АЭС- это единственное градообразующее предприятие, на котором работает около 30%работоспособного населения. Численность работающих в городе Полярные Зори — 8,6тыс. человек.

 Социальнуюсферу составляют: 1 гимназия;4 средних образовательных школы, вечерняя школа,ПУ-18. Число учащихся — 3532 человека, (без ПУ-18), 7 садов-яслей.

 В городе дведетских музыкальных школы (г. Полярные Зори, п. Африканда), городской Дворецкультуры, Дом культуры в п. Африканда, центр творчества учащейся молодежи, клубпатриотического воспитания молодежи, плавательный бассейн, спортивный комплекс,4 библиотеки. Достопримечательностью города является современная горнолыжнаятрасса.

 Длямедицинского обслуживания работников атомной станции и населения городапостроены МСЧ, больница в п.Африканда и амбулатория п. Зашеек. Имеетсясанаторий-профилакторий.

 Центрсоциального обслуживания включает:

·          центрдневного пребывания пенсионеров;

·          социальныйприют для детей;

·          центрреабилитации женщин.

 Кольскийполуостров располагает уникальными природными ресурсами. Это — апатитовый,нефелиновый, железорудный концентраты, медь, никель, кобальт, слюда, алюминий,лес и, наконец, рыбная промышленность.

 Вгороде развита промышленность строительных материалов. Четвертая частьпроизводимых в области сборных железобетонных изделий и конструкцийпроизводится на ОАО «ЖБИ». Также это предприятие занимается производствомщебня и песка.

 Агропромышленныйкомплекс: с/х «Полярные Зори» который специализируется попроизводству мяса, молока и растениеводству.

 

История создания Кольской АЭС

В 1963 годуначались изыскательские работы по выбору площадки под строительство АЭС. В 1967году Госстрой СССР утвердил проектное задание на ее строительство. 18 мая 1969года уложен первый кубометр бетона в основание АЭС. Через 5 лет строительствопервой очереди было успешно завершено. 17 мая 1973 года закончилась горячаяобкатка реактора. 22 июня 1973 года произведены гидравлические испытания системтрубопроводов первого контура. 29 июня 1973 года первенец атомной энергетикиЗаполярья пущен в эксплуатацию.

 Четыреэнергоблока станции с реакторами ВВЭР-440, которые сооружены в 1973-1984 гг.находятся в эксплуатации до настоящего времени.

 В 2003 годуна 15 лет сверх первоначально заложенного в проекте продлен срок службыэнергоблока №1.

Курская атомнаястанция

 

 КурскаяАС расположена в 40 км юго-западнее г. Курска на левом берегу реки Сейм.

 На АС эксплуатируются четыре энергоблока с канальнымиреакторами РБМК-1000.

 Курская АС является важнейшим узлом Единой энергетическойсистемы России. Основным потребителем является энергосистема «Центр»,которая охватывает 19 областей, в основномцентральной России.

Около 30% электроэнергии,вырабатываемой Курской АЭС, используется для нужд Курской области.

 Курская АЭС выдает электроэнергию по 11 линиямэлектропередачи:

 2 линии (110 кВ) — для электроснабжения собственных нужд;

 6 линий (330 кВ) — 4 линии дляэлектроснабжения области, 2 для севера Украины;

 3 линии (750 кВ) — 1 линия для Старооскольскогометаллургического комбината, 1 линия для северо-востока Украины, 1 линия дляБрянской области.

 Каждая очередь Курской АЭС состоит из двух энергоблоков. Энергоблок включает в себя следующееоборудование:

 - уран-графитовый реактор большой мощности канального типа,кипящий со вспомогательными системами;

 - две турбины К-500-65/3000;

 - два генератора мощностью 500 МВт каждый.

 Каждый блок имеет раздельныепомещения для реакторов и их вспомогательного оборудования, системтранспортировки топлива и пультов управления реакторами. Каждая очередь имеетобщее помещение для газоочистки и систем спецочистки воды. Все четыре блокаКурской АЭС имеют общий машинный зал.

 Режим работы АЭС — базовый, водный режим — бескоррекционный, нейтральный.

 Курская АЭС — станция одноконтурного типа: пар, подаваемыйна турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего черезнего теплоносителя. В качестве теплоносителяиспользуется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Дляохлаждения отработанного пара в конденсаторах турбин используется вода из пруда- охладителя. Площадь зеркала пруда — охладителя для четырех блоков — 22 квадратных километра. Источником для восполнения потерьслужит р. Сейм. Подпитка осуществляется насосной станцией с четырьмя агрегатамисуммарной производительностью 14 кубометров в сек.

 В 1986 г. начато сооружение пятого блока третьей очередиАС. Необходимость в нем вызвана потребностямиустойчивого электроснабжения Центра России.

 Доработанный проект 3-ей очереди Курской АЭС в составеодного энергоблока мощностью 1000 МВт утвержден Минатомом России в декабре 1995года, его ввод в эксплуатацию намечен на 2006 г.

 На 5-ом энергоблоке смонтирован реактор третьего поколенияс принципиально новыми ядерно-физическими характеристиками, оснащенный новымисистемами управления и защиты, который соответствует современным требованиямбезопасности.

 Основное оборудование 5-гоэнергоблока по составу и типам аналогично оборудованию действующихэнергоблоков, однако имеет улучшенные технические характеристики,обеспечивающие повышение надежности и безопасности при эксплуатации.

 Выявленные после Чернобыльской аварии конструктивные и другие недостатки блоков с реакторами типаРБМК учтены на стадиях проектирования и сооружения энергоблока №5.

 Население г. Курчатова около 49 тыс. человек. Имеется 11детских садов, 6 школ. Как собственность Курской АЭС построен профилакторий и детский оздоровительный лагерь. Гордостью г. Курчатоваявляется спортивный комплекс со стадионом нa 500 мест, с плавательным бассейноми дорожками олимпийского стандарта и тремя спортзалами.

История создания Курской АЭС

 Решение о строительствебыло принято в середине 60-х годов. Началось строительство в 1971 году.Необходимость была вызвана быстро развивающимся промышленно-экономическимкомплексом Курской Магнитной Аномалии (Оскольского и Михайловскогогорно-обогатительных комбинатов и других промышленных предприятий). Генеральныйподрядчик — Управление строительства Курской АЭС.

 1 энергоблоксдан в эксплуатацию в 1976г.

 2 энергоблоксдан в эксплуатацию в 1979г.

 3 энергоблоксдан в эксплуатацию в 1983г.

 4 энергоблоксдан в эксплуатацию в 1985г.

 Установленнаяэлектрическая мощность каждого энергоблока 1000 МВт.

 В 2002году на энергоблоке №1 Курской АЭС завершена модернизация и полученалицензия на эксплуатацию энергоблока на номинальном уровне мощности.

 В настоящеевремя строится 5-ый энергоблок третьей очереди. Его ввод в эксплуатациюнамечен на 2006 год.

Ленинградскаяатомная станция

 

 ЛенинградскаяАЭС — крупнейший производитель электроэнергии на Северо-Западе России — расположена на живописном побережье Финского залива, в 80 км к юго-западу отСанкт-Петербурга в г. Сосновый Бор.

  Началостроительства Ленинградской АЭС — сентябрь 1967 года.

  Генеральныйподрядчик — Северное управление строительства.

  Станциявключает в себя 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый.

  НаЛенинградской АЭС установлены водо-графитовые реакторы РБМК-1000 канальноготипа на тепловых нейтронах.

  Первыйблок введен в эксплуатацию в 1973 году, четвертый — в 1981 году.

  Приобразовании государственного предприятия «Российский государственныйконцерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (концерн «Росэнергоатом») в 1992 Ленинградская АЭС не вошла вего состав, а осталась самостоятельной эксплуатирующей организацией,подчиняющейся непосредственно Минатому.

  С 1апреля 2002 года Ленинградская АЭС, как и месяцем ранее другие атомные станцииРоссии, стала филиалом государственного предприятия «Российскийгосударственный концерн по производству электрической и тепловой энергии наатомных станциях» (Концерн «Росэнергоатом») утратив статуссамостоятельного юридического лица.

  ОбразованиеЕдиной генерирующией компании (ЕГК) перестроило отношения с потребителями электроэнергии.Теперь атомные станции на рынке будут представлены единой компанией, и потребителибудут рассчитываться с единым продавцом, а не с каждой АЭС в отдельности, какэто было ранее.

Техническиехарактеристики энергоблоков АЭС

  Проектнаягодовая выработка электроэнергии — 28 млрд. кВт·ч.

  Насобственные нужды потребляется 8,0 — 8,5 % от выработанной электроэнергии.

  ЛАЭСуспешно занимается реконструкцией энергоблоков, связанной с внедрениеммероприятий по повышению безопасности в соответствии с международными инациональными правилами Госатомнадзора России.

  Каждыйэнергоблок включает в себя следующее основное оборудование:

·          реакторРБМК с контуром циркуляции и вспомогательными системами,

·          2турбоустановки типа К-500-65/3000 с паровым и конденсатно-питательным трактом.

·          2генератора типа ТВВ-500-2.

  Реактори его вспомогательные системы размещены в отдельных корпусах. Машинный залявляется общим на 2 энергоблока. Вспомогательные цеха и системы для двухэнергоблоков являются общими и территориально расположены вблизи каждой изочередей (2 энергоблока) станции.

  Общаяплощадь, занимаемая Ленинградской АЭС, 454 га.

Технологическаясхема АЭС

  Тепловаясхема каждого энергоблока Ленинградской АЭС — одноконтурная.

  Теплоносителемв реакторе является вода, циркулирующая через технологические каналы по контурумногократной принудительной циркуляции (КМПЦ).

  Пароводянаясмесь из реактора направляется в барабан-сепаратор. Отсепарированный сухойнасыщенный пар подается на лопатки турбины.

  Наодном валу с турбинами установлены генераторы, вырабатывающие электроэнергию.

Реакторнаяустановка

  Реакторразмещается в шахте на опорной конструкции и окружен биологической защитой — верхней, нижней и боковой.

  Реакторноепространство заполнено колоннами из графитовых блоков, в центральных отверстияхкоторых установлены технологические каналы (ТК) и каналы системы управления изащиты (СУЗ). В ТК помещены тепловыделяющие сборки с ядерным топливом — таблетками двуокиси урана. В каналы СУЗ помещены исполнительные органы — стержни, поглощающие нейтроны, заполненные карбидом бора.

  Дляпредотвращения окисления графита и улучшения его охлаждения в реакторномпространстве циркулирует смесь гелия с азотом.

  Вреакторе РБМК-1000 предусмотрена возможность замены ТК и каналов СУЗ наостановленном и расхоложенном реакторе.

Ядерноетопливо

  Топливомдля РБМК является двуокись урана с начальным обогащением по урану-235 — 2,6%.Загрузка реактора ураном — 190 т.

  Сянваря 2001 г. ЛАЭС приступила к экспериментальной загрузке опытной партиитопливных кассет с обогащением по урану-235 — 2,8% и содержанием выгорающегоэрбиевого поглотителя. Это позволит в дальнейшем при переходе на это топливоувеличить глубину выгорания по отношению к топливу с обогащением 2,6 % иполучить дополнительный экономический эффект.

  Вреакторе РБМК предусмотрена возможность перегрузки отработанного ядерноготоплива на работающем реакторе посредством разгрузо-загрузочной машины (РЗМ).

Основные технические характеристики реактора

 Тепловая мощность реактора, МВт 3200  Давление пара, Мпа 7,0  Расход теплоносителя, т/час 37500  Паропроизводительность, т/час 5600  Количество ТК: на бл 1 и 2 1693 на бл.З и 4 1661  Количество каналов СУЗ: на бл.1 и 2 179 на бл.З и 4 211

Барабан-сепаратор

  Представляетсобой цилиндрический сосуд горизонтального типа.

  Внутрисепарационныеустройства обеспечивают сепарацию и осушку пара, направляемого на лопаткитурбины.

  Приреконструкции энергоблоков 1 и 2 выполнена замена внутрисепарационных устройствс увеличением объема воды в каждом барабане-сепараторе на 50 мЗ и подвод воды ккаждому технологическому каналу через барабан-сепаратор для длительногоаварийного расхолаживания (верхняя система САОР).

Турбина

  ТурбинаК-500-65/3000 — паровая, конденсационная, одновальная, пятицилиндровая (ЦВД +4ЦНД), номинальной мощностью 500 МВт и частотой вращения ротора — 3000 об/мин.ЦВД и все ЦНД — двухпоточные. После ЦВД осуществляется промежуточный перегревпара в сепараторе — пароперегревателе.

  Турбинаимеет 8 выхлопов пара и 6 регенеративных отборов.

Основные технические характеристики турбины

 Начальное давление сухого насыщенного пара перед турбиной, МПа 6,59  Давление пара в конденсаторе, МПа 0,004  Расход пара на турбину, т/час 2855  Температура сухого насыщенного пара, оС 284  Температура перегретого пара после СПП, оС 264  Теплофикационная нагрузка турбины, Гкал/час 75

  Дляохлаждения пара в конденсаторе турбины используется морская вода из Финскогозалива.

Потребителиэлектроэнергии

  ЭлектроэнергияЛАЭС через распределительные устройства по линиям электропередач напряжением330 и 750 кВ поступает в систему Ленэнерго и РАО ЕЭС России. В системеЛенэнерго ЛАЭС обеспечивает около 50% энергопотребления.

  ГородСосновый Бор и прилегающие промышленные предприятия получают тепло в видегорячей воды от бойлерной ЛАЭС.

  Проектныйтеплосъем с каждой турбины составляет 75 Гкал/час.

Попутноепроизводство

  Нареакторах РБМК производится накопление медицинских и общепромышленныхрадиохимических изотопов 15-ти наименований, основные среди них: молибден-99 ийод-125. Поставка их осуществляется на радиохимические предприятияСанкт-Петербурга.

  ЛАЭСприступила к промышленному производству изотопа кобальта-60 в реакторах всоставе двухцелевых поглотителей в объеме порядка 5 млн кюри в год. Изотопкобальта-60 ЛАЭС поставляет заказчикам по договорам.

  Дляотечественных и зарубежных заказчиков станция осуществляет радиационноелегирование кристаллов кремния диаметром до 85 мм.

  ЛАЭСобеспечивает медсанчасть города Сосновый Бор газообразным медицинскимкислородом, медицинские учреждения Санкт-Петербурга жидким медицинскимкислородом, а промышленные предприятия города жидким азотом, техническимгазообразным и жидким кислородом.  

 

Историясоздания Ленинградской АЭС

15 апреля1966 г. главой Минсредмаша Е.П. Славским было подписано задание на проектированиеЛенинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в4 км от поселка Сосновый Бор.

 В началесентября 1966 г. проектное задание было закончено. 29 ноября 1966 г. СоветомМинистров СССР принято постановление № 800-252 о строительстве первой очередиЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий дляразработки проекта и сооружения АЭС.

 29 июня 1967г. научно-технический совет Министерства среднего машиностроения одобрилтехнический проект реактора РБМК-1000, представленный НИКИЭТ. Первый ковш землииз котлована под фундамент главного здания будущей Ленинградской АЭС экскаваторподнял 6 июля 1967 г.

Хронологиясобытий

Дата Событие Май 1967 г. Начата разработка котлована под главное здание первой очереди будущей атомной электростанции 12 сентября 1967 г. Уложен первый кубометр бетона в основание станции 12 декабря 1967 г. Уложен первый кубометр бетона в несущие конструкции реакторного блока 30 июня 1971 г. Сдана шахта под сборку и монтаж технологических металлоконструкций реактора первого блока 1 августа 1972 г. Начата графитовая кладка реактора первого блока 15 октября 1972 г. Начат монтаж технологических каналов реактора первого блока 12 декабря 1972 г. Создан сборный железобетонный фундамент под монтаж первого турбогенератора 18 мая 1973 г. Поселок энергетиков Сосновый Бор Ленинградской области получает статус города Сосновый Бор областного подчинения 27 июля 1973 г. Включен первый главный циркуляционный насос в контуре многократной принудительной циркуляции первого блока. Начаты основные пусконаладочные работы 12 сентября 1973 г. Осуществлен физический пуск реактора первого блока 26 октября 1973 г. Сдана шахта реактора второго блока 15 ноября 1973 г. Выведен на мощность реактор первого блока. Осуществлена продувка главных паропроводов паром от реактора 7 декабря 1973 г. Выведен первый турбогенератор первого блока на холостые обороты и проведена пробная синхронизация с энергосистемой 21 декабря 1973 г. Поставлен под промышленную нагрузку для комплексного опробования и предъявления Государственной приемочной комиссии первый блок с турбогенератором № 2 23 декабря 1973 г. Принят в эксплуатацию первый блок 18 января 1974 г. Постановлением Совета Министров РСФСР Ленинградской атомной электростанции присвоено имя создателя Коммунистической партии и Советского государства Владимира Ильича Ленина 14 мая 1974 г. Начата графитовая кладка реактора второго блока 15 мая 1974 г. Выработан первый миллиард киловатт-часов электроэнергии с момента пуска 26 июня 1974 г. Начат монтаж технологических каналов реактора второго блока 1 ноября 1974 г. Выведен на проектный уровень мощности 1 млн. кВт первый блок Апрель 1975 г. Начата разработка котлована под главное здание второй очереди Ленинградской атомной электростанции 23 апреля 1975 г. Включен первый главный циркуляционный насос в контуре многократной принудительной циркуляции второго блока. Начаты основные пусконаладочные работы 5 мая 1975 г. Осуществлен физический пуск реактора второго блока 11 июля 1975 г. Поставлен под промышленную нагрузку для комплексного опробования второй блок с турбогенератором № 3 Август 1975 г. Начато бетонирование плиты под главное здание второй очереди Ленинградской АЭС 1 ноября 1975 г. Произведена первая перегрузка разгрузочно-загрузочной маши ной топливных кассет на работающем реакторе первого блока. С этого момента осуществляется непрерывная перегрузка топлива на реакторах без снижения их мощности 19 декабря 1975 г. С начала пуска Ленинградской АЭС выработано 10 млрд. кВт ч электроэнергии 8 января 1976 г. Второй энергоблок выведен на проектный уровень мощности 1 млн. кВт. Тем самым вступила в строй крупнейшая в Европе атомная электростанция мощностью 2 млн. кВт 17 января 1977 г. Произведена первая перегрузка топлива разгрузочно-загрузочной машиной на работающем реакторе второго блока 4 ноября 1977 г. Строителями и монтажниками выполнено обязательство к 60-летию Великого Октября — шахта реактора третьего блока сдана под монтаж металлоконструкций реактора 15 мая 1978 г. Начата графитовая кладка реактора третьего блока 20 сентября 1978 г. Начат монтаж технологических каналов реактора третьего блока 17 июля 1979 г. Включен первый главный циркуляционный насос в контуре многократной принудительной циркуляции третьего блока. Начаты основные пусконаладочные работы 17 сентября 1979 г. Осуществлен физический пуск реактора третьего блока 1 ноября 1979 г. Выведен на мощность реактор третьего блока. Осуществлена продувка главных паропроводов паром от реактора 7 декабря 1979 г. Произведена синхронизация первого турбогенератора третьего блока с энергосистемой 30 декабря 1979 г. Принят в эксплуатацию третий блок 26 июня 1980 г. Достиг проектного уровня мощности 1 млн. кВт третий блок 22 июля 1980 г. Сдана шахта реактора четвертого блока 3 сентября 1980 г. Начата графитовая кладка реактора четвертого блока. Произведена первая перегрузка топлива разгрузочно-загрузочной маши ной на работающем реакторе третьего блока 26 сентября 1980 г. Начат монтаж технологических каналов реактора четвертого блока 4 декабря 1980 г. Включен первый главный циркуляционный насос в контуре многократной принудительной циркуляции четвертого блока. Начаты основные пусконаладочные работы 26 декабря 1980 г. Осуществлен физический пуск реактора четвертого блока 31 января 1981 г. Выведен на мощность реактор четвертого блока. Произведена продувка главных паропроводов паром от реактора 9 февраля 1981 г. поставлен под промышленную нагрузку четвертый блок с турбогенератором № 7 22 июня 1981 г. Принят в эксплуатацию четвертый блок 6 августа 1981 г. Произведена первая перегрузка топлива разгрузочно-загрузочной машиной на работающем реакторе четвертого блока 29 августа 1981 г. Выведен на проектный уровень мощности 1 млн. кВт четвертый блок. Вступила в строй крупнейшая в мире атомная электростанция мощностью 4 млн. кВт с уран-графитовыми реакторами кипящего типа

Нововоронежская атомнаястанция

 

НововоронежскаяАС является первенцем освоения энергоблоков с реакторами ВВЭР. Станциярасположена в живописной излучине Дона, в 42 км от г. Воронеж.

 В пятикилометрах от промышленной зоны АС на берегу искусственного водоемарасполагается благоустроенный город энергетиков — Нововоронеж .

 АЭСразвивалась на базе несерийных водо-водяных энергетических реакторов корпусноготипа с обычной водой под давлением.

 СегодняНововоронежская АЭС остается надежным источником электрической энергии,полностью обеспечивает потребности Воронежской области.

 Станцияявляется не только источником электроэнергии. С 1986 года она на 50%обеспечивает город Нововоронеж теплом.

 В настоящеевремя в работе находятся энергоблоки № 3,4,5 общей электрической мощностью 1834Мвт. Энергоблоки № 1и 2 уже выведены из эксплуатации (табл.1.)

Состав Нововоронежской АЭС Станционный номер энергоблока (тип РУ) Установленная мощность энергоблока (МВт эл.) Год ввода энергоблока в эксплуатацию Проектный срок службы (лет) Год вывода энергоблока из эксплуатации (фактический или проектный) Энергоблок №1 (В-1) 210 1964 20 1984 Энергоблок №2 (В-ЗМ) 365 1969 30 1989 Энергоблок №3 (В-179) 417 1971 30 2016 (продлен на 15 лет в 2001 г.) Энергоблок №4 (В-179) 417 1972 30 2017 (продлен на 15 лет в 2002 г.) Энергоблок №5 (В-187) 1000 1980 30 2010

 Каждый изпяти реакторов станции является головным, то есть прототипом серийныхэнергетических реакторов:

·          энергоблок1 с реактором ВВЭР-210, энергоблок 2 с реактором ВВЭР-365,

·          энергоблоки3,4с реакторами ВВЭР-440, энергоблок 5 с реактором ВВЭР-1000.

 ЭлектроэнергияАС выдается потребителям по линиям напряжением 110, 220 и 500 кВ.

 Более10лет на станции работает учебно-тренировочный центр. Он оснащенфункционально-аналитическим тренажером, автоматизированными обучающимисистемами для оперативного и ремонтного персонала станции.

 Наполномасштабном тренажере проходят подготовку работники как НововоронежскойАЭС, так и других атомных станций.

 

История создания Нововоронежской АЭС

 Строительствопервого энергоблока началось в 1957 году. В освоении его мощности можновыделить следующие даты:

 17декабря 1963г. — достижение критичности и физический пуск;

 30сентября 1964г. — энергетический пуск и подключение к энергосистеме;

 27декабря1964 г. на Нововоронежской АЭС был осуществлен энергетический пуск первогов стране водо-водяного энергетического реактора мощностью 210 тыс. кВт. Этобыла большая победа ученых, конструкторов, проектировщиков, строителей иэксплуатационников.

 Последующиевводимые на площадке Нововоронежской АЭС энергоблоки являлись отражениемразвития технических идей, направленных на повышение технико-экономическиххарактеристик и надежности атомных энергетических установок, а также наснижение удельных затрат на их сооружение.

 С 1964 г.на АЭС было сооружено пять энергоблоков с реакторами ВВЭР: ВВЭР-210, ВВЭР-365,два блока ВВЭР-440, ВВЭР-1000.

 В 1984 г.из эксплуатации, после 20-летней работы, был выведен энергоблок № 1 (ВВЭР-210),в 1990г. — энергоблок № 2 (ВВЭР-365). В эксплуатации остались энергоблоки № 3,4(ВВЭР-440) и энергоблок № 5 (ВВЭР-1000).

 Воронежскаяобласть, не имевшая собственных запасов углеводородного топлива, получиланадежный и экологически чистый источник электрической энергии, позволившийобласти динамично развивать промышленность и сельское хозяйство. СегодняНововоронежская АЭС на 85% обеспечивает Воронежскую область дешевойэлектроэнергией.

Основныедаты сооружения и освоения Нововоронежской АЭС

 1957г. май — начало строительства энергоблока № 1.

 1961г. — монтаж основного технологического оборудования энергоблока №1.

 1962г. — с Ижорского завода поступил корпус реактора. 5 апреля он былустановлен на штатное место. Начался монтаж основной технологической линиипервого контура.

 1963г. — монтаж контрольно-измерительных систем и автоматики, начатыпуско-наладочные операции. В декабре произведен физический пуск реактора.

 1964г. — 30 сентября в 15 час. 45 мин. осуществлен энергетический пускэнергоблока №1. НВ АЭС включена в Единую Европейскую энергосистему. 29 декабряэнергоблок №1 выведен на проектную мощность. Началось строительство энергоблока№2.

 1965г. — Нововоронежская АЭС выработала 1-й миллиард киловатт-часовэлектроэнергии.

 1967г. — подписан акт о приеме первого энергоблока из опытно-промышленной эксплуатациив промышленную. Началось строительство энергоблоков №3, 4.

 1969г. — в декабре осуществлен энергетический пуск энергоблока №2.

 1971г. — в декабре осуществлен энергетический пуск головного энергоблока №3.

 1972г. — в декабре произведен энергетический пуск энергоблока №4.

 1973г. — проектная мощность энергоблока №4 освоена в рекордно короткий срок втечение 83 суток.

 1975г. — начались работы по сооружению водохранилища для энергоблока №5.

 1976г. — Нововоронежская атомная электростанция награждена Орденом ТрудовогоКрасного Знамени.

 1978г. — на штатное место установлен корпус реактора энергоблока №5. Народноехозяйство страны в этом году получило 9,9 миллиардов киловатт-часов.

 1979г. — полным ходом велись пуско-наладочные работы на энергоблоке №5. Коллективстанции 30 сентября 1979 г. отметил свое пятнадцатилетие. К этому временистрана получила более 80 млрд. кВт·ч. электроэнергии.

 1980г. — 31 мая ТАСС передал сообщение: на Нововоронежской атомнойэлектростанции дал промышленный ток энергоблок №5 мощностью 1000 МВт.

 1981г. — на проектную мощность выведен энергоблок №5.

 1987г. август — НВ АЭС выработала с начала пуска 200 млрд. кВт·ч.электроэнергии.

 1997г. май — Нововоронежская АЭС выработала с начала пуска 300 млрд. кВт·ч.электроэнергии.

 2000г. — 30 мая исполнилось 20 лет с начала промышленной эксплуатацииэнергоблока с реактором типа ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС.

 2002г. — на 15 лет сверх первоначально заложенного в проекте продлен срокслужбы энергоблока №4.

 В период с 1999 по 2003 годы впервые в историиотечественной атомной энергетики в полном объеме реализована программа работ поповышению безопасности и обеспечению продления срока эксплуатации энергоблоков№3 и №4 Нововоронежской АЭС. В данную программу входят модернизация, комплексноеобследование и углубленная оценка безопасности. По результатам модернизацииобоснована возможность продолжения безопасной эксплуатации этих энергоблоков втечение 15-летнего дополнительного срока и в установленном порядке былиполучены лицензии Госатомнадзора России (в н.в. Ростехнадзор) на ихэксплуатацию на дополнительный срок службы.

 30сентября 2004 года исполнилось 40 лет со дня энергетического пуска энергоблока№1 Нововоронежской атомной станции.

Смоленская атомная станция

На встрече с руководителямиподразделений Смоленской АЭС генеральный директор концерна«Росэнергоатом» Сергей Обозов представил нового директора атомнойстанции — Андрея Петрова

. Петров Андрей Ювенальевич родился в 1963 году. В 1985 — окончил Ивановский энергетический институт. Имеетнаучную степень кандидата технических наук. Работал на трех атомныхэлектростанциях: Хмельницкой, Балаковской, и последние годы на Волгодонской АЭС- в должности главного инженера. Женат, имеет двух сыновей — студентов. В своемвыступлении перед руководителями структурныхподразделений Смоленской АЭС Андрей Петров сказал, что исторически междуВолгодонской и Смоленской станциями сложились хорошие производственныеотношения и многих руководителей САЭС он знает лично. Смоленская АЭС имеет оченьхорошие производственные показатели и это заслугавсего коллектива станции. Поэтому необходимо не снижать темпов, стремиться кулучшению производственных показателей и производственную программу этого годаи следующего выполнить максимально эффективным способом.

 Ввод вдействие первого энергоблока АС явился первым шагом по сооружению крупнейшей АСв Нечерноземной зоне России.

 Смоленская АСрасположена недалеко от западной границы России, в Смоленскойобласти. Ближайшие региональные центры: Смоленск – 150 км, Брянск– 180 км, Москва – 350 км.

 На СмоленскойАЭС эксплуатируются три энергоблока с реакторами РБМК-1000. Проектом предусматривалось строительство 4-х энергоблоков: сначала 2блока первой очереди, затем 2 блока второй очереди, но в связи с прекращением в1986 году строительства четвертого энергоблока вторая очередь осталасьнезавершенной.

 Первая очередьСмоленской АЭС относится ко второму поколению АЭС среакторами РБМК-1000, вторая очередь — к третьему. Замедлителем нейтронов вреакторах этого типа служит графит, в качестве теплоносителя используется вода.Все энергоблоки оснащены системами локализации аварий, исключающими выброс радиоактивных веществ в окружающую среду дажепри самых тяжелых предусмотренных проектом авариях, связанных с полным разрывомтрубопроводов контура охлаждения реактора максимального диаметра.

 Всеоборудование контура охлаждения размещено в герметичныхжелезобетонных боксах, выдерживающих давление до 4,5кгс/см2.

 Дляконденсации пара в аварийных режимах в составе системы локализации аварийпредусмотрен бассейн — барботер, расположенный под реактором, с запасом водыоколо 3000 м3. Специальныесистемы обеспечивают надежный отвод тепла от реакторадаже при полной потере станцией электроснабжения с учетом возможных отказовоборудования.

 Для нуждтехнического водоснабжения на реке Десна было созданоискусственное водохранилище площадью 42 км2, дляобеспечения населения хозяйственной и питьевой водой используются подземныеводы.

 Теплоснабжениепромплощадки и города в нормальном режиме обеспечивается от любого энергоблока через специальный промежуточный контур, исключающийпопадание активированных веществ в теплосети при повреждениях оборудования. Приостанове всех трех блоков в работу включается пускорезервная котельная.Энергоблоки с реакторами РБМК-1000 одноконтурного типа.Это означает, что пар для турбин вырабатывается непосредственно из воды,охлаждающей реактор. В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловоймощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВткаждый. Турбогенераторы установлены в общем для всехтрех блоков турбинном зале длиной около 600 м, каждый реактор расположен вотдельном здании. Станция работает только в базовом режиме, ее нагрузка независит от изменения потребностей энергосистемы.

 Совершенствованиюподготовки и переподготовки персонала здесь уделяетсямного внимания. Учебно-тренировочный центр на Смоленской АС был открыт в 1986г. В составе центра функционируют полномасштабный тренажер и автоматизированнаяобучающая система.

   Десногорск — город,построенный для обслуживающего персонала АЭС на берегу живописногоискусственного водохранилища, созданного на реке Десна. Расположен онв 3 км от АЭС. Население города около 40 тыс. человек. Застроен городдевяти и шестнадцатиэтажными домами. Инфраструктура Десногорска обычна длябольшинства современных российских городов. Десногорцы обеспечены медицинскимиучреждениями, телефонной связью, кабельным испутниковым телевидением, транспортом, предприятиями торговли и бытовых услуг.Кроме АЭС и вспомогательных производств, других крупных промышленныхпредприятий в городе нет.

Худграф Перспектива интерьера

История создания Смоленской АЭС

1966год: 26 сентября — Совет Министров принял постановление №800/252 о строительстве Смоленской АЭС.

1966год: 3 октября — Министерство энергетики и электрификации СССРутвердило задание на проектирование Смоленской АЭС.

1971год: 22 апреля — Совет Министров подписал документ о началеподготовительных работ по строительству САЭС.

1971год: 5 июня — Директором строящейся САЭС назначен Мельник И.А..

1972год: июль — Закладка первого пятиэтажного дома.

1974год: 24 февраля — Зарегистрирован поселок Десногорск.

1978год: октябрь — Перекрытие реки Десны. Началось заполнениеводохранилища.

1979год: Идет строительство главного корпуса.

1979год: 16 мая — Директором назначен Тепикин Л.Е.

1980год: Идет строительство блоковА, Б, В, Г.

1980год: Январь — Директором назначен Копчинский Г.А.

1981год: Введены в работу ОРУ-110 KB, ОРУ-330 KB.

Введенав работу в работу химводоочистка и начато накопление химобессоленной воды дляхолодных промывок.

1982год: 9 сентября — Начат физпуск.

1982год: 25 декабря — Государственной приемочной комиссией былподписан акт о приемке 1 энергоблока в эксплуатацию.

1983год: 10 января — Подписан приказ Министерства о Смоленской АЭС.
1983 год: 5 марта — Директором САЭС назначен Сараев Ю.П.

1985год: 4 мая — 2-й энергоблок САЭС был включен в единуюэнергосистему страны.

1986год: 10 марта — Директором назначен Поздышев Э.Н.

1986год: Июнь — Директором назначен Сараев Ю.П.

1988год: 18 февраля — Директором назначен Сафрыгин Е.М.

1989год: УказомПрезидиума Верховного Совета СССР от 31 января 1989 года поселку Десногорскприсвоен статус города областного подчинения.

1990год: 17 января — Осуществлен энергетический пуск 3-гоэнергоблока САЭС, а с 30 января была начата эксплуатация 3-го блока.

1992год: Смоленская АЭС признана лучшей АЭС России.

1993год: Смоленская АЭС победитель конкурса в системе«Росэнергоатом».

2001год: с 17 по 18 мая прошел VI Международный макси-марафон помаршрут: Десногорск — Обнинск — Москва.

2001год: 1 августа в Десногорскесостоялось торжественное открытие 14-го фестиваля Международной ассоциациимолодых атомщиков (МАМА) «Деснай».

2001год: 23 октября — Директором государственного предприятия«Смоленская атомная станция» назначен Александр Маркович Локшин.

Модернизацияи продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС

 

 В рамкахреализации Программы развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 — 2005 годы и на период до 2010 года, утвержденной Постановлением ПравительстваРоссийской Федерации от 21 июля 1998 года № 815, предусматривается продолжениеэксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срокаслужбы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающего безопасность ихдальнейшей эксплуатации.

 В настоящеевремя реализован комплекс работ по модернизации и подготовке к продолжениюэксплуатации энергоблоков 3 и 4 Нововоронежской АЭС (2001 и 2002 годысоответственно), энергоблока 1 Кольской АЭС, энергоблока 1 Ленинградской АЭС,энергоблока 1 Билибинской АЗС. Получены соответствующие лицензии ГосатомнадзораРоссии на дальнейшую эксплуатацию указанных энергоблоков.

 До 2006 годапланируется выполнить аналогичный комплекс работ по модернизации и продлениюсрока эксплуатации (ПСЭ) еще шести энергоблоков АЭС первого поколения, в томчисле;

·          в2004 году — энергоблок 2 Кольской АЭС и энергоблок 2 Билибинской АЭС;

·          в2005 году — энергоблок 2 Ленинградской АЭС и энергоблок 3 Билибинской АЭС;

·          в2006 году — энергоблок 1 Курской АЭС и энергоблок 4 Билибинской АЭС.

 При этомсуммарная установленная мощность энергоблоков с продленным сроком эксплуатациив 2006 году составит 4 762 МВт.

 Программыработ по подготовке к ПСЭ соответствующих энергоблоков АЭС ежегодно включаютсяв перечень приоритетных задач концерна «Росэнергоатом».

 На КольскойАЭС в 2003 году продолжались работы по подготовке к ПСЭ энергоблока 2.Завершена разработка отчета по углубленной оценке безопасности — основногодокумента, обосновывающего допустимость и безопасность дальнейшей эксплуатацииэнергоблока.

В декабре2003 года полный комплект документов по обоснованию возможности ПСЭ энергоблока2 передан в Госатомнадзор России в составе заявления на получение долгосрочнойлицензии после истечения 30-летнего срока эксплуатации. Полностью работы помодернизации оборудования и систем энергоблока завершатся в 2004 году.

 НаЛенинградской АЭС в 2003 году выполнен комплекс работ по подготовке к ПСЭэнергоблока 1. Закончено комплексное обследование энергоблока, определен иобоснован остаточный ресурс оборудования и систем, в том числе незаменяемыхэлементов реакторной установки, закончена разработка отчета по углубленнойоценке безопасности. Завершены строительные работы по возведению дополнительныхзданий и сооружений для размещения дополнительных систем безопасности энергоблока:

·          системыаварийного охлаждения реактора;

·          системыпитания остановленного реактора;

·          системынадежного техводоснабжения.

 Продолжаютсяработы по внедрению:

·          комплекснойсистемы управления аварийным расхолаживанием реактора;

·          второйсистемы останова реактора;

·          резервногопульта управления.

 Завершениекомплекса работ по второму этапу модернизации энергоблока 1 запланировано в2004 году.

 На основаниивыполненных работ Минатомом России принято Решение о продлении срокаэксплуатации энергоблока 1 Ленинградской АЭС на 15 лет сверх установленного.

 Полученалицензия Госатомнадзора России на продолжение эксплуатации энергоблока.Условиями действия лицензии предусмотрена дальнейшая эксплуатация энергоблокана мощности после завершения всех работ по второму этапу модернизации блока сцелью повышения уровня его безопасности.

 В 2003 годуразработан ряд организационно-технических и финансовых документов,обеспечивающих выполнение комплекса работ по подготовке к ПСЭ энергоблока 2Ленинградской АЭС. Проводились работы по комплексному обследованию оборудованияи систем энергоблока, а также по разработке отчета по углубленной оценкебезопасности. Работы по подготовке к ПСЭ энергоблока 2 Ленинградской АЭС будутпродолжены в 2004 году. На Курской АЭС продолжались начатые в 2002 году работыпо программе второго этапа модернизации энергоблока 2, предусматривающейвнедрение новых систем, повышающих безопасность и надежность работыэнергоблока:

·          второгоканала системы аварийного охлаждения реактора (САОР-2);

·          двухканальнойкомплексной системы контроля управления и защиты реактора РБМК-1000;

·          централизованногоконтроля (СЦН «Скала-микро»);

·          двухканальнойсистемы защиты реактора по расходу в групповых коллекторах;

·          двухканальнойсистемы бесперебойного электроснабжения внедряемых спецсистем.

 Завершеныстроительные работы по сооружению корпуса управления и питания (КУП-2),технологического тоннеля связи САОР-2 энергоблока 1 с энергоблоком 2,кабельного канала и др. Развернуты работы по монтажу оборудования спецсистем,технологического и электротехнического оборудования на всех модернизируемыхсистемах. Выполнена замена технологических каналов в объеме, определенномпроведенными обследованиями состояния зазора графитовая кладка — технологический канал. Окончание работ запланировано на первое полугодие 2004года. Цепью реализации мероприятий второго этапа модернизации являетсяполучение лицензии Госатомнадзора России на дальнейшую эксплуатацию энергоблока2 Курской АЭС на номинальной мощности 1 000 МВт.

 В 2003 годуначалось выполнение программы подготовки энергоблока 1 Курской АЭС к ПСЭ.Проведено комплексное обследование систем и оборудования энергоблока.

 В 2003 годув соответствии с руководящим документом эксплуатирующей организации «Основныеположения по продлению срока эксплуатации блоков АС второго поколения» (РД ЭО0327-01) и утвержденной Минатомом России Предварительной программой работ поподготовке к ПСЭ энергоблоков второго поколения продолжались работы поподготовке к ПСЭ энергоблоков второго поколения.

 Согласноутвержденным графикам проводились работы по подготовке к ПСЭ энергоблоков,проектный срок службы которых заканчивается через 7-10 лет: энергоблока 3Белоярской АЭС, энергоблока 3 Кольской АЭС, энергоблоков 3 и 4 ЛенинградскойАЭС, энергоблока 5 Нововоронежской АЭС и энергоблока 1 Смоленской АЭС.

 Учитываяважность стоящих перед отраслью задач, вопросы модернизации и продления срокаэксплуатации энергоблоков АЭС регулярно рассматривались на выездных совещанияхна площадках АЭС с участием руководства Минатома России и концерна«Росэнергоатом», а также на тематических коллегиях Минатома России.