Рбмк

Выработка электроэнергии на российских АЭС (филиалы АО «Концерн Росэнергоатом», входит в Электроэнергетический дивизион Госкорпорации «Росатом») за 4 месяца 2021 года составила 75,313 млрд кВтч, что на 8,2 % выше аналогичного показателя 2020 года – 69,618 млрд кВтч.

Только за апрель этого года атомные станции выработали 18,079 млрд кВтч, что на 9,5% больше выработки за апрель 2020 года (16,515 млрд кВтч).

Ленинградская АЭС: энергоблок № 6 (ВВЭР-1200) включен в сеть после планового ремонта.

02 мая 2021 года в 23:05 мск энергоблок №6 ВВЭР-1200 Ленинградской АЭС включен в сеть после текущего ремонта на вспомогательном оборудовании станции и в настоящее время несет нагрузку 1150 МВт.

Ленинградская АЭС: энергоблок № 4 (РБМК-1000) включен в сеть после планового ремонта.

9 мая 2021 г. энергоблок №4 Ленинградской АЭС (филиал АО «Концерн Росэнергоатом», Ленинградская область) после проведения планового ремонта выведен на 100% мощности.

В ходе ремонта был осуществлен комплекс работ по внутриреакторному контролю и управлению ресурсными характеристиками реакторной установки.

«Ремонтные службы атомной станции и работники «Ленатомэнергоремонта» (филиала АО «Атомэнергоремонт») успешно справились с поставленными задачами и даже смогли их выполнить почти на 12 суток раньше намеченного срока, что можно считать хорошим подарком атомщиков к майским праздникам», – отметил заместитель главного инженера по ремонту Павел Лаврентьев.

Ленинградская АЭС приняла на работу робота, не имеющего аналогов в мире

Робот отработал в реальных условиях под слоем воды непосредственно в бассейне выдержки энергоблока № 6, где после выгрузки из реактора ВВЭР-1200 будут храниться отработавшие топливные элементы.

Бассейн выдержки - это железобетонная конструкция с металлической облицовкой, заполненная водой с борной кислотой. Целостность и герметичность бассейна - важная составляющая ядерной и радиационной безопасности атомной станции. Мониторингу его состояния уделяется большое внимание.

“Аналогов роботу в мире нет. Диагностика и ремонт бассейнов на АЭС производится силами персонала. Для этого необходимо выгрузить топливные элементы и слить борный раствор, - отметил главный инженер Ленинградской АЭС-2 Александр Беляев. - На это уходит несколько дней. Наш робот справляется с такой задачей за несколько часов. При этом нет необходимости доставать топливо из бассейна”.

Робот представляет собой многофункциональный комплекс, оснащенный высокоточной системой позиционирования и видеонаблюдения, которые позволяют ему отлично ориентироваться в бассейне без удаления воды и топлива.

С помощью ультразвука система может безошибочно обнаружить возможные течи, определить их координаты, зачистить дефектную поверхность и методом сварки отремонтировать металлическую облицовку. За всем технологическим процессом оператор наблюдает и управляет при помощи специального пульта.

В случае необходимости робот позволит оперативно ликвидировать протечки в бассейне выдержки и сохранить проектный уровень воды, не допустив тем самым оголения и последующего расплавления тепловыделяющих элементов с топливом, минимизировав манипуляции с отработанным топливом.

На Белоярской АЭС отключен от сети энергоблок № 4 (БН-800)

4 мая 2021 года в 13:45 местного времени (11:45 МСК) действием автоматики по штатному алгоритму отключен от сети энергоблок № 4. Причины отключения энергоблока выясняются.

Энергоблок № 3 продолжает работу в соответствии с диспетчерским графиком. Отклонений от пределов и условий безопасной эксплуатации Белоярской АЭС нет. Радиационная обстановка на территории расположения Белоярской АЭС находится на уровне естественных значений природного фона.

«Атоммаш» приступил к изготовлению колен главного циркуляционного насоса для АЭС «Куданкулам» (Индия)

Волгодонский филиал «АЭМ-технологии» (входит в машиностроительный дивизион Росатома – «Атомэнергомаш») приступил к штамповке трубных заготовок — колен главного циркуляционного насоса (ГЦН) для блоков № 5 и № 6 АЭС «Куданкулам» (Индия).

Работы проводятся в два этапа на термопрессовом участке «Атоммаша». Сначала специалисты с помощью пресса придали заготовкам необходимую овальную форму. На втором этапе состоялась гибка изделий. После двухступенчатой выдержки в печи при температуре от 870 до 1080 градусов колено поместили в специализированный штамп. Под давлением пресса усилием 6000 тонно-сил заготовке придали изгиб в 29 градусов.

После штамповки изделия проходят механическую обработку. Всего на производстве «Атоммаша» будет изготовлено восемь колен ГЦН для двух блоков станции.

Для справки:
Главный циркуляционный насос — изделие первого класса безопасности. На атомной станции он обеспечивает циркуляцию теплоносителя по трубам главного циркуляционного трубопровода, из реактора в парогенератор и обратно.

«Атоммаш» отгрузил парогенераторы нового типа для Курской АЭС-2

Волгодонский филиал АО «АЭМ-технологии» (входит в машиностроительный дивизион Росатома — «Атомэнергомаш») отгрузил комплект парогенераторов для энергоблока №1 Курской АЭС-2. Изделия весом 355 тонн каждый, преодолеют по Дону 1500 км до Воронежа. Далее теплообменные аппараты погрузят на железнодорожный транспортер и по железной дороге доставят до площадки заказчика.

Модификация оборудования с реакторной установкой ВВЭР-ТОИ предусматривает новую конструкцию, в которой отсутствует коллектор пара в верхней части парогенератора. Пар выходит из одного патрубка, который напрямую соединен с паропроводом. Длина парогенератора увеличена на один метр и составляет 15 метров, диаметр — более 4 метров. В средней части расположены коллекторы для подвода и отвода теплоносителя, где закреплены концы 11 000 теплообменных труб — змеевиков. Диаметр труб составляет 16 мм, длина — от 11 до 17 метров.

Парогенератор ПГВ-1000МКО (тип, входящий в проект ВВЭР-ТОИ), обладает повышенной паропроизводительностью и тепловой мощностью — 1652 т/ч, в сравнении, ПГВ-1000МКП реакторной установки ВВЭР-1200 — 1602 т/час. Номинальная тепловая мощность парогенератора ПГВ-1000МКО — 828 МВт, для ПГВ-1000МКП — 803 МВт.

Проект ВВЭР-ТОИ также предполагает новую компоновку оборудования на АЭС. Парогенераторы располагаются в два ряда по два парогенератора в ряду. В предыдущих проектах парогенераторы располагались вокруг ядерного реактора тангенциально.

Для справки:
Парогенератор — теплообменный аппарат, является частью реакторной установки и относится к изделиям первого класса безопасности. В состав оборудования одного энергоблока АЭС входят четыре парогенератора.
Проект Курской АЭС-2 включает в себя четыре энергоблока с российскими реакторными установками типа ВВЭР-ТОИ (водо-водяной энергетический реактор типовой оптимизированный информатизированный) сооружаются по проекту ВВЭР-ТОИ, и соответствуют требованиям МАГАТЭ в области безопасности. Мощность каждого энергоблока составит 1300 МВт.

Первый энергоблок Белорусской атомной станции включен в сеть

6 мая первый энергоблок Белорусской атомной электростанции включен в сеть после проведения регламентных работ, предусмотренных этапом опытно-промышленной эксплуатации.

Специалисты приступили к комплексному опробованию оборудования энергоблока на номинальном уровне мощности реакторной установки, которое продлится в течение 15 суток.

Комплексное опробование завершит этап опытно-промышленной эксплуатации блока.

Ядерное топливо энергоблока № 2 Белорусской АЭС готово для начальной загрузки в реактор

На Белорусской АЭС (генеральный проектировщик и генеральный подрядчик — Инжиниринговый дивизион Госкорпорации «Росатом») успешно завершился этап завоза и проведения входного контроля ядерного топлива (тепловыделяющих сборок (ТВС) и поглощающих стержней системы управления и защиты (ПС СУЗ)) для начальной загрузки в реактор энергоблока № 2.

Процесс входного контроля проводился профильными специалистами РУП «Белорусская АЭС» с участием представителей генерального подрядчика АО «Атомстройэкспорт» и завода-изготовителя топлива —Новосибирского завода химконцентратов (ПАО «НЗХК»; предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»). Каждый этап приемки контролировали сотрудники Государственного атомного надзора Республики Беларусь.

В соответствии с регламентом проведения процесса входного контроля специалисты проверяли сопроводительную документацию, внешнее состояние топливной продукции, контрольные геометрические параметры, целостность технических средств индикации доступа к тепловыделяющим сборкам.

По итогам был подписан акт, подтверждающий успешное прохождение входного контроля на площадке, надлежащее качество и готовность поставленной партии ядерного топлива к начальной загрузке в реактор. До начала загрузки в реактор энергоблока № 2 все топливо будет находиться в хранилище свежего топлива, обеспечивающем соблюдение необходимых условий для хранения.

ТПУ получил лицензию на эксплуатацию реактора на десять лет

Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т Томского политехнического университета продлил лицензию на право эксплуатации сроком на десять лет.

«Получение лицензии надзорного органа — Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзора) — процесс всегда очень непростой, тем более когда речь идет о столь длительном сроке. Комплект документов, обосновывающих безопасность установки, мы подали на согласование в 2019 году. Затем Ростехнадзор назначает экспертизу безопасности, которую проводит экспертная организация. Эти работы занимают порядка девяти месяцев. В итоге мы получаем экспертное заключение, в котором учитываются все замечания и рекомендации. И наконец мы получили лицензию. Очень благодарны всему коллективу реактора, принимавшему активное участие во всех этапах лицензирования. Сейчас, получив лицензию, мы и дальше будем заниматься работой по совершенствованию нашей деятельности», — говорит начальник учебно-научного центра «Исследовательский ядерный реактор» Артем Наймушин, уточняя, что лицензия на право эксплуатации введена приказом врио ректора ТПУ Андрея Яковлева.

Он добавляет, что экспертное заключение учитывает множество аспектов, связанных с соблюдением требований по физической защите, ядерной и радиационной безопасности, защите персонала, населения и другим. Кроме того, коллектив реактора готовит ежегодные отчеты о состоянии уникальной научной установки для надзорного органа.

Исследовательский ядерный реактор ТПУ является единственным в стране действующим университетским реактором. В прошлом году завершились работы по очередной модернизации в рамках федеральной целевой программы «Исследования и разработки».

Проект предусматривал модернизацию исследовательского комплекса и расширение его функциональных возможностей путем включения уникального набора пользовательских станций: экспериментального автоматизированного комплекса для легирования полупроводниковых материалов, многофункционального комплекса облучения мишенных образцов на выведенных нейтронных пучках, устройства генерации когерентного гамма-излучения, установки для исследования взаимодействия ядерных материалов с химически активными газами, цифрового спектрометрического комплекса позитронной спектроскопии, комплекса наработки технических и медицинских изотопов, комплекса по созданию радиофармацевтических препаратов.

Реактор ИРТ-Т предназначен для изучения нейтронов, нейтронного излучения, объектов микромира, для проведения фундаментальных и прикладных исследований на переднем крае науки. Он помогает создавать новые материалы и технологии в энергетике, разрабатывать перспективные лекарственные препараты и технологии ядерной медицины.

На этом всё, спасибо за внимание к атомной отрасли!

Фото в пост взяты из соответствующих новостных статей, ссылки на которые приведены выше, а также из фотобанков Росатома и Росэнергоатома.