Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Модернизации оборудования на Ростовской АЭС

Строительство Ростовской АЭС, которое началось в октябре 1979 г., в 1990 г. было остановлено. В 2000 г. Госатомнадзор РФ выдал лицензию на продолжение сооружения энергоблока №1 Ростовской АЭС с реактором ВВЭР-1000, 25 декабря 2001 г. – энергоблок №1 был принят в промышленную эксплуатацию. После возобновление работ по сооружению энергоблока №2 в феврале 2002 г., он вошел в строй 10 декабря 2010 г.

Энергоблок №3 был принят в промышленную эксплуатацию 17 сентября 2015 г. На этом блоке впервые в постсоветской истории был восстановлен метод «поточного строительства» энергоблоков АЭС, обеспечивающий более эффективное использование материальных и денежных ресурсов и соблюдение директивных сроков строительства [4]. 

С 2010 г. велось строительство энергоблока №4 с реактором ВВЭР-1000. 28 сентября 2018 г. энергоблок №4 был введен в промышленную эксплуатацию.

В марте 2023 г. в ходе ППР на энергоблоке №2 Ростовской АЭС были завершены работы по модернизации оборудования реакторного и турбинного отделений, а также систем вентиляции [24]. 

В рамках модернизации приточной вентсистемы в гермозоне энергоблока была внедрена система автоматического регулирования разрежения. Приводные турбины турбопитательных насосов оснащены электронным автоматом безопасности, в системах вентиляции внедрены средства технологического управления и контроля расхода воздуха.

В 2023 г. на станции был введен в эксплуатацию новый термический участок для отжига, нормализации и закалки металлических деталей,
необходимых для ремонта оборудования без его отправки для обработки на другие предприятия.

После завершения очередного ППР 28 февраля 2024 г. был включен в сеть энергоблок №4 РоАЭС. Были выполнены средние ремонты реакторной установки с частичной выгрузкой тепловыделяющих сборок, основного оборудования, всех трёх систем безопасности, турбогенератора с выводом ротора, основного оборудования турбинного отделения и капитальный ремонт цилиндра низкого давления турбоагрегата. Также были проведены работы по модернизации. На резервную дизельную электростанцию установлены датчики контроля температуры подшипников и охлаждающей воды цилиндров, модернизированы системы контроля уровня жидкости и вентиляции в помещениях реакторного отделения [25].

16 марта 2023 г. на энергоблоке №2 начался второй цикл эксплуатации тепловыделяющих элементов топлива нового поколения безопасности ATF. Его применение позволяет в случае внештатной ситуации либо полностью исключить, либо значительно затормозить развитие пароциркониевой реакции в активной зоне реактора [26].

А в сентябре 2023 г. на энергоблоке №1 завершилась опытно-промышленная эксплуатация ядерного топлива для реакторов ВВЭР-1000 с антидебризным фильтром второго поколения АДФ-2 [27]. Опытная партия из 12 топливных кассет ТВС-2М с антидебризными фильтрами усовершенствованной конструкции была загружена в активную зону реактора в 2018 г. Ядерное топливо успешно отработало полный цикл эксплуатации для тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000. Задача АДФ-2 – защита конструкции ТВС и твэлов от дебриз-повреждений, связанных с попаданием в активную зону реактора посторонних элементов. Результаты осмотра отработавших три топливных кампании тепловыделяющих сборок ТВС-2М с АДФ-2 подтвердили положительные результаты опытно-промышленной эксплуатации ТВС-2М с антидебрисным фильтром.

26 января 2024 г. в ППР был выведен энергоблок №4 для проведения среднего ремонта реакторной установки, основного оборудования РУ, всех трёх систем безопасности, турбогенератора с выводом ротора, основного оборудования турбинного отделения и капитального ремонта цилиндра низкого давления турбоагрегата.
Значительный объем модернизации оборудования был выполнен во время ремонтной кампании энергоблока №3, завершенной 23 июля: модернизация системы аварийного энергоснабжения, системы автоматического регулирования и защиты турбин, а также дооснащение резервных дизель-генераторных установок устройствами диагностики.

ППР энергоблока №4 дал старт самой продолжительной на РоАЭС ремонтной кампании, которая охватит все четыре энергоблока и завершится в 2025 г. окончанием ППР на энергоблоке №1. Это связано с большим объёмом работ по модернизации РоАЭС, которая проводится для продления срока эксплуатации. Масштабные работы по модернизации коснутся всех четырех энергоблоков, но самые затратные операции будут выполнены на энергоблоке №1. Это замена оборудования комплектно-распределительных устройств, управляющего канала безопасности, оборудования аварийной защиты и предупредительной защиты и контроля нейтронного потока, работы по замене оборудования в части гермопроходок полярного крана и перегрузочной машины. Будет внедрено оборудование системы контроля вибрации и модернизации регулирующих клапанов на узле питания парогенератора. Планируется замена насосного агрегата циркуляционного насоса блочной насосной станции.

На блоке №2 пройдет модернизация системы уплотнения гидроемкостей САОЗ и компенсатора давления с целью перехода на новые уплотняющие материалы. На энергоблоках №№1, 2 и 3 - модернизация системы аварийного энергоснабжения блоков, системы автоматического регулирования и защиты турбин. Дооснащение резервных дизель-генераторных установок дополнительными устройствами диагностики будет выполнено на всех четырех блоках.

22 июня 2024 г. начался плановый ремонт с элементами модернизации оборудования на энергоблоке №3. Запланированы средний ремонт реакторной установки с частичной выгрузкой топлива из активной зоны и ремонт основного оборудования реактора, ремонт систем безопасности, капитальный ремонт цилиндра низкого давления турбины, средний ремонт турбогенератора с выводом ротора и ремонт основного оборудования турбинного отделения. Будут выполнены гидродинамическая очистка и гидрохимическая промывка теплообменного оборудования, техобслуживание и ремонт оборудования башенной испарительной градирни №1, эксплуатационный контроль металла оборудования и трубопроводов, текущий и капитальный ремонт главных циркуляционных насосов.

Во время ремонтной кампании будут выполнены работы по модернизации системы аварийного энергоснабжения блока, системы автоматического регулирования и защиты турбин, дооснащению резервных дизель-генераторных установок дополнительными контрольно-измерительными приборами. Ремонтная кампания на Ростовской АЭС продолжится капитальным ремонтном энергоблока №2, а затем, с октября, средним ремонтом с продлением срока эксплуатации энергоблока №1, который завершится в феврале 2025 г.

24 июля т. г. энергоблок №2 был отключен от сети для проведения ПКР с элементами модернизации. Планируется выполнить: капитальный ремонт реакторной установки с полной выгрузкой топлива из активной зоны; ремонт основного оборудования реакторной установки; капитальный ремонт цилиндра высокого давления турбоагрегата; капитальный ремонт генератора с выводом ротора; ремонт основного оборудования турбинного отделения; ремонт систем безопасности.

4 сентября 2024 г. на площадку РоАЭС доставили высокотехнологичное оборудование для модернизации автоматизированной системы управления технологическими процессами (АСУ ТП) энергоблока №1 [29]. Сюда вошли подсистемы аварийных и предупредительных защит, аппаратура контроля нейтронного потока, шкафы АСУ ТП и датчики, созданные по специально разработанному проекту под контролем АО «РАСУ». Работы по модернизации оборудования для продления ресурса энергоблока №1 ведутся второй год. Основной объем будет выполнен в рамках ППР, запланированного на октябрь текущего года.

 

Модернизация и замещение мощностей на Курской АЭС

На Курской атомной станции используются канальные реакторы кипящего типа с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем. Это станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. Станция сооружена в две очереди: первая – энергоблоки №1 и 2, вторая – №3 и 4. Энергоблок №5 третьей очереди находится в стадии консервации.

19 декабря 2021 г. для работы в режиме без генерации был остановлен энергоблок №1 с реактором РБМК-1000. 31 января 2024 г. был остановлен энергоблок №2 с реактором РБМК-1000 [4]. 

Для развития производства электрической и тепловой энергии было начато сооружение станции замещения – Курской АЭС-2 с реакторами ВВЭР-ТОИ (типовой оптимизированный информатизированный поколения III+).

Основной этап строительства Курской АЭС-2 был начат29 апреля 2018 г. с началом бетонирования фундаментной плиты энергоблока №1. После ввода в эксплуатацию каждый энергоблок Курской АЭС-2 будет работать в режиме нормальной эксплуатации в течение 60 лет. Суммарная мощность 2 блоков — 2510 МВт, тепловая мощность реактора — 3300 МВт. Во время строительства станции реализован ряд новых идей: укороченная турбина вместо 6 цилиндров имеет только 3, что позволило построить самый маленький машинный зал в России — 42,5 м. Впервые плиты турбины установили на демпфирующих пружинах для компенсации вибраций [31].

В 2023 г. Курская АЭС сократила сроки ремонтной кампании на 39 дней, отгрузила первую партию изотопа кобальта, завершила бетонирование оболочки самых высоких в России градирен, осуществила пролив систем безопасности на открытый реактор блока №1.

В ходе ремонтно-профилактических работ энергоблока №3 в мае-июле 2024 г. были выполнены работы по модернизации и продлению сроков эксплуатации: проведены измерения параметров 240 технологических каналов и 20-ти регулирующих каналов системы управления и защиты (РК СУЗ) с использованием установок ИКС-49 и ИСТК-5М. Выполнены работы по модернизации и продлению сроков эксплуатации: управление ресурсными характеристиками 20 ячеек, замена 12 РК СУЗ, замена расходомеров, вертикальных теплообменников, эксплуатационный контроль основного металла и более 20 тысяч сварных соединений и др. Выполнены выгрузки, перестановки 75 тепловыделяющих сборок.

23 июля 2024 г. специалисты Центрального конструкторского бюро машиностроения (ЦКБМ) завершили приемо-сдаточные испытания четырех главных циркуляционных насосных агрегатов (ГЦНА) новой конструкции для энергоблока №1 Курской АЭС-2 [30]. В этих ГЦНА для смазывания и охлаждения узлов насоса и электродвигателя используется не масло, а вода, что позволяет повысить пожаробезопасность АЭС, а одновальная компоновка ведет к снижению количества подшипников в агрегате, что повышает его надежность. В ГЦНА заменено соединение валов выемной части и электродвигателя гибкой муфтой на жесткое соединение, что позволит сократить время ремонта насосного оборудования.

19 июня 2024 г. для энергоблока №1 Курской АЭС-2 доставлены первые шесть тепловыделяющих сборок [4] для холодно-горячей обкатки реакторной установки ТВС ВВЭР ТОИ – инновационного типа ядерного топлива, разработанного на базе конструкций ТВС-2М (топливо ВВЭР-1000) и ТВС-2006 (топливо для реакторов ВВЭР-1200). Эта конструкция топливных кассет обеспечивает увеличенную загрузку топлива, повышение теплотехнической надежности и более эффективный контроль активной зоны реактора в процессе эксплуатации. Всего проектом ВВЭР-ТОИ предусмотрено 163 ТВС, по 313 тепловыделяющих элементов в каждой ТВС.

В настоящее время ведется работа для обеспечения физического пуска энергоблока №1 Курской АЭС-2 до конца 2024 г. Также идут инженерно-геологические изыскания для строительства энергоблоков №3 и №4 ВВЭР-ТОИ.

Начало горячей обкатки запланировано на август с тем, чтобы в ноябре выйти на загрузку активной зоны, и в конце 2025 г. сдать блок в промышленную эксплуатацию. На инновационном курском блоке много пилотного оборудования, в том числе главные циркуляционные насосы первого контура, турбина и генератор второго контура.

 

Ремонт и модернизация оборудования на Кольской АЭС

Производство электроэнергии на Кольской АЭС обеспечивают четыре энергоблока с реакторами типа ВВЭР мощностью 440 МВт каждый. В период 1999-2003 гг. концерном «Росэнергоатом» была реализована комплексная программа работ по повышению безопасности и обеспечению ПСЭ энергоблоков №1 и 2 Кольской АЭС до 45 лет, а блоков №3 и 4 до 60 лет. В настоящее время ведутся работы по ПСЭ энергоблоков №1 и №2 до 60 лет [32]:

 «В исходном проекте энергоблока ВВЭР-440 были заложены такие положительные свойства, как значительная консервативность проекта и развитые свойства внутренней самозащищенности. Со второй половины 1980-х гг. на энергоблоках с ВВЭР-440 первого поколения реализуется принцип поэтапного повышения безопасности за счет модернизации.

Основными мероприятиями, направленными на устранение дефицитов безопасности, и реализованными на энергоблоках №1 и №2 в период 1999-2003 гг., являются:

· применение концепции «Течь перед разрушением», позволяющая значительно снизить вероятность разрывов трубопроводов первого контура Dу 200 и Dу 500;

· в результате реконструкции систем безопасности (СБ) созданы три независимых канала СБ с внутренним резервированием активных элементов.

· внедрена дополнительная система аварийной питательной воды с использованием дизель-насосных установок, позволяющая снизить зависимость от отказов по общей причине;

· реализованы технические меры по управлению запроектными авариями, такие как замена старых предохранительных клапанов компенсатора давления и парогенераторов на клапаны, удовлетворяющие требованиям действующих НД, оснащение АС передвижной аварийной РДЭС, системой аварийных КИП;

· модернизированы управляющие системы безопасности и системы аварийной защиты реактора;

· внедрена система эксплуатационного контроля за состоянием металла трубопроводов,

· модернизированы системы локализации аварий, включая установку струйно-вихревого конденсатора и установку отсечных клапанов на вентиляционных системах в местах пересечения границ контура герметизации;

· внедрен комплекс мероприятий по обеспечению хрупкой прочности корпуса реактора.

Основными мероприятиями по второму ПСЭ энергоблоков №1 и №2 до 60 лет являются:

· внедрение системы аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (САОЗ НД);

· модернизация системы аварийного охлаждения активной зоны высокого давления (САОЗ ВД);

· внедрение пассивной системы аварийного охлаждения активной зоны – системы гидроемкостей;

· модернизация спринклерной системы;

· раскрепление оборудования и трубопроводов первого контура для повышения сейсмостойкости». 

В 2019 г. на станции завершилась масштабная модернизация энергоблоков первой очереди, позволившая повысить уровень их безопасности и продлить срок эксплуатации до 2033 и 2034 гг. Кольская АЭС стала единственной в России атомной станцией, где реализована программа повторного продления сроков эксплуатации двух энергоблоков.

В ходе ремонтной кампании энергоблока №1 в марте-апреле 2021 г. выполнен ремонт реакторной установки с полной выгрузкой топлива и произведен контроль состояния корпуса реактора. В рамках модернизации произведена замена импульсно-предохранительных устройств парогенератора [33]. Предохранительные клапаны парогенераторов импортного производства заменены на клапаны Чеховского завода энергомашиностроения.

 В рамках модернизации энергоблока № 2 в сентябре-октябре 2023 г. было осуществлено 11 мероприятий, в том числе: замена насосного оборудования реакторного цеха, замена арматуры технологических систем турбинного цеха, модернизация оборудования цеха тепловой автоматики и измерений на блочном щите управления № 2. Аналогичные работы были проделаны на блоках №№1, 3 и 4.

27 февраля на Кольской АЭС стартовала ремонтная кампания 2024 г. На всех четырёх энергоблоках поочередно будут выполнены профилактические работы.

7 марта т. г. для проведения ППР был отключен первый энергоблок №1 Кольской АЭС, в ходе которого выполнены капитальный ремонт реакторной установки и профилактические работы на паротурбинной установке и турбогенераторе. Проведены замена насосов и арматуры в реакторном и турбинном отделении, модернизация резервного статора турбогенератора и кабельных линий, реализация защиты от замыкания блочных трансформаторов.

27 июня 2024 г. начался ППР энергоблока №3 Кольской АЭС: капитальный ремонт двух парогенераторов, двух главных циркуляционных насосов и трубопроводов первого контура с перегрузкой активной зоны, а также ремонт оборудования парогенераторов. В турбинном отделении проведены ремонтные работы на паротурбинных установках и турбогенераторах. Запланирован ремонт систем технической воды и трансформаторов. предусмотрена модернизация уплотнений главного разъема циркуляционного насоса в части внедрения прокладок из расширенного графита. На оборудовании второго контура модернизируются система охлаждающей воды и маслоочистительного оборудования.

В генеральной схеме проектируемой Кольской АЭС-2 запланировано два энергоблока с реакторами ВВЭР-С‑600 общей мощностью 1200 МВт. Ввод первого блока в эксплуатацию намечен на 2034 г. Готовы предложения по строительству третьего и четвертого энергоблоков суммарной мощностью 1400 МВт. Ввести объекты в эксплуатацию планируется в 2035-2044 гг. [34].

Следующий этап развития — ​ВВЭР-С (со спектральным регулированием). В проработке два проекта: средней (ВВЭР-С-СМ) и большой (ВВЭР-С-БМ) мощности. В основе первого — ​корпус реактора ВВЭР‑1000 и технические решения проекта ВВЭР‑600. Для проекта ВВЭР-С-БМ планируется использовать корпус реактора ВВЭР‑1500 и технические решения проекта ВВЭР-ТОИ. Основные отличия спектральных ВВЭР: отказ от циркониевых сплавов в активной зоне, снижение запаса реактивности за счет уменьшения начальной загрузки уранового топлива и отказ от борного регулирования.

 

Мероприятия по модернизации на Белоярской АЭС

Белоярская АЭС была сооружена в три очереди: первая – энергоблоки №1 и №2 с реактором АМБ, вторая – энергоблок №3 с реактором БН-600, третья очередь – энергоблок №4 с реактором БН-800 [4]. После 17 и 22 лет работы энергоблоки №1 и №2 были остановлены в 1981 и 1989 гг., они находятся в режиме длительной консервации с выгруженным из реактора топливом.

В настоящее время эксплуатируется два энергоблока с реакторами на быстрых нейтронах - БН-600 и БН-800. Запланировано расширение Белоярской АЭС энергоблоком №5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт.

КПД первой очереди Белоярской АЭС достигал 37%, что на несколько процентов больше, чем у многих современных АЭС. Энергоблок №3 безаварийно проработал 30 лет, после глобальной модернизации в 2010 г. срок его эксплуатации был продлён до апреля 2020 г. с правом последующего продления до 2025-2030 гг. В ходе модернизации энергоблока лопатки турбин были заменены на современные более длинные аналоги, в результате чего электрическая мощность энергоблока возросла с изначальных 600 до 625 МВт. 10 декабря 2015 г. в сеть был включен реактор БН-800 энергоблока №4.

При его строительстве были использованы лучшие наработки в этой области [35]. Теплоносителем на БАЭС служит натрий. Внутри реактора нет высокого давления, т. е. дополнительной нагрузки на оборудование. Для отвода тепла используется трехконтурная схема: между внутриреакторным и пароводяным контурами есть промежуточный, позволяющий исключить радиационное воздействие на третий контур. Помимо автоматических систем безопасности на БН-800 имеются системы "пассивного принципа". Установлена ловушка расплава топлива, способная в случае необходимости удержать топливо, предотвращая появление вторичных критических масс.

В августе 2023 г. на станции в ходе очередного ППР проводились заключительные работы по продлению срока эксплуатации энергоблока №3 с реактором БН-600 до 2040 г. Была произведена замена испарительных модулей парогенераторов и замена питательных насосов, исследовалось состояние незаменяемых элементов реакторной установки: корпуса и внутрикорпусных устройств. В рамках продления срока эксплуатации были модернизированы системы электроснабжения и дизель-генераторные установки; заменены восемь испарительных и один пароперегревательный модуль парогенератора; завершена реконструкция двух циркуляционных водоводов методом релайнинга. При модернизации сделан акцент на обновление оборудования, выработавшего свой ресурс.

В январе 2020 г. в реактор энергоблока №4 были загружены первые 18 серийных тепловыделяющих сборок с МОКС-топливом, сейчас к ним добавили ещё 160 ТВС [36]. Активная зона БН-800 теперь на треть заполнена инновационным топливом. Использование МОКС- топлива позволит вовлечь в производство не используемый сейчас изотоп урана, что в десятки раз увеличит топливную базу атомной энергетики.

10 июля 2024 г. в реактор БН-800 на энергоблоке №4 были загружены тепловыделяющие сборки с уран-плутониевым МОКС-топливом, в которые были добавлены т.н. минорные актиниды [37].  Три экспериментальных МОКС-ТВС с содержанием америция-241 и нептуния-237 были изготовлены на Горно-химическом комбинате. Дожигание минорных актинидов позволит значительно снизить радиоактивность ядерных отходов. Следующим этапом будет облучение экспериментальных тепловыделяющих сборок со СНУП-топливом (смешанное нитридное уран-плутониевое топливо) и минорными актинидами для будущего энергоблока №5 с реактором БН-1200М. На этих новых бридерах начнется дожигание минорных актинидов в промышленных масштабах. Строительство энергоблока №5 БН-1200М на Белоярской АЭС планируют начать в 2026 г.

18 июля 2024 г. на Белоярскую АЭС был доставлен 360-тонный статор генератора для энергоблока №4 с повышенными параметрами безопасности [4]. Благодаря полному водяному охлаждению обмоток статора и активной стали его сердечника обеспечивается высокий уровень пожаробезопасности и надёжности, высокая перегрузочная способность вследствие низких уровней нагрева и вибрации, отсутствие масляных уплотнений вала, а также вентиляторов и газо-охладителей.  Срок службы электрического турбогенератора в среднем составляет не менее 30 лет. Ныне действующий статор генератора был установлен в феврале 2014 г., накануне физического пуска в период первой загрузки топлива в реактор БН-800. В случае необходимости, новый статор позволит оперативно восстановить работоспособность энергоблока, продолжить устойчивую выработку энергии.

21 августа 2024 г. после ремонта с перегрузкой топлива к сети был подключён энергоблок №3 с реактором БН-600. Была проведена модернизация системы охлаждения газа генераторов с заменой газоохладительных насосов всех трех турбогенераторов энергоблока №3, что позволило продолжать стабильный отвод тепла водородом. Заменили чехлы термопар и выемную часть одного из главных циркуляционных насосов первого контура, осуществляющего циркуляцию жидкого натрия внутри реактора БН-600. Выполнили перегрузку 121 тепловыделяющей сборки в активную зону реактора. Данный ППР приблизил станцию к продлению срока эксплуатации энергоблока №3 до 2040 г.

В настоящее время станция работает на мощности 1260 мегаватт двумя энергоблоками. 

 

Билибинская АЭС

Билибинская АЭС с четырьмя энергоблоками электрической мощности 48 МВт (4×12 МВт) обеспечивает жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки. Первый энергоблок был запущен в начале 1974 г. В конце года заработал второй энергоблок, через год — третий, а к концу 1976 г. четвертый.

С учетом теплофикационных отборов пара необходимая паропроизводительность реакторной установки была определена в 95,5 т/ч при температуре питательной воды 107°С, что соответствует тепловой мощности реакторной установки 62 МВт. В реакторных установках станции задействованы канальные водографитовые реакторы ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа на тепловых нейтронах, его прототипы — ​установки AM и АМБ).

При снижении температуры воздуха до –50°С АЭС работает в теплофикационном режиме и развивает теплофикационную мощность 100 Гкал/ч при снижении генерируемой электрической мощности до 38 МВт.

Первый блок Билибинской проработал сверх проектного срока и в 2018 г. был остановлен для вывода из эксплуатации. Было выгружено облученное ядерное топливо из активной зоны в бассейн выдержки. При помощи мини-роботов отобрали образцы металла бака биологической защиты и нижней плиты реактора. По итогам анализа их ресурсных характеристик было принято решение о продлении срока службы блоков №2, 3 и 4 до 2025 г. (директор АЭС К.Г. Холопов) [38].

«С начала 1990‑х гг. большая часть оборудования трубопроводов, приборного парка, электрооборудования была заменена на аналоги с улучшенными характеристиками. На блоках №3 и 4 поменяли генераторы, рычажные главные предохранительные клапаны — ​на современные пружинные отсечные регулирующие клапаны, каналы охлаждения стержней системы управления и защиты СУЗ — ​на четырехтрубные. Внедрили новые защиты реактора и дополнительную систему остановки реактора. Модернизировали электрическую часть станции, радиаторные охладители. Повысили надежность и устойчивость АЭС. Все действующие блоки №2, 3, 4 прослужат полвека вместо запланированных 30 лет.

Наличие места в приреакторных бассейнах выдержки для выгрузки ОЯТ было одним из главных условий получения лицензии на продление до 2025 г. Для снижения скорости заполнения бассейнов было принято решение о работе станции на пониженном уровне мощности. Основную нагрузку в снабжении потребителей Чаун-Билибинского энергоузла взяла на себя введенная в 2019 г. ПАТЭС.

После увеличения проектной вместимости бассейнов №1, 2 начали уплотнение в них тепловыделяющих сборок и перемещение каналов СУЗ из бассейнов в освободившиеся ячейки реактора остановленного блока №1.  То же проделано с бассейном №3, что позволит Билибинской АЭС доработать до конца 2025 г. В дальнейшем ОЯТ будут перемещены в транспортно-упаковочные комплекты, для чего сооружается узел перегрузки и временного хранения».

Билибинская АЭС продолжает генерировать электроэнергию тремя энергоблоками общей электрической мощностью 36 МВт в 2024 г. согласно плановым показателям, а также обеспечит перераспределение её объемов в системе Чаун-Билибинского энергоузла на время плановых ремонтных работ на ПАТЭС «Академик Ломоносов». 

 

Модернизационные работы на ПАТЭС

Плавучий энергетический блок «Академик Ломоносов», предназначенный для работы в составе плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС), оснащен двумя реакторными установками КЛТ-40С, способными обеспечить в номинальном режиме 70 МВт электроэнергии и до 50 Гкал/ч тепловой энергии для нагрева теплофикационной воды. ПАТЭС замещает выбывающие мощности Билибинской АЭС и Чаунской ТЭЦ. 

19 декабря 2019 г. ПАТЭС выдала первую электроэнергию в сеть Чаун-Билибинского узла Чукотского АО. 30 июня 2020 г. было подано первое тепло от ПАТЭС в 5-й мкр г. Певек.

В конце июля 2023 г. специалисты ПАТЭС приступили к работам по модернизации системы безопасности энергоблока и перезагрузке ядерного топлива [39]. Впервые в реакторы обогащенный уран загрузили в 2018 г.  Отработанное топливо останется на станции. Для этого на борту ПАТЭС предусмотрено изолированное хранилище, заполненное водой. Во время ремонта произведена модернизация систем станции. Установлены дополнительные рекомбинаторы водорода для снижения концентрации водорода под защитной оболочкой блоков атомных станций.

При ремонте внутренних устройств парогенераторов на первом энергоблоке плавучей атомной теплоэлектростанции в 2023 г. использовались парогенераторы, которые эксплуатировались на одном из кораблей (РЭА, А. Шутиков) [40]. По проекту замена внутренних устройств парогенераторов должна была выполняться в заводских условиях после того, как оборудование полностью выработает свой ресурс - 12-15 лет. «Но начиная с первых лет эксплуатации плавучего блока в парогенераторах начали выходить из строя теплообменные трубки. И тогда было решено ремонтировать парогенераторы на месте». Такое решение стратегически важно для концерна, так как в будущем подобные ремонтные работы можно будет выполнять на плавучих энергоблоках прямо на месте их базирования, не придётся ставить замещающие источники энергоснабжения на время таких ремонтов, не будет перерыва в эксплуатации ПАТЭС.

19 декабря 2023 г. ППР реакторной установки №1 был завершен. Из-за дефектов трубной системы парогенераторов ПАТЭС, введённая в промышленную эксплуатацию в мае 2020 г., до сих пор не вышла на располагаемую мощность. Вторая реакторная установка находится в работе. Плановый ремонт по замене выемных (внутренних) устройств двух парогенераторов на первом энергоблоке планировалось завершить до конца 2023 г., в 2024 г. запланирован ремонт трёх парогенераторов на втором блоке. К 2025 г. станция выйдет на мощность в 70 МВт.

Cтроительство новых атомных мощностей. Курс на Восток

На Восточном экономическом форуме во Владивостоке в сентябре т. г.  глава «Росатома» А. Лихачëв процитировал слова В.В. Путина о том, что в 2030 гг. должна появиться «большая мощность» на Дальнем Востоке. Новые АЭС нужны, чтобы сгладить грядущий дефицит электроэнергии в стране. По заявлению министра энергетики РФ Сергея Цивилева, «дефицит электрической энергии в ОЭС Востока к 2030 г. может достигнуть 10,7 млрд кВт∙ч, что потребует сооружения не менее 1,6 ГВт гарантированной генерации дополнительно к реализуемым проектам». Дефицит установленных мощностей начинает сдерживать экономический рост в стране.

​«Планы по размещению на Дальнем Востоке атомных электрогенерирующих мощностей были ещё у основателей атомной отрасли. Сегодня планы строительства атомной генерации на Дальнем Востоке включают в себя проекты в четырех регионах. К 2042 г. в них должны заработать 10 инновационных энергоблоков средней и малой мощности. Вырабатываемая ими энергия станет основой для экономического роста и развития промышленности Приморья, Камчатки, Якутии и Хабаровского края».

Блоки включены в генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2042 г. Проект «Генеральной схемы размещения объектов электроэнергетики до 2042 г.» в августе т. г. был вынесен на общественное обсуждение. Согласно документу, к этому сроку в России будет введено 28 ГВт новых атомных генерирующих мощностей. Наибольший прирост планируется обеспечить в Сибири, на Дальнем Востоке и Урале за счет строительства 13 энергоблоков большой и средней мощности. Не менее 2,4 ГВт атомной генерации появятся в Объединенной энергосистеме Востока, запланировано сооружение Приморской и Хабаровской АЭС на 1,2 ГВт каждая. По  мнению А. Лихачёва, решение о строительстве атомных станций большой мощности за Уралом — событие исторического масштаба. В планах «Росатома» — региональная экспансия. «Атомная энергетика шагнет за Урал. Сейчас основная мощность сконцентрирована в центральной части страны. Мы должны зайти в Сибирь, на Дальний Восток».

По расчетам госкорпорации, в стране появятся еще семь атомных регионов. Планы довольно амбициозные: к 2042 г. «Росатому» требуется построить минимум 29 энергоблоков общей мощностью 30 ГВт, а общую выработку энергоблоков довести до уровня 360 млрд кВт•ч. Суммарный объем атомной энергомощности в стране вырастет в полтора раза. До 2035 г. предстоит построить 17 энергоблоков: и традиционные реакторы ВВЭР большой мощности, и проекты нового поколения, и малые станции в наземном и в мобильном плавучем исполнении. «Росатом» предлагает рассмотреть возможность строительства на Дальнем Востоке атомных энергоблоков с реакторными установками ВВЭР-1000.

 

Заключение

Как бы ни модернизировались и ни продлялись сроки службы действующих энергоблоков АЭС, наступает момент, когда их требуется заменить на новые энергоустановки.

В соответствии с Генеральной схемой размещения объектов электроэнергетики России Концерн «Росэнергоатом» обеспечивает планомерный рост доли атомной энергии в энергобалансе страны за счет сооружения новых блоков атомных электростанций. Уже прописанные в действующих документах планы включают в себя строительство к 2035 г. 17 ГВт новых мощностей, включая блоки на новых площадках – в Костромской, Нижегородской области, Якутии и на Чукотке [41]. Новых мощностей хватит для замещения того, что будет закрыто не только к 2035 г., но и к 2045 г., к которому суммарно закроется 13,5 ГВт.

Согласно действующей Генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики планируется ввести следующие новые атомные блоки:

2 ВВЭР ТОИ на Ленинградской АЭС-2 к 2030 г.

1 ВВЭР-600 на Кольской АЭС к 2035 г.

4 ВВЭР ТОИ на Курской АЭС-2. Блоки 1 и 2 к 2025 г., блок 3 к 2030 г., блок 4 к 2035 г.

2 ВВЭР ТОИ на Смоленской АЭС-2 к 2030 г.

БН-1200 на Белоярской АЭС к 2035 г.

1 ВВЭР ТОИ на Центральной (Костромской) АЭС (г. Буй) к 2035 г.

2 ВВЭР ТОИ на Нижегородской АЭС (пос. Монаково) к 2035 г.

2 РБН на 2,51 ГВт на Южноуральской АЭС (Челябинская обл.).

4 РБН на 5,02 ГВт на Красноярской АЭС,

2 ВВЭР-С/600 на Новочеркасской АЭС (Ростовская обл.)

2 ВВЭР-С/600 на Приморской и Хабаровской АЭС (по 1,2 ГВт).

Первый энергоблок атомной электростанции в Дальневосточном федеральном округе (ДФО) может быть запущен в 2032 г. (А. Лихачев на ВЭФ-2024).

Будут внедряться энергоблоки с реакторами типа ВВЭР-ТОИ и ВВЭР-С [42]. Вывести планируется 10,37 ГВт атомных мощностей блоков РБМК-1000, ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ЭГП-6, БН-600. Основной объем вывода придется на 2031-2042 гг.

Внешние вызовы диктуют необходимость объединить процессы вывода, ремонта, модернизации действующих АЭС и ускорить создание новых атомных мощностей для того, чтобы обеспечить растущую экономику нашей страны энергией в полном объеме для реализации всех поставленных целей дня сегодняшнего и будущего.

Материал подготовила Т.А. Девятова

Использована информация сайтов: https://habr.com/ru/hubs/popular_science, https://www.ruscable.ru/news, https://atommedia.online, https://atomvestnik.ru, https://www.kommersant.ru, https://wtcmoscow.ru/company/news, https://www.rosenergoatom.ru, tass.ru›mezhdunarodnaya-panorama, strana-rosatom.ru, atomic-energy.ru, https://minenergo.gov.ru, https://novainfo.ru, https://dzen.ru, https://atomicexpert.com, https://www.rosatom.ru/journalist/news, vk.com, atomicexpertnew.ru, http://aer-rea.ru, interfax.ru.

 

Дополнительные источники

1. https://tass.ru/ekonomika/17851257 Доля атомной генерации в энергобалансе России к 2045 г.

2. https://habr.com/ru/hubs/popular_science/articles Новые АЭС в России и рост доли атома

3. strana-rosatom.ru 2022/03/14/ К 2045 г. в России могут ввести новые энергоблоки

4. rosenergoatom.ru Станции и проекты

5. https://www.ruscable.ru/news Продление сроков эксплуатации энергоблоков действующих АЭС

6. atomicexpertnew.ru›    Распланировать атомное будущее 

7. rosenergoatom.ru Год с новым: Александр Шутиков — о том, легко ли быть главным
8.https://dzen.ru/ Росатом продлит сроки эксплуатации атомных станций.

9. https://www.rosenergoatom.ru/index.html Концерн «Росэнергоатом». Оперативная информация

10. atominfo.ru Блок №3 Балаковской АЭС отключён для проведения очередного ППР.

11. atomvestnik.ru›2021/05/08/       Логика обновления

12. https://enesystem.ru/ Новости электроэнергетики Автор: admin19.05.2021

13. https://www.atomic-energy.ru/news/2023/10/31 28.10.2023 г. энергоблок №2 был включен в сеть

13 а. atomic-energy.ru›news/2024/09/09/149098 СНИИП произвел оборудование для модернизации энергоблока № 2 Калининской АЭС

14. https://strana-rosatom.ru/2024/03/18 На седьмом энергоблоке Ленинградской АЭС залили первый бетон

15. strana-rosatom.ru›2024/07/01 Сколько жизней у РБМК‑1000.

16. https://eadaily.com/ru/news/2023/11/16/         Энергоблок вновь остановился из-за повреждения лопаток

17. atominfo.ru, 15 августа 2024 г. для проведения ПКР был остановлен энергоблок №5

18. https://strana-rosatom.ru/2023/11/16 Как выпрямляли графит на реакторах РБМК

19. https://nrs-journal.ru/upload/iblock  Асмолов В. Г., Поваров В. П, Витковский С. Л., Меремьянин А. Ю., Тарасенко И. А. Итоги повторного продления срока эксплуатации энергоблока № 4 НВАЭС

20. https://www.kommersant.ru/doc/6365204 Шестой энергоблок Нововоронежской АЭС могут перевести на 18-месячный топливный цикл

21. https://www.atomic-energy.ru/news/2023/09/15 14.09.2023 г. энергоблок №5 НВ АЭС вышел на 100%-ную мощность

22. https://vk.com/wall-131845999_28397 На энергоблоке №6 НВ АЭС приступили к уникальной операции по установке нового статора турбогенератора

23. interfax.ru›business/977723 Энергоблок №8 мощностью 1,2 ГВт планируют построить...

24. https://www.atomic-energy.ru/news/2023/03/14 На энергоблоке №2 Ростовской АЭС завершились работы по модернизации оборудования

25. https://www.atomic-energy.ru/news/2024/03/01 28.02.2024 г. энергоблок №4 РоАЭС включен в сеть

26. https://www.rosatom.ru/journalist/news второй цикл эксплуатации тепловыделяющих элементов топлива нового поколения безопасности

27. spec.tass.ru›rosatom2023/ 141 достижение атомной отрасли в 2023 г.  

 28. atech.ru Продление сроков эксплуатации АО "Атомтехэнерго"

29. tass.ru›ekonomika/21764949 На Ростовскую АЭС доставили оборудование для...

30. gtrkkursk.ru›news/55060  Машиностроители Росатома успешно завершили приёмочные...

31. dzen.ru При сооружении Курской АЭС-2 используются уникальные технологии

32. https://docs.yandex.ru/docs/view?tm=1721039431&tld Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-440 до 60 лет

Балакин Д.Ю., Кокорин В.Ю., Ташлыков О.Л., УралЭНИН, ФГАОУ ВО «УрФУ»

33. https://www.atomic-energy.ru/news/2021/04/28 энергоблок №1 Кольской атомной станции включен в сеть. 

34. murmansk.mk.ru›economics/2024/07/28/  Специалисты Кольской АЭС готовы построить  энергоблок...

35. E1.ru›text/longread/2020/09/25/69481179/

Как работает Белоярская атомная станция.

36. neftegaz.ru «Новости Атомная энергетика»

На энергоблоке с реактором БН-800 Белоярской АЭС выполнена...

37. https://www.atomic-energy.ru/news/2024/07/10/147502 Росатом впервые загрузил МОКС-топливо с минорными актинидами в быстрый реактор БН-800 Белоярской АЭС 

38. https://strana-rosatom.ru/2023/05/29 Прошлое, настоящее и будущее Билибинской АЭС С. Романова, К. Шубкина, Р. Липчинский

39. https://www.mk-chukotka.ru/social/2023/08/29 Масштабный ремонт начался на ПАТЭС в Певеке 40. https://peretok.ru/news/engineering/27205/ Ремонт ПАТЭС осуществлён за счёт установки «практически новых» парагенераторов, снятых с корабля

41. bumaga-39.ru›150724 На встрече главы "Росатома" А. Лихачева с президентом...

42. interfax.ru›russia/977355 "Росатом" может ввести в РФ до 2042 г. почти 28,5 ГВт.