Атомная энергия

Атомная энергия

Управление образования Кушвинского городского округа.

МОУ СОШ №1

ПРОЕКТНАЯ РАБОТА ПО ПРЕДМЕТУ:

ФИЗИКА

Автор:xxx,

Педагог: xxx

г. Кушва, 2007 г.

Оглавление

1. Атомная энергия

2. Преобразование энергии

3. Виды и источники энергии

4. Мощность

5. Преобразование энергии

6. История развития атомной энергетики

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

8. Радиационная безопасность атомных станций

9. Белоярская АЭС

10. Билибинская АЭС

11. Волгодонская атомная станция

12. Калининская атомная станция

13. Кольская атомная станция

14. Курская атомная станция

15. Ленинградская атомная станция

16. Нововоронежская атомная станция

17. Смоленская атомная станция

18. Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС

Атомная энергия.

Мы часто употребляем слово «энергия». О сорте шоколада говорят, что он хорошо компенсирует затраты энергии, о полном сил человеке - «сгусток энергии», а учителей и воспитателей призывают энергичнее принимать меры.
Учёные занимаются физикой высоких энергий, политики и экономисты обсуждают использование энергии солнца, ветра и атомного ядра. Но даже специалистам трудно сказать, что же это такое - энергия!
Весьма близким к истине было бы определение энергии как запасенной работы или способности совершать работу. Итак, энергия необходима для того, чтобы начать какое-либо движение, ускорить перемещение, что-то поднять, нагреть и осветить. Без энергетической подпитки невозможно любая жизнедеятельность, не двигаются автомобили, не работает отопление. Энергия не может ни возникнуть из ничего, не исчезнуть бесследно. Но она может быть получена из природных ресурсов, таких как уголь, природный газ или уран, и превращена в удобные для нас формы, например в тепло или свет. В окружающем нас мире мы находим различные формы накопления 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.

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

Преобразование энергии.

Основные понятия. Механическая энергия

Определение: Энергия это мера возможности совершить работу. Для примера: Сжатая пружина в механических часах обладает энергией достаточной для работы часов в течении суток или более. Батарейки в детской игрушке позволяют ей работать в течении нескольких часов. Раскрутив детский волчок, можно сообщить ему энергию достаточную для вращения в течении некоторого времени.

Энергия и работа связанные между собой понятия, единицей для их измерения служит Джоуль [Дж]. Одно из определений работы из курса физики:

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

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

где, ускорение свободного падения:

масса груза:

следовательно работа при опускании груза:

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

Движущиеся тело может столкнувшись с другими телами вызвать их движение (совершить работу). В этом случае речь идет о кинетической энергии. Сжимая (деформируя) пружину, мы сообщаем ей потенциальную энергию деформации (возможность совершить работу при распрямлении). В повседневной жизни мы наблюдаем непрерывное перетекание энергии из одного вида в другие. Подбросив мяч мы сообщаем ему кинетическую энергию, поднявшись на высоту h он приобретает потенциальную энергию, в момент удара о землю мяч подобно 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, видом энергии, которым человек пользуется на протяжении почти всей своей истории является тепловая энергии. Наглядное представление о тепловой энергии человек получает с пеленок: это горячая пища, тепло систем отопления в современной квартире (если его не отключили), или тепло печки в деревенском доме. Что же представляет собой эта энергия с точки зрения физики? Каждое физическое тело состоит из атомов или молекул, в жидкостях и газах они хаотично движутся, чем выше скорость движения, тем большей тепловой энергией обладает тело. В твердом теле подвижность молекул или атомов значительно ниже чем в жидкости, а тем более в газе, молекулы твердого тела только колеблются относительно некоторого среднего положения, чем сильнее эти колебания тем большей тепловой энергией обладает тело. Нагревая тело (сообщая ему тепловую энергию), мы как бы раскачиваем его молекулы и атомы, при достаточно сильном "раскачивании" можно выбить молекулы со своего места и заставить хаотично двигаться. Этот процесс плавления наблюдал каждый, нагревая в руке кусочек льда. Продолжая нагрев мы как бы разгоняем движущиеся молекулы, при достаточном разгоне молекула может выйти за переделы тела. Чем больше нагрев, тем больше молекул могут покинуть тело, в конце концов, передав телу достаточное количество тепловой энергии можно превратить его в газ. Такой процесс испарения протекает кипящем чайнике.

Электрическая энергия

Мельчайшей электрически заряженной частицей является электрон, который в ходит в состав любого атома. Для нейтрального атома суммарный отрицательный заряд электронов равен положительному заряду ядра, а заряд всего атома равен нулю. Если удалить несколько электронов, то сумма зарядов электронов и ядра станет больше нуля. Если добавить лишних то атом приобретет отрицательный заряд. Из физики известно что два противоположно заряженных тела притягиваются. Если на одном теле сосредоточить положительный заряд (удалить с атомов электроны) а на другом отрицательный (добавить электроны), то между ними возникнут силы притяжения, но на больших расстояниях эти силы очень малы. Соединив эти два тела проводником (например металлической проволокой в которой электроны очень подвижны) мы вызовем движение электронов от отрицательно заряженного тела к положительно заряженному телу. Движущиеся электроны могут совершить работу (например накалить нить электролампы) следовательно заряженные тела обладают энергией. В источнике электрической энергии происходит разделение положительных и отрицательных зарядов замыкая электрическую цепь мы, как бы позволяем разделенным зарядам соединится но при этом заставляем их выполнить необходимую нам работу.

Химические источники энергии.

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

Углерод в ходящий в состав любого органического топлива (уголь, дерево, нефть, газ), взаимодействуя с кислородом атмосферы образует углекислый газ и выделяется тепловая энергия.

Химические реакции могут происходить как с поглощением так и с выделением энергии, сама энергия может быть как тепловой так и электрической. В автомобильном аккумуляторе при работе происходит выделение электрической энергии, при зарядке происходит поглощение электрической энергии.

Ядерный источник энергии

Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении:

где с = 300 000 000 м/с - скорость света;

таким образом тело человек массой 70 кг содержит в себе энергию

такое количество энергии реакторная установка РБМК-1000 выработает только за две тысячи лет работы. Главная проблема научится превращать массу в полезную энергию. Первый шаг для решения этой проблемы человечество сделало освоив военное и мирное использование энергии деления ядер. В самом первом приближении процессы, происходящие в ядерном реакторе, можно описать как непрерывное деление ядер. При этом масса целого ядра до деления больше массы получившихся осколков. Разница составляет примерно 0.1 ? массы разделившегося ядра. Разумеется до полного превращения массы в энергию еще очень далеко, но уже такое, не обнаруживаемое обычными весами, изменение массы топлива в реакторе позволяет получать гигантское количество энергии. Изменение массы топлива за год непрерывной работы в реакторе РБМК-1000 составляет приблизительно 0.3 г, но выделившаяся при этом энергия такая же, как при сжигании 3000000 (три миллиона) тон угля.

Мощность.

В практике, когда мы говорим о источнике энергии нас, как правило, интересует его мощность. Поднять тысячу кирпичей на пятый этаж строящегося дома, можно краном, а можно и с помощью двух рабочих с носилками. И в том, и в другом случае совершенная работа и затраченная энергия одинакова, отличаются только мощности источников энергии. Определение: Мощность источника энергии (машины), это количество полученной энергии (совершенной работы) в единицу времени.

мощность= энергия(работа)/время

размерность [Дж/сек = Вт]

Закон сохранения энергии

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

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

Мяч, совершив несколько подскоков, в конце концов останется неподвижным на поверхности. Поскольку первоначально переданная ему механическая энергия расходуется на:

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

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

Преобразование энергии

Возможности по преобразованию и использованию энергии являются показателем технического развития человечества. Первым, используемым человеком, преобразователем энергии можно считать парус - использование энергии ветра для перемещения по воде, дальнейшие развитее, это использование ветра и воды в ветряных и водяных мельницах. Изобретение и внедрение паровой машины произвело настоящую революцию в технике. Паровые машины на фабриках и заводах резко увеличили производительность труда. Паровозы и теплоходы сделали перевозки по суше и морю более быстрыми и дешевыми. На начальном этапе паровая машина служила для превращения тепловой энергии в механическую энергию 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 для производства электроэнергии из механической энергии, ознаменовало собой новый скачёк в развитии техники. Появилась возможность передавать энергию на большие расстояния в виде электроэнергии, родилась целая отрасль промышленности энергетика.

В настоящее время создано большое количество приборов предназначенных, как для преобразования электроэнергии в любой вид энергии необходимый для жизнедеятельности человека: электромоторы, электронагреватели, лампы освещения, так и использующие непосредственно электроэнергию: телевизоры, приемники и т.п.

Возможные схемы преобразования энергии

Непосредственное использование природных источников энергии .

Преобразование с использованием паровой машины

Преобразование с использованием электроэнергии

Преобразование энергии в промышленной энергетике
Как было сказано выше производство электроэнергии является отдельной отраслью промышленности. В настоящее время наибольшую долю электроэнергии производят на трех видах электростанций:

1. ГЭС (гидроэлектростанция)

2. ТЭС (теплоэлектростанция)

3. AЭС (атомная электростанция)

Рассмотрим преобразование энергии на этих видах электростанций:

ГЭС

ТЭЦ

При использование тепловой энергии пара в цепочки преобразования энергии появляется возможность использовать часть тепловой энергии для обогрева (показано пунктиром) или для нужд производства.

АЭС (с одноконтурным реактором)

История развития Атомной энергетики

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС -- перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически 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 был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения 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 ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

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

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур -- пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

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

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

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

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС -- использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор -- турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30--40% (на ТЭС 60--70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности -- в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря. 

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

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

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

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления 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

В соответствии с федеральными законами в области использования атомной энергии, нормами и правилами по безопасности в 2003 году на атомных станциях выполнен большой объем работ по модернизации оборудования и систем с целью повышения их уровня безопасности и приведения к современным требованиям.

Продолжались работы по основным направлениям деятельности концерна "Росэнергоатом", прежде всего в области повышения безопасности энергоблоков АЭС и обеспечения централизованного управления атомными станциями:

· совершенствование централизованного управления и обеспечение безопасной эксплуатации АЭС со стороны подразделений эксплуатирующей организации - концерна "Росэнергоатом";

· совершенствование и повышение эффективности работы Кризисного центра концерна;

· обеспечение эффективной научно-технической поддержки эксплуатации АЭС со стороны научного центра концерна - ВНИИАЭС, других поддерживающих научных и проектно-конструкторских организаций;

· укрепление материально-технической базы и готовности отраслевого Аварийно-технического центра к ликвидации проектных и запроектных аварий;

· расширение материально-технической базы и совершенствование работы отраслевых учебных центров подготовки эксплуатационного и ремонтного персонала;

· обеспечение финансирования работ по повышению безопасности АЭС из централизованных источников.

Основными приоритетами при эксплуатации энергоблоков АЭС являются:

· обеспечение ядерной, радиационной, технической, пожарной, экологической безопасности и техники безопасности;

· экономическая эффективность;

· культура безопасности;

· соблюдение норм и правил по безопасности.

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

Поэтому основное содержание мероприятий по повышению безопасности реакторов РБМК, начиная с 1986г., сводилось к уменьшению парового эффекта реактивности и увеличению скорости ввода отрицательной реактивности системой СУЗ в режиме аварийной защиты.

Под паровым эффектом реактивности понимают ту реактивность, которая высвобождается при превращении воды, заполняющей технологические каналы в пределах активной зоны в пар, т.е. при изменении паросодержания на 100%.

Негативное влияние положительного парового эффекта реактивности на динамику реактора и его безопасность проявляется в том, что при таких изменениях параметров реактора как рост мощности, снижение давления в КМПЦ, снижение расхода питательной воды, снижение расхода воды в КМПЦ и др. приводит рост паросодержания, вносится положительная реактивность, приводящая к росту мощности.

При анализе мощностного эффекта реактивности сделан вывод о том, что при величине парового коэффициента реактивности 0,05 эф, который является составной частью быстрого мощностного коэффициента реактивности, устойчивость общей мощности реактора РБМК при больших выгораниях существенно зависит от взаимодействия всего оборудования энергоблока и настройки тепловой автоматики. В итоге при нормальной работе тепловой автоматики, эффект саморегулирования за счет отрицательного быстрого мощностного эффекта реактивности отсутствовал, все функции управления и обеспечения безопасности ложились на систему управления и защиты. Задачи управления реактором при нормальных условиях эксплуатации были решены путем разработки и внедрения системы локальных автоматических регуляторов.

При анализе безопасности считалось, что паровой коэффициент реактивности положительный при рабочих параметрах.

При дальнейшем снижении плотности воды расчетный паровой коэффициент уменьшался по величине и становился отрицательным. В итоге полный эффект обезвоживания считался нулевым и даже отрицательным.

После аварии на ЧАЭС этот вывод был подвергнут критике и расчетам с использованием более совершенных методик (метод Монте-Карло и др.). Было показано, что плотностной коэффициент реактивности топливной ячейки остается отрицательным во всем диапазоне изменения плотности воды, а суммарный эффект реактивности при обезвоживании активной зоны без ДП при рабочих параметрах в критическом состоянии положительный и примерно равен паровому эффекту реактивности.

Этот вывод был экспериментально подтвержден при экспериментах по обезвоживанию КМПЦ на реакторах 1, 2 блоков ЧАЭС и 1 блоке САЭС.

Радиационная безопасность атомных станций

Исходя из принципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом, одной из основных задач АЭС концерна в 2003 году было дальнейшее уменьшение степени воздействия ионизирующего излучения на человека посредством создания условий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Основные дозовые пределы облучений персонала соблюдаются на всех АЭС концерна. Кроме того, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемости персонала.

В результате выполненных в 2003 году организационных и технических мероприятий коллективные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц снизились по сравнению с 2002 годом примерно на 20 %, а с начала переходного периода на новые, более жесткие дозовые пределы (1996 год) - в 1,9 раза.

На АЭС с реакторами 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

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

Средние индивидуальные дозы облучения персонала и командированных на АЭС лиц близки к дозе облучения населения от природных источников излучения (1,5 - 15 мЗв, в отдельных регионах - до 50 мЗв в год).

Следует отметить, что благодаря целенаправленной работе эксплуатирующей организации и АЭС в 2003 году на атомных станциях концерна отсутствует персонал, получивший дозу облучения более 20 мЗв,

Дальнейшее снижение облучаемости персонала АЭС будет определяться совершенствованием управления ремонтными работами посредством применения методологии ALARA, внедрения и широкого использования быстросъемных защитных экранов, электронных прямопоказывающих дозиметров, а также за счет оптимизации длительности ремонтов и т. д.

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

В 2003 году газоаэрозольные выбросы и жидкие сбросы всех АЭС были значительно меньше установленных допустимых значений и создали дополнительную к фоновому облучению населения от природных источников излучения дозу не более:

· 0,1 мкЗв на АЭС с ВВЭР-1000;

· 0,5мкЗв на АЭС с ВВЭР-440;

· 2,0 мкЗв на АЭС с РБМН-1000.

Таким образом, уровень радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду в 2003 году составил 0,003 - 0,06 % от дозы, создаваемой природными источниками излучения, и не может быть измерен на фоне естественной радиации. Радиационный риск воздействия АЭС на население составляет менее 10-6 в год и согласно Нормам радиационной безопасности (НРБ-99) является безусловно приемлемым.

Белоярская АЭС

Белоярская атомная станция - единственная АЭС с энергоблоками разных типов на которых отрабатывались принципиальные технические решения для большой ядерной энергетики.

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

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

В настоящее время эксплуатируется третий энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 г., - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Опыт создания и освоения энергоблока 3, проводимые на его оборудовании научно-исследовательские работы, опыт совершенствования его систем широко используются для дальнейшего развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Блок 3 является прототипом более мощных энергоблоков будущего с реакторами БН-800.

В 1999 году после многих лет разработки и изготовления на станцию поставлен учебный тренажер блочного щита управления энергоблока БН-600. Это новое средство подготовки и поддержания квалификации персонала существенным образом дополнило действующую систему подготовки и должно увеличить надежность и безопасность энергоблока.

Тренажер полностью соответствует существующему блочному щиту управления третьего энергоблока БАЭС.

Для строителей и энергетиков

Белоярской АС построен благоустроенный город, расположенный недалеко от водохранилища и окруженный живописным сосновым бором. В городе имеется энергетический техникум для подготовки специалистов в области ядерной энергетики.

История создания Белоярской АЭС

Белоярская АС им. И.В. Курчатова -

первенец большой ядерной энергетики СССР. Станция расположена на Урале, в 3-х километровой зоне от станции построен город энергетиков - Заречный.

Строительство первой очереди было начато в 1958 г., а в апреле 1964 г.

вступил в строй энергоблок с водографитовым канальным реактором мощностью 100

МВт. Второй энергоблок мощностью 200 МВт был введен в эксплуатацию в 1967 г.

В настоящее время эти энергоблоки выведены из промышленной эксплуатации как выработавшие свой ресурс. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом.

В 1980 г. пущен третий энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Белоярская АС с уникальной реакторной установкой БН-600 наряду с выработкой электроэнергии выполняет функцию воспроизводства ядерного топлива. Это крупнейший в миреэнергоблок с реактором на быстрых нейтронах, который успешно эксплуатируется до настоящего времени. Опыт эксплуатации реактора БН-600 позволил развить новое направление в реакторостроении - создание реакторов-воспроизводителей с жидкометаллическими теплоносителями.

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

Билибинская атомная станция

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль - это первенец атомной энергетики в Заполярье, уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки (800 км к югу от Певека, 2000 км к северу от Магадана и 12000 км от Москвы).

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

Билибинская атомная теплоэлектроцентраль сооружена в 1974 - 1976 гг. и является комбинированным источником электрической и тепловой энергии. Она обеспечивает энергоснабжение промышленных объектов и поселков в автономном режиме.

При разработке и проектировании реакторной установки учитывались наличие вечной мерзлоты и необходимость работы ATЭЦ в изолированной энергосистеме. Станция состоит из четырех однотипных энергоблоков суммарной электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Прототипами данного типа реактора послужили - реактор первой в мире АЭС в Обнинске и два реактора на Белоярской АЭС.

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

Удачным решением надо считать блокировку технических сооружений в одном здании - главном корпусе станции; а также применение несущего каркаса здания металлоконструкций, что позволило произвести их изготовление на заводах "материка", а на месте в Билибино осуществить монтаж главного корпуса станции на все четыре блока. Все это в условиях Крайнего Севера дало возможность организовать 3-х сменную непрерывную работу станции (включая работу в выходные дни) в помещениях с положительной температурой.

АТЭЦ работает в изолированном Чаун-Билибинском энергоузле и связана с этой системой линией электропередачи длиной 1000 км. В состав энергоузла помимо БиАТЭЦ входит плавучая дизельная электростанция, с поэтическим названием "Северное сияние" (24 МВт) и Чаунская ТЭЦ (30,5 МВт). Общая установленная мощность системы 80 МВт. Но существующие экономические трудности края сократили потребности в электричестве. Поэтому, несмотря на проектную мощность Билибинской АЭС в 48 МВт последние пять лет, её средняя нагрузка составляла 15-25 МВт. Станция способна работать при весьма неравномерном суточном графике нагрузок энергосистемы.

БиАТЭЦ также снабжает теплом прилегающий промышленный комплекс и жилой массив, будучи единственным источником тепловой энергии в районе. Основная доля потребляемой тепловой энергии приходится на коммунально-бытовое потребление многонационального населения края, занятого в основном золотодобычей.

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

Здесь имеются спортивно-оздоровительный комплекс, горнолыжная трасса, школы, детские сады и другие учреждения.

История создания Билибинской АЭС

В тридцатые годы русский ученый Билибин из Москвы, был убежден, что на крайнем севере России есть золото. Через два десятилетия в этом районе действительно было найдено золото. В семидесятые годы этот край был уже заселен, и город золота получил название Билибино в честь ученого.

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

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

Стройка в 1967 году была объявлена Всесоюзной ударной. Коллектив стройки в основном был укомплектован молодежью комсомольского возраста, в своем большинстве прибывшим по комсомольским путевкам.

Монтажные работы по сооружению БиАТЭЦ начались в 1969 г. участком треста "Дальэнергомонтаж". СУ БиАЭС подготовило фундамент под будущую станцию. ДЭМ притупил к монтажу металлоконструкций главного корпуса.

В начале 1971 года ДЭМ сменил Билибинский монтажный участок треста "Востокэнергомонтаж", который имел опыт монтажа оборудования крупнейших ГРЭС. Монтажники ВЭМа продолжили монтаж каркаса главного корпуса, выполнив более половины объёма работ (а всего более 300 тонн). Монтаж был выполнен с высоким качеством. Каркас главного корпуса собран на высокопрочных болтах - современной по тем временам технологии. Одновременно развернулись работы по монтажу радиаторных охладителей трубопроводов и оборудования первого блока.

В 1973 году был произведен пробный пуск турбины первого блока с испытательным прокручиванием её до 3000 оборотов в минуту и продувкой всех технических паропроводов БиАЭС. Пар давала пусковая котельная.

К декабрю 1973 г. основные работы пускового комплекса 1-го блока БиАТЭЦ были завершены.

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

Четкая организация строительства, внедрение недельно-суточного планирования и ежедневный диспетчерский контроль сетевого графика производства работ при централизованном завозе материалов и конструкций в технологической последовательности всем участникам строительства, высокий технический уровень специалистов и рабочих кадров позволил в кратчайшие сроки с 1974 по 1976 годы ввести 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 и 28 декабря 1976 года блок №4.

Волгодонская атомная станция

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

 В связи с решением сессии Волгодонского областного Совета народных депутатов от 28 06 90 Советом Министров СССР было принято решение о прекращении строительства Волгодонской АЭС. С 01.01.91 Волгодонская АЭС находилась на консервации по специальному технологическому режиму. С целью возобновления работ по достройке Волгодонской АЭС в 1994 г. был выполнен Проект по оценке воздействия 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 государственной экспертизы Повторная государственная экологическая экспертиза доработанного проекта Волгодонской АЭС (заключение от 10.02.2000 № 62) отметила соответствие указанного проекта требованиям законодательных и нормативных документов РФ и рекомендациям МАГАТЭ и сочла возможным реализацию проекта в составе двух энергоблоков.

 Получены лицензии Госатомнадзора России на сооружение энергоблока 1 (№ ГН-02-101-0481 от 10.05.2000) и его эксплуатацию (№ ГН-03-101-0582 от 19.01.2001).

 Объединенная энергетическая система (ОЭС) Северного Кавказа, в которую включена Волгодонскую АЭС, обеспечивает энергоснабжение 11 субъектов Российской Федерации обшей площадью 431,2 тыс. км с населением 17,7 млн. человек.

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

 Проект Волгодонской АЭС относится к серии унифицированных проектов с реакторами ВВЭР-1000. Каждый из энергоблоков мощностью по 1000 МВт размещается в отдельно стоящем главном корпусе.

 Энергоблок включает в себя реакторную установку В-320 и турбоустановку. Тепловая, схема энергоблоков двухконтурная. Первый, контур (радиоактивный) состоит из реактора, главных циркуляционных насосов, парогенераторов и компенсатора давления. Второй, нерадиоактивный, контур состоит из турбоустановки, водопитательной установки, паровой части парогенераторов и связывающих это оборудование трубопроводов.

 Топливо размещается в корпусе реактора в активной зоне, содержащей 163 тепловыделяющих сборок. В этих сборках топливо находится в виде таблеток слабообогащенного по урану-235 оксида урана, заключенных в герметичные трубки из циркониевого сплава.

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

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

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

 В административном отношении площадка АЭС расположена в Дубовском районе Волгодонской области в 13,5 км от г. Волгодонска и в 19 км от г. Цимлянска.

 Ближайшие населенные пункты - хутор Харсеев и хутор Подгоренская - расположены вне санитарно-защитной зоны АЭС на расстоянии 3,5 и 5 км.

 В зону наблюдения АЭС радиусом 30 км входят части территории четырех административных районов Волгодонской области - Волгодонского, Цимлянского, Дубовского и Зимовниковского с общей численностью населения 227 тыс. человек.

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

 В зоне расположения Волгодонской АЭС наблюдаются пыльные бури продолжительностью 6 дней в году и туманы в течение 50 дней в году преимущественно в холодный период. Среднее количество осадков в данном регионе колеблется от 388 до 428 мм/год при максимальных значениях 434 мм/год.

 Природная радиационная обстановка в районе размещения АЭС благополучная.

 Площадка АЭС расположена на левом берегу Цимлянского водохранилища, созданного в нижнем течении р. Дон в 1952 г. Площадь зеркала Цимлянского водохранилища при нормальном подпорном уровне 36,0 абс. м составляет 2700 км2, а полный его объем близок к объему среднегодового стока р. Дон и составляет около 24 км3. Расстояние от главных корпусов до Цимлянского водохранилища около 2 км, так как граница водохранилища отделена от промплощадки дамбой водоема-охладителя.

История создания Волгодонской АЭС

Технический проект Ростовской (Волгодонской) АЭС разработан Горьковским отделением института "Атомэнергопроект" в соответствии с постановлением Совета Министров СССР от 21.10.76 № 87Д.

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

В октябре1979 года начато строительство Ростовской АЭС.

29 августа 1990 года, строительство РоАЭС было приостановлено, станция переведена в режим консервации. Готовность первого энергоблока составила 95%, второго энергоблока - 30%; сооружена фундаментная плита третьего энергоблока, и вырыт котлован для четвертого энергоблока.

Однако в связи с получившими широкое распространение выступлениями против пуска в эксплуатацию Ростовской АЭС по просьбе Совета народных депутатов Ростовской и Волгоградской областей было принято решение Совета Министров СССР и РСФСР о приостановлении с 01.09.90 г. строительства Ростовской АЭС (протокол совещания у Председателя Совета Министров РСФСР И. С. Силаева и заместителя Председателя Совета Министров СССР Л. Д. Рябева от 29.08.90).

Этим же решением Минатомэнергопрому СССР было предписано обеспечить полную сохранность построенных зданий и сооружений и смонтированного в них оборудования, а Госкомприроды СССР обеспечить проведение экологической экспертизы проекта.

Приказом Минприроды России от 31.03.95 г. № 131 была образована экспертная комиссия государственной экологической экспертизы по проекту Ростовской АЭС, согласно заключению которой от 14.07.95 г. проект строительства АЭС был одобрен при условии реализации замечаний и предложений экспертной комиссии и ограничения мощности АЭС двумя энергоблоками.

В соответствии с поручением Правительства Российской Федерации от 12.08.98 г. № БН-П7-23423 Нижегородским институтом "Атомэнергопроект" с привлечением многочисленных научно-исследовательских организаций, в том числе из Ростовской области, выполнена доработка проекта. Минатомом России представлен на государственную экологическую экспертизу в Госкомэкологии России доработанный проект Ростовской АЭС с учетом замечаний и предложений "Сводного заключения экспертной комиссии государственной экологической экспертизы Минприроды России по проекту Ростовской АЭС" от 14.07.95 г. и "Решения Совета государственной экологической экспертизы Минприроды России по результатам государственной экологической экспертизы проекта Ростовской АЭС" от 03.10.95 №22.

7 февраля 2000 года экспертная комиссия Государственной экологиче-ской экспертизы дала заключение о соответствии проекта Ростовской АЭС требованиям природоохранного законодательства РФ.

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

В сентябре 2000 года проведены испытания гермооболочки реакторного отделения, Госатомнадзором были подписан акт об успешном их завершении.

В октябре 2000 года успешно проведена "холодная" и "горячая" обкатка оборудования энергоблока.

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

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

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

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

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

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

В течение 11 по 26 ноября 2001 года - успешно проведено комплексное опробование энергоблока № 1 на номинальной проектной мощности.

19.10.2001 года Александр Васильевич Паламарчук назначен директором обособленного структурного подразделения концерна "Росэнергоатом" - "Волгодонская АЭС". Одновременно он же, в соответствии с приказом министра по атомной энергии Александра Юрьевича Румянцева, № 814 от 19.10.2001 года, стал директором государственного унитарного предприятия "Дирекция строящейся Ростовской АЭС".

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

На 2007 год запланирован ввод в эксплуатацию 2 блока Волгодонской АЭС.

Полномасштабный тренажер для Волгодонской АЭС

13 июля 2004 года Волгодонскую АЭС посетили представители Международной программы ядерной безопасности (МПЯБ). В составе американской делегации на ВДАЭС прибыли руководители программы: представитель департамента энергетики США Ричард Райстер, представитель Тихоокеанской Северо-Западной Национальной лаборатории Боб Моффитт, а также руководитель проекта "Разработка полномасштабного тренажера для Волгодонской АЭС" Джеффри Эйс и представитель департамента энергетики США (московский офис) Михаил Циклаури.

Основная цель визита - передача в учебно-тренировочное подразделение станции полномасштабного тренажера ВДАЭС, сооруженного при содействии правительства США и участии американских фирм.

Передача полномасштабного тренажера состоялась в торжественной обстановке в присутствии руководителя департамента международной деятельности концерна "Росэнергоатом" Анатолия Кириченко, первого заместителя руководителя департамента по управлению персоналом концерна «Росэнергоатом» Николая Карелина, представителя фирмы "Джэт" Владимира Дрозкова и исполняющего обязанности директора Волгодонской АЭС Андрея Петрова.

Занятия оперативного персонала Волгодонской АЭС на новом тренажере, который представляет собой сплав самых передовых технологий и опережает по своим возможностям и техническим характеристикам большинство существующих в мире аналогов, начнутся уже с 1 сентября нынешнего года.

Управляющей компанией по реализации проекта и основным исполнителем работ по изготовлению полномасштабного тренажера Волгодонской АЭС стала фирма "ДЖЭТ" (General Energy Technologies), специалисты которой подготовили полномасштабные тренажеры более чем для 30 атомных электростанций мира.

Монтаж, наладка и испытания тренажера были выполнены на площадке ВНИИАЭС

Калининская атомная станция

Калининская атомная станция расположена на севере Тверской области вблизи города Удомля.

С потребителями энергии Калининскую АС связывают три линии электропередачи напряжением 750 кВ (Москва, Санкт-Петербург и Владимир) и две линии напряжением 330 кВ (Тверь).

Современные проектные решения, мероприятия по реконструкции и модернизации устаревшего и отработавшего срок оборудования, высокое профессиональное мастерство персонала являются надежной базой безопасной и эффективной эксплуатации АС.

Строящийся энергоблок №3 имеет 80% готовность. По графику строительства его пуск предусматривается в 2005 г.

Основные технические характеристики оборудования КАЭС:

Тепловая схема КАЭС - двухконтурная. Первый контур состоит из одного реактора типа ВВЭР-1000 (В-320, малая серия) и четырёх циркуляционных петель охлаждения. Теплоносителем и замедлителем служит обычная вода с дозированным содержанием бора. Второй контур состоит из одной турбоустановки с системой регенерации, испарительной и водопитательной установок.

На Калининской АЭС используются реакторные установки типа ВВЭР-1000 ПО "Ижорский завод", конструкция которой соответствует требованиям национальных 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;

* наличие защитной герметичной оболочки, в которой

расположено всё реакторное оборудование;

* способность реакторной

установки к 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

Парогенератор ПГВ-1000 - однокорпусный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком. Парогенератор предназначен для производства сухого насыщенного пара из воды второго контура. Калининская АЭС - единственная из атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000, построенных по российским проектам, эксплуатирует парогенераторы первого энергоблока более 100 000 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 приводом электрического генератора переменного тока типа ТВВ-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

Система технического водоснабжения - оборотная.

В качестве пруда-охладителя используется естественная система озёр Удомля - Песьво.

Профессиональное мастерство персонала является необходимым условием безопасной и эффективной эксплуатации АЭС. В связи с этим обеспечению высокого уровня квалификации персонала, а также оценке и развитию необходимых профессиональных качеств операторов уделяется особое внимание. Эта работа проводится в учебно-тренировочном пункте.

Подготовка ведется на основании типовых программ, в основном индивидуально, и включает в себя теоретическую подготовку, практическое обучение, проверку знаний. Практическое обучение реализуется в форме стажировки на рабочем месте. Для оперативного персонала стажировка обязательно дополняется дублированием, а для ответственных оперативных должностей обязательной является также тренажерная подготовка. С этой целью ведется создание двух полномасштабных тренажеров - прототипы энергоблока №2 и строящегося блока №3.

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

Ведутся работы по созданию аналитического тренажера, где будет возможна инсталляция математических моделей второго и третьего (строящегося) энергоблоков КлнАЭС.

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

Основу инфраструктуры города составляют медико-санитарная часть с современным диагностическим оборудованием, физкультурно-оздоровительный комплекс с плавательным бассейном и спортивными залами, киноконцертный зал "Звездный", телевизионная студия.

История создания Калининской АЭС

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

Проектом станции было предусмотрено строительство четырех энергоблоков по 1000 МВт (эл.) каждый. 1970 год: Май - На заседании НТО Минэнерго принято решение Центральную АЭС №1 построить в пункте оз. Удомля в Калининской области.

1973 год: Ноябрь - Совет

Министров СССР утвердил технический проект Калининской АЭС.

1975

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

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

1978 год Май - Началось строительство объединенного вспомогательного корпуса.

1981 год: Ноябрь - Началось строительство блока №1.

1983 год: Декабрь - ВПО

"Союзатомэнерго" утвержден график энергетического пуска и освоения мощности блока №1.

1984: начало строительства второй очереди Калининской

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

1985 - 1997: годы вынужденного простоя. Экономический и политический кризис в стране 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 заключение Государственной экологической экспертизы; произведен пролив технологических систем на открытый реактор; завершено строительство градирни №2; утвержден откорректированный пусковой комплекс; проведена контрольная сборка реактора; начаты комплексные испытания АСУ ТП ХВО; проведены испытания системы герметичного ограждения на прочность и плотность.

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

2004 февраль: проведена прокрутка электродвигателей ГЦН, выдан первый куб химобессоленной 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 рабочие трансформаторы собственных нужд, закончены автономные испытания ТПТС

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

2004 сентябрь: сдан спецкорпус, открытый отводящий канал

2004 октябрь: получена лицензия на эксплуатацию энергоблока №3, проведена загрузка активной зоны ядерным топливом, начался этап "физический пуск" энергоблока.

2004 ноябрь: осуществлен выход на МКУ.

22 октября 2002 года министром РФ по атомной энергии и губернатором Тверской области была подписана "Декларации о намерениях по возобновлению строительства блока №4 Калининской АЭС". Целью данного инвестиционного проекта является создание энергетических мощностей энергоблока №4 для замещения и удовлетворения потребности в электроэнергии на федеральном и региональном рынке энергии по оценке складывающегося топливно-энергетического баланса на долгосрочный период.

В соответствии с Федеральной Целевой программой "Энергоэффективная экономика на 2002-2005 гг. и на период до 2010 г.", предполагаемый срок ввода в действие мощности энергоблока №4 Калининской АЭС - 2010 год. Окончательный срок строительства и ввода объекта в эксплуатацию будет определен после проведения полномасштабной экспертизы материалов "Обоснования инвестиций" в соответствии с действующим законодательством.

Кольская атомная станция

Бурное развитие промышленности Кольского полуострова требовало и соответствующих темпов роста энергетики. Для Мурманской области, имевшей территориально изолированную государственную энергосистему "Колэнерго", это было особо важно, так как приходилось рассчитывать на собственные ресурсы. Чтобы удовлетворить растущие потребности предприятий Кольского полуострова в электроэнергии, был один путь - производить ее на ядерных установках.

Кольская АС расположена за Полярным кругом на берегу озера Имандра.

За период с 1973 по 1984 гг. введены и эксплуатируются четыре энергоблока с реакторами ВВЭР-440:

- два энергоблока с реакторами В-230, ст.№ 1,2

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

Установленная тепловая мощность АЭС составляет 5500 МВт, что соответствует электрической мощности 1760 МВт.

Кольская АЭС поставляет электроэнергию в энергосистемы "Колэнерго" Мурманской области и "Карелэнерго" Республики Карелия. Связь с ЕЭС России осуществляется четырьмя линиями электропередачи напряжением 330 кВ.

Выработка электроэнергии Кольской АЭС составляет около 60 % выработки электроэнергии в Мурманской области.

В 1987 г. на АС организован Учебно-тренировочный центр, который обеспечивает подготовку оперативного персонала реакторного, турбинного, электрического цехов и цеха тепловой автоматики и измерений.

Город энергетиков - Полярные Зори расположен в южной части Кольского полуострова на расстоянии 220 км от г. Мурманска. Полярные Зори располагается на берегу реки Нива и занимает площадь в 3,6 квадратных километров. Численность постоянно проживающего населения составляет 21,9 тыс. человек. На территории подведомственной городу расположены 2 поселка городского типа (Африканда и Зашеек) и 2 сельских населенных пункта. Поселок Африканда возник как поселение горняков, обогатителей и железнодорожников.

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

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

В городе две детских музыкальных школы (г. Полярные Зори, п. Африканда), городской Дворец культуры, Дом культуры в п. Африканда, центр творчества учащейся молодежи, клуб патриотического воспитания молодежи, плавательный бассейн, спортивный комплекс, 4 библиотеки. Достопримечательностью города является современная горнолыжная трасса.

Для медицинского обслуживания работников атомной станции и населения города построены МСЧ, больница в п.Африканда и амбулатория п. Зашеек. Имеется санаторий-профилакторий.

Центр социального обслуживания включает:

·  центр дневного пребывания пенсионеров;

·  социальный приют для детей;

·  центр реабилитации женщин.

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

В городе развита промышленность строительных материалов. Четвертая часть производимых в области сборных железобетонных изделий и конструкций производится на ОАО "ЖБИ". Также это предприятие занимается производством щебня и песка.

Агропромышленный комплекс: с/х "Полярные Зори" который специализируется по производству мяса, молока и растениеводству.

История создания Кольской АЭС

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

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

В 2003 году на 15 лет сверх первоначально заложенного в проекте продлен срок службы энергоблока №1.

Курская атомная станция

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

На АС эксплуатируются четыре энергоблока с канальными реакторами РБМК-1000.

Курская АС является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основным потребителем является энергосистема "Центр", которая охватывает 19 областей, в основном центральной России.

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

Курская АЭС выдает электроэнергию по 11 линиям электропередачи:

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

6 линий (330 кВ) - 4 линии для электроснабжения области, 2 для севера Украины;

3 линии (750 кВ) - 1 линия для Старооскольского металлургического комбината, 1 линия для северо-востока Украины, 1 линия для Брянской области.

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

- 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 раздельные помещения для реакторов и их вспомогательного оборудования, систем транспортировки топлива и пультов управления реакторами. Каждая очередь имеет общее помещение для газоочистки и систем спецочистки воды. Все четыре блока Курской АЭС имеют общий машинный зал.

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

Курская АЭС - станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Для охлаждения отработанного пара в конденсаторах турбин используется вода из пруда - охладителя. Площадь зеркала пруда - охладителя для четырех блоков - 22 квадратных километра. Источником для восполнения потерь служит р. Сейм. Подпитка осуществляется насосной станцией с четырьмя агрегатами суммарной производительностью 14 кубометров в сек.

В 1986 г. начато сооружение пятого блока третьей очереди АС. Необходимость в нем вызвана потребностями устойчивого электроснабжения Центра России.

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

На 5-ом энергоблоке смонтирован реактор третьего поколения с принципиально новыми ядерно-физическими характеристиками, оснащенный новыми системами управления и защиты, который соответствует современным требованиям безопасности.

Основное оборудование 5-го энергоблока по составу и типам аналогично оборудованию действующих энергоблоков, однако имеет улучшенные технические характеристики, обеспечивающие повышение надежности и безопасности при эксплуатации.

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

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

История создания Курской АЭС

Решение о строительстве было принято в середине 60-х годов. Началось строительство в 1971 году. Необходимость была вызвана быстро развивающимся промышленно-экономическим комплексом Курской Магнитной Аномалии (Оскольского и Михайловского горно-обогатительных комбинатов и других промышленных предприятий). Генеральный подрядчик - Управление строительства Курской АЭС.

1 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1976г.

2 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1979г.

3 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1983г.

4 энергоблок сдан в эксплуатацию в 1985г.

Установленная электрическая мощность каждого энергоблока 1000 МВт.

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

В настоящее время строится 5-ый энергоблок третьей очереди. Его ввод в эксплуатацию намечен на 2006 год.

Ленинградская атомная станция

 Ленинградская АЭС - крупнейший производитель электроэнергии на Северо-Западе России - расположена на живописном побережье Финского залива, в 80 км к юго-западу от Санкт-Петербурга в г. Сосновый Бор.

 Начало строительства Ленинградской АЭС - сентябрь 1967 года.

 Генеральный подрядчик - Северное управление строительства.

 Станция включает в себя 4 энергоблока электрической мощностью 1000 МВт каждый. 

 На Ленинградской АЭС установлены водо-графитовые реакторы РБМК-1000 канального типа на тепловых нейтронах. 

 Первый блок введен в эксплуатацию в 1973 году, четвертый - в 1981 году. 

 При образовании государственного предприятия "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях " (концерн "Росэнергоатом") в 1992 Ленинградская АЭС не вошла в его состав, а осталась самостоятельной эксплуатирующей организацией, подчиняющейся непосредственно Минатому.

 С 1 апреля 2002 года Ленинградская АЭС, как и месяцем ранее другие атомные станции России, стала филиалом государственного предприятия "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (Концерн "Росэнергоатом") утратив статус самостоятельного юридического лица.

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

Технические характеристики энергоблоков АЭС

 Проектная годовая выработка электроэнергии - 28 млрд. кВт·ч.

 На собственные нужды потребляется 8,0 - 8,5 % от выработанной электроэнергии. 

 ЛАЭС успешно занимается реконструкцией энергоблоков, связанной с внедрением мероприятий по повышению безопасности в соответствии с международными и национальными правилами Госатомнадзора России. 

 Каждый энергоблок включает в себя следующее основное оборудование:

· реактор РБМК с контуром циркуляции и вспомогательными системами,

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

· 2 генератора типа ТВВ-500-2.

 Реактор и его вспомогательные системы размещены в отдельных корпусах. Машинный зал является общим на 2 энергоблока. Вспомогательные цеха и системы для двух энергоблоков являются общими и территориально расположены вблизи каждой из очередей (2 энергоблока) станции. 

 Общая площадь, занимаемая Ленинградской АЭС, 454 га.

Технологическая схема АЭС

 Тепловая схема каждого энергоблока Ленинградской АЭС -- одноконтурная. 

 Теплоносителем в реакторе является вода, циркулирующая через технологические каналы по контуру многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). 

 Пароводяная смесь из реактора направляется в барабан-сепаратор. Отсепарированный сухой насыщенный пар подается на лопатки турбины. 

 На одном валу с турбинами установлены генераторы, вырабатывающие электроэнергию.

Реакторная установка

 Реактор размещается в шахте на опорной конструкции и окружен биологической защитой - верхней, нижней и боковой. 

 Реакторное пространство заполнено колоннами из графитовых блоков, в центральных отверстиях которых установлены технологические каналы (ТК) и каналы системы управления и защиты (СУЗ). В ТК помещены тепловыделяющие сборки с ядерным топливом - таблетками двуокиси урана. В каналы СУЗ помещены исполнительные органы - стержни, поглощающие нейтроны, заполненные карбидом бора. 

 Для предотвращения окисления графита и улучшения его охлаждения в реакторном пространстве циркулирует смесь гелия с азотом. 

 В реакторе РБМК-1000 предусмотрена возможность замены ТК и каналов СУЗ на остановленном и расхоложенном реакторе.

Ядерное топливо

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

 С января 2001 г. ЛАЭС приступила к экспериментальной загрузке опытной партии топливных кассет с обогащением по урану-235 - 2,8% и содержанием выгорающего эрбиевого поглотителя. Это позволит в дальнейшем при переходе на это топливо увеличить глубину выгорания по отношению к топливу с обогащением 2,6 % и получить дополнительный экономический эффект.

 В реакторе РБМК предусмотрена возможность перегрузки отработанного ядерного топлива 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

 Представляет собой цилиндрический сосуд горизонтального типа. 

 Внутрисепарационные устройства обеспечивают сепарацию и осушку пара, направляемого на лопатки турбины. 

 При реконструкции энергоблоков 1 и 2 выполнена замена внутрисепарационных устройств с увеличением объема воды в каждом барабане-сепараторе на 50 мЗ и подвод воды к каждому технологическому каналу через барабан-сепаратор для длительного аварийного расхолаживания (верхняя система САОР). 

Турбина

 Турбина К-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 перегрев пара в сепараторе - пароперегревателе. 

 Турбина имеет 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

 Для охлаждения пара в конденсаторе турбины используется морская вода из Финского залива.

Потребители электроэнергии

 Электроэнергия ЛАЭС через распределительные устройства по линиям электропередач напряжением 330 и 750 кВ поступает в систему Ленэнерго и РАО ЕЭС России. В системе Ленэнерго ЛАЭС обеспечивает около 50% энергопотребления.

 Город Сосновый Бор и прилегающие промышленные предприятия получают тепло в виде горячей воды от бойлерной ЛАЭС.

 Проектный теплосъем с каждой турбины составляет 75 Гкал/час.

Попутное производство

 На реакторах РБМК производится накопление медицинских и общепромышленных радиохимических изотопов 15-ти наименований, основные среди них: молибден-99 и йод-125. Поставка их осуществляется на радиохимические предприятия Санкт-Петербурга.

 ЛАЭС приступила к промышленному производству изотопа кобальта-60 в реакторах в составе двухцелевых поглотителей в объеме порядка 5 млн кюри в год. Изотоп кобальта-60 ЛАЭС поставляет заказчикам по договорам.

Для отечественных и зарубежных заказчиков станция осуществляет радиационное легирование кристаллов кремния диаметром до 85 мм.

 ЛАЭС обеспечивает медсанчасть города Сосновый Бор газообразным медицинским кислородом, медицинские учреждения Санкт-Петербурга жидким медицинским кислородом, а промышленные предприятия города жидким азотом, техническим газообразным и жидким кислородом.

История создания Ленинградской АЭС

15 апреля 1966 г. главой Минсредмаша Е.П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор.

В начале сентября 1966 г. проектное задание было закончено. 29 ноября 1966 г. Советом Министров СССР принято постановление № 800-252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

29 июня 1967 г. научно-технический совет Министерства среднего машиностроения одобрил технический проект реактора РБМК-1000, представленный НИКИЭТ. Первый ковш земли из котлована под фундамент главного здания будущей Ленинградской АЭС экскаватор поднял 6 июля 1967 г.

Хронология событий

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 атомная станция

Нововоронежская АС является первенцем освоения энергоблоков с реакторами ВВЭР. Станция расположена в живописной излучине Дона, в 42 км от г. Воронеж.

В пяти километрах от промышленной зоны АС на берегу искусственного водоема располагается благоустроенный город энергетиков - Нововоронеж .

АЭС развивалась на базе несерийных водо-водяных энергетических реакторов корпусного типа с обычной водой под давлением.

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

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

В настоящее время в работе находятся энергоблоки № 3,4,5 общей электрической мощностью 1834 Мвт. 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 из пяти реакторов станции является головным, то есть прототипом серийных энергетических реакторов:

· энергоблок 1 с реактором ВВЭР-210, энергоблок 2 с реактором ВВЭР-365,

· энергоблоки 3,4с реакторами ВВЭР-440, энергоблок 5 с реактором ВВЭР-1000.

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

Более10 лет на станции работает учебно-тренировочный центр. Он оснащен функционально-аналитическим тренажером, автоматизированными обучающими системами для оперативного и ремонтного персонала станции.

На полномасштабном тренажере проходят подготовку работники как Нововоронежской АЭС, так и других атомных станций.  

История создания Нововоронежской АЭС

Строительство первого энергоблока началось в 1957 году. В освоении его мощности можно выделить следующие даты:

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

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

27декабря 1964 г. на Нововоронежской АЭС был осуществлен энергетический пуск первого в стране водо-водяного энергетического реактора мощностью 210 тыс. кВт. Это была большая победа ученых, конструкторов, проектировщиков, строителей и эксплуатационников.

Последующие вводимые на площадке Нововоронежской АЭС энергоблоки являлись отражением развития технических идей, направленных на повышение технико-экономических характеристик и надежности атомных энергетических установок, а также на снижение 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).

Воронежская область, не имевшая собственных запасов углеводородного топлива, получила надежный и экологически чистый источник электрической энергии, позволивший области динамично развивать промышленность и сельское хозяйство. Сегодня Нововоронежская АЭС на 85% обеспечивает Воронежскую область дешевой электроэнергией.

Основные даты сооружения и освоения Нововоронежской АЭС

1957 г. май - начало строительства энергоблока № 1.

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

1962 г. - с Ижорского завода поступил корпус реактора. 5 апреля он был установлен на штатное место. Начался монтаж основной технологической линии первого контура.

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

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

1965 г. - Нововоронежская АЭС выработала 1-й миллиард киловатт-часов электроэнергии.

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

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

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

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

1973 г. - проектная мощность энергоблока №4 освоена в рекордно короткий срок в течение 83 суток.

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

1976 г. - Нововоронежская атомная электростанция награждена Орденом Трудового Красного Знамени.

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

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

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

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

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

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

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

2002 г. - на 15 лет сверх первоначально заложенного в проекте продлен срок службы энергоблока №4.

В период с 1999 по 2003 годы впервые в истории отечественной атомной энергетики в полном объеме реализована программа работ по повышению безопасности и обеспечению продления срока эксплуатации энергоблоков №3 и №4 Нововоронежской АЭС. В данную программу входят модернизация, комплексное обследование и углубленная оценка безопасности. По результатам модернизации обоснована возможность продолжения безопасной эксплуатации этих энергоблоков в течение 15-летнего дополнительного срока и в установленном порядке были получены лицензии Госатомнадзора России (в н.в. Ростехнадзор) на их эксплуатацию на дополнительный срок службы.

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

Смоленская атомная станция

На встрече с руководителями подразделений Смоленской АЭС генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Сергей Обозов представил нового директора атомной станции - Андрея Петрова

. Петров Андрей Ювенальевич родился в 1963 году. В 1985 - окончил Ивановский энергетический институт. Имеет научную степень кандидата технических наук. Работал на трех атомных электростанциях: Хмельницкой, Балаковской, и последние годы на Волгодонской АЭС - в должности главного инженера. Женат, имеет двух сыновей - студентов. В своем выступлении перед руководителями структурных подразделений Смоленской АЭС Андрей Петров сказал, что исторически между Волгодонской и Смоленской станциями сложились хорошие производственные отношения и многих руководителей САЭС он знает лично. Смоленская АЭС имеет очень хорошие производственные показатели и это заслуга всего коллектива станции. Поэтому необходимо не снижать темпов, стремиться к улучшению производственных показателей и производственную программу этого года и следующего выполнить максимально эффективным способом.

Ввод в действие первого энергоблока АС явился первым шагом по сооружению крупнейшей АС в Нечерноземной зоне России.

Смоленская АС расположена недалеко от западной границы России, в Смоленской области. Ближайшие региональные центры: Смоленск - 150 км, Брянск - 180 км, Москва - 350 км.

На Смоленской АЭС эксплуатируются три энергоблока с реакторами РБМК-1000. Проектом предусматривалось строительство 4-х энергоблоков: сначала 2 блока первой очереди, затем 2 блока второй очереди, но в связи с прекращением в 1986 году строительства четвертого энергоблока вторая очередь осталась незавершенной.

Первая очередь Смоленской АЭС относится ко второму поколению АЭС с реакторами РБМК-1000, вторая очередь - к третьему. Замедлителем нейтронов в реакторах этого типа служит графит, в качестве теплоносителя используется вода. Все энергоблоки оснащены системами локализации аварий, исключающими выброс радиоактивных веществ в окружающую среду даже при самых тяжелых предусмотренных проектом авариях, связанных с полным разрывом трубопроводов контура охлаждения реактора максимального диаметра.

Все оборудование контура охлаждения размещено в герметичных железобетонных боксах, выдерживающих давление до 4,5кгс/см2.

Для конденсации пара в аварийных режимах в составе системы локализации аварий предусмотрен бассейн - барботер, расположенный под реактором, с запасом воды около 3000 м3. Специальные системы обеспечивают надежный отвод тепла от реактора даже при полной потере станцией электроснабжения с учетом возможных отказов оборудования.

Для нужд технического водоснабжения на реке Десна было создано искусственное водохранилище площадью 42 км2, для обеспечения населения хозяйственной и питьевой водой используются подземные воды.

Теплоснабжение промплощадки и города в нормальном режиме обеспечивается от любого энергоблока через специальный промежуточный контур, исключающий попадание активированных веществ в теплосети при повреждениях оборудования. При останове 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 тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый. Турбогенераторы установлены в общем для всех трех блоков турбинном зале длиной около 600 м, каждый реактор расположен в отдельном здании. Станция работает только в базовом режиме, ее нагрузка не зависит от изменения потребностей энергосистемы.

Совершенствованию подготовки и переподготовки персонала здесь уделяется много внимания. Учебно-тренировочный центр на Смоленской АС был открыт в 1986 г. В составе центра функционируют полномасштабный тренажер и автоматизированная обучающая система.

 Десногорск - город, построенный для обслуживающего персонала АЭС на берегу живописного искусственного водохранилища, созданного на реке Десна. Расположен он в 3 км от АЭС. Население города около 40 тыс. человек. Застроен город девяти и шестнадцатиэтажными домами. Инфраструктура Десногорска обычна для большинства современных российских городов. Десногорцы обеспечены медицинскими учреждениями, телефонной связью, кабельным и спутниковым телевидением, транспортом, предприятиями торговли и бытовых услуг. Кроме АЭС и вспомогательных производств, других крупных промышленных предприятий в городе нет.

Худграф Перспектива интерьера

История создания Смоленской АЭС

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

1966 год: 3 октября - Министерство энергетики и электрификации СССР утвердило задание на проектирование Смоленской АЭС.

1971 год: 22 апреля - Совет Министров подписал документ о начале подготовительных работ по строительству САЭС.

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

1972 год: июль - Закладка первого пятиэтажного дома.

1974 год: 24 февраля - Зарегистрирован поселок Десногорск.

1978 год: октябрь - Перекрытие реки Десны. Началось заполнение водохранилища.

1979 год: Идет строительство главного корпуса.

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

1980 год: Идет строительство блоков А,Б,В,Г.

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

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

Введена в работу в работу химводоочистка и начато накопление химобессоленной воды для холодных промывок.

1982 год: 9 сентября - Начат физпуск.

1982 год: 25 декабря - Государственной приемочной комиссией был подписан акт о приемке 1 энергоблока в эксплуатацию.

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

1985 год: 4 мая - 2-й энергоблок САЭС был включен в единую энергосистему страны.

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

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

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

1989 год: Указом Президиума Верховного Совета СССР от 31 января 1989 года поселку Десногорск присвоен статус города областного подчинения.

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

1992 год: Смоленская АЭС признана лучшей АЭС России.

1993 год: Смоленская АЭС победитель конкурса в системе "Росэнергоатом".

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

2001 год: 1 августа в Десногорске состоялось торжественное открытие 14-го фестиваля Международной ассоциации молодых атомщиков (МАМА) "Деснай".

2001 год: 23 октября - Директором государственного предприятия "Смоленская атомная станция" назначен Александр Маркович Локшин.

Модернизация и продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС

В рамках реализации Программы развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 - 2005 годы и на период до 2010 года, утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 года № 815, предусматривается продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающего безопасность их дальнейшей эксплуатации.

В настоящее время реализован комплекс работ по модернизации и подготовке к продолжению эксплуатации энергоблоков 3 и 4 Нововоронежской АЭС (2001 и 2002 годы соответственно), энергоблока 1 Кольской АЭС, энергоблока 1 Ленинградской АЭС, энергоблока 1 Билибинской АЗС. Получены соответствующие лицензии Госатомнадзора России на дальнейшую эксплуатацию указанных энергоблоков.

До 2006 года планируется выполнить аналогичный комплекс работ по модернизации и продлению срока эксплуатации (ПСЭ) еще шести энергоблоков АЭС первого поколения, в том числе;

· в 2004 году - энергоблок 2 Кольской АЭС и энергоблок 2 Билибинской АЭС;

· в 2005 году - энергоблок 2 Ленинградской АЭС и энергоблок 3 Билибинской АЭС;

· в 2006 году - энергоблок 1 Курской АЭС и энергоблок 4 Билибинской АЭС.

При этом суммарная установленная мощность энергоблоков с продленным сроком эксплуатации в 2006 году составит 4 762 МВт.

Программы работ по подготовке к ПСЭ соответствующих энергоблоков АЭС ежегодно включаются в перечень приоритетных задач концерна «Росэнергоатом».

На Кольской АЭС в 2003 году продолжались работы по подготовке к ПСЭ энергоблока 2. Завершена разработка отчета по углубленной оценке безопасности - основного документа, обосновывающего допустимость и безопасность дальнейшей эксплуатации энергоблока.

В декабре 2003 года полный комплект документов по обоснованию возможности ПСЭ энергоблока 2 передан в Госатомнадзор России в составе заявления на получение долгосрочной лицензии после истечения 30-летнего срока эксплуатации. Полностью работы по модернизации оборудования и систем энергоблока завершатся в 2004 году.

На Ленинградской АЭС в 2003 году выполнен комплекс работ по подготовке к ПСЭ энергоблока 1. Закончено комплексное обследование энергоблока, определен и обоснован остаточный ресурс оборудования и систем, в том числе незаменяемых элементов реакторной установки, закончена разработка отчета по углубленной оценке безопасности. Завершены строительные работы по возведению дополнительных зданий и сооружений для размещения дополнительных систем безопасности энергоблока:

· системы аварийного охлаждения реактора;

· системы питания остановленного реактора;

· системы надежного техводоснабжения.

Продолжаются работы по внедрению:

· комплексной системы управления аварийным расхолаживанием реактора;

· второй системы останова реактора;

· резервного пульта управления.

Завершение комплекса работ по второму этапу модернизации энергоблока 1 запланировано в 2004 году.

На основании выполненных работ Минатомом России принято Решение о продлении срока эксплуатации энергоблока 1 Ленинградской АЭС на 15 лет сверх установленного.

Получена лицензия Госатомнадзора России на продолжение эксплуатации энергоблока. Условиями действия лицензии предусмотрена дальнейшая эксплуатация энергоблока на мощности после завершения всех работ по второму этапу модернизации блока с целью повышения уровня его безопасности.

В 2003 году разработан ряд организационно-технических и финансовых документов, обеспечивающих выполнение комплекса работ по подготовке к ПСЭ энергоблока 2 Ленинградской АЭС. Проводились работы по комплексному обследованию оборудования и систем энергоблока, а также по разработке отчета по углубленной оценке безопасности. Работы по подготовке к ПСЭ энергоблока 2 Ленинградской АЭС будут продолжены в 2004 году. На Курской АЭС продолжались начатые в 2002 году работы по программе второго этапа модернизации энергоблока 2, предусматривающей внедрение новых систем, повышающих безопасность и надежность работы энергоблока:

· второго канала системы аварийного охлаждения реактора (САОР-2);

· двухканальной комплексной системы контроля управления и защиты реактора РБМК-1000;

· централизованного контроля (СЦН «Скала-микро»);

· двухканальной системы защиты реактора по расходу в групповых коллекторах;

· двухканальной системы бесперебойного электроснабжения внедряемых спецсистем.

Завершены строительные 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 модернизируемых системах. Выполнена замена технологических каналов в объеме, определенном проведенными обследованиями состояния зазора графитовая кладка - технологический канал. Окончание работ запланировано на первое полугодие 2004 года. Цепью реализации мероприятий второго этапа модернизации является получение лицензии Госатомнадзора России на дальнейшую эксплуатацию энергоблока 2 Курской АЭС на номинальной мощности 1 000 МВт.

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

В 2003 году в соответствии с руководящим документом эксплуатирующей организации «Основные положения по продлению срока эксплуатации блоков АС второго поколения» (РД ЭО 0327-01) и утвержденной Минатомом России Предварительной программой работ по подготовке к ПСЭ энергоблоков второго поколения продолжались работы по подготовке к ПСЭ энергоблоков второго поколения.

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

Учитывая важность стоящих перед отраслью задач, вопросы модернизации и продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС регулярно рассматривались на выездных совещаниях на площадках АЭС с участием руководства Минатома России и концерна «Росэнергоатом», а также на тематических коллегиях Минатома России.