•  © www.rosenergoatom.ru

    На предпусковом энергоблоке № 2 Нововоронежской АЭС-2 (НВАЭС-2) завершились испытания гермооболочки на плотность и прочность.

    Испытания герметичного ограждения здания реактора (гермооболочки) — один из обязательных элементов ключевого этапа пусконаладочных работ, начавшегося 1 августа 2018 года, — холодно-горячей обкатки (ХГО) оборудования.

    В рамках ХГО на различных параметрах проводится весь комплекс предпусковых испытаний: проверка работоспособности оборудования реактора в проектных режимах, опробование системы защиты первого и второго контуров от превышения давления, испытания главных циркуляционных насосов (ГЦН), проверка системы управления и защиты (СУЗ) реакторной установки.

    Испытания гермооболочки проводились в рамках «горячего» этапа ХГО. В течение нескольких суток поочередно были выполнены испытания герметичного ограждения реакторного здания на герметичность разряжением (при помощи вытяжной ремонтно-аварийной системы вентиляции) и избыточным давлением (при помощи сверхмощных компрессоров). В гермообъем здания поэтапно подавался сжатый воздух для создания испытательного давления 4,6 кгс/см². Такое давление является избыточным: его параметры выше эксплуатационного. На протяжении всего процесса проводился мониторинг напряженно-деформированного состояния защитной оболочки.

    •  © vk.com

    20 января в 16.50, Ленинградская атомная станция достигла рекордной для отечественной атомной энергетики выработки в триллион киловатт-час с начала эксплуатации в декабре 1973 года.

    Поздравляем коллектив с трудовой победой! За историческим моментом наблюдали работники и руководство ЛАЭС, почетные ветераны, городская и областная власть, руководители крупных предприятий города.

    • БЗТ реактора ВВЭР-1200
    • БЗТ реактора ВВЭР-1200
    •  © ipic.su

    Ижорские заводы, входящие в Группу ОМЗ, завершили изготовление блока защитных труб (БЗТ) для второго энергоблока Ленинградской АЭС-2.

    Конструкция БЗТ представляет собой сварную металлоконструкцию длиной около 8 метров, диаметром более 4 метров и массой около 68 тонн. БЗТ предназначен для фиксации и дистанционирования головок тепловыделяющих сборок (ТВС), удерживания ТВС от всплытия во всех режимах работы реактора, включая аварийные ситуации, защиты органов регулирования и штанг приводов системы управления и защиты реактора от воздействия потока теплоносителя, обеспечения разводки направляющих каналов системы внутриреакторного контроля, обеспечения равномерного выхода теплоносителя по сечению активной зоны, размещения сборок «тепловых» образцов-свидетелей.

    На пусковом энергоблоке № 4 Ростовской АЭС завершился самый масштабный период пуско-наладочных работ — горячая обкатка реакторной установки. Это один из важнейших последних крупных этапов перед включением нового энергоблока в сеть.

    Были опробованы системы защиты 1-го и 2-го контуров от превышения давления, проведены испытания работы главных циркуляционных насосов на горячих параметрах реакторной установки, проверены системы электропитания собственных нужд, проведена комплексная проверка системы управления защитой реакторной установки".

    Главный инженер Ростовской АЭС Андрей Горбунов отметил: «В горячей фазе, которая началась 13 сентября, испытания проходили при заданных рабочих параметрах: давление в первом контуре — 160 кг/кв. см, температура — 280 градусов по Цельсию». Всего за весь этап холодной и горячей обкатки смонтированного оборудования реактора было проведено свыше 150 испытаний.

    Успешное завершение горячей обкатки и положительное заключение целевой комиссии Ростехнадзора будет означать полную готовность энергоблока № 4 Ростовской АЭС к загрузке в реактор тепловыделяющих сборок с ядерным топливом, то есть непосредственно к физическому пуску, который намечен на 2017 год.

    На пусковом энергоблоке № 4 началась подготовка к испытаниям реактора на параметрах идентичных рабочим. Работы планируется провести в августе-сентябре 2017 года. Об этом заявил генеральный директор Концерна «Росэнергоатом» Андрей Петров в ходе рабочего визита на стройплощадку Ростовской АЭС.

    На волгодонском заводе «Атоммаш», являющимся филиалом компании «АЭМ-технологии», завершился этам штамповки днищ корпуса и защитного кожуха для многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР).

    Операции по штамповке заготовок прошли на термопрессовом участке «Атоммаша» на специальных прессах с максимальной мощностью до 15000 тс (тонна-сила).

    Диаметр днища корпуса реактора МБИР составляет 2,2 метра, защитного кожуха — 2,4 метра, толщина деталей — 2,5 сантиметра.

    Следующей операцией станет механическая обработка деталей, после чего днища будут готовы к сборке.

    Вес готового корпуса реактора МБИР составит 83 тонны, длина превысит 12 метров, диаметр — 4 метра. Всего на «Атоммаше» будет изготовлено 14 изделий для многоцелевого исследовательского реактора общим весом свыше 360 тонн. В том числе корпусные элементы и опорные конструкции.

    Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах (МБИР) строится в г. Димитровград (Россия) на площадке Государственного научного центра «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (АО «ГНЦ НИИАР», входит в научный дивизион Росатома — АО «Наука и инновации»). Он станет самым мощным из действующих, сооружаемых и проектируемых исследовательских реакторов в мире. Тепловая мощность нового реактора с натриевым теплоносителем составит 150 МВт.

  • Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») завершил работы в рамках трех государственных контрактов проектного направления «Прорыв»: по технологии переработки облученного смешанного уран-плутониевого нитридного топлива; обращению с радиоактивными отходами, возникающими после переработки облученного топлива, и математическому моделированию технологических процессов по фабрикации ядерного топлива, его переработке и обращению с РАО для реакторов на быстрых нейтронах нового поколения.

    Автоматизированная система управления технологическим процессом (АСУ ТП) для второй очереди иранской атомной электростанции «Бушер» (АЭС «Бушер-2») будет произведена в России, сообщил журналистам глава инжинирингового дивизиона госкорпорации «Росатом», группы компаний ASE Валерий Лимаренко.

    АСУ ТП атомных станций — состоящий из нескольких уровней единый программно-технический комплекс, необходимый для управления энергоблоками АЭС.

    Весной 2016 года в составе Росатома была сформирована компания «Русатом — Автоматизированные системы управления». Цель ее работы - продвижение на зарубежных рынках российских АСУ ТП как для объектов атомной энергетики, так и для теплоэнергетики, нефтегазохимии, транспорта, предоставление полного спектра услуг на всех этапах жизненного цикла таких систем.

    В реактор энергоблока № 3 Балаковской АЭС загружены первые тепловыделяющие сборки с инновационным РЕМИКС-топливом, которое позволит повысить эффективность использования урана в атомной энергетике.

    Операция по загрузке топлива состоялась в ходе планово-предупредительного ремонта энергоблока, по окончании которого (9 августа 2016 г.) начнется этап опытно-промышленной эксплуатации новейшего ядерного топлива для реакторов ВВЭР.

    В рамках подготовки к холодно-горячей обкатке реакторной установки ВВЭР-1200 строящегося энергоблока № 1 на Ленинградскую АЭС прибыла первая партия имитаторов тепловыделяющих сборок (ТВС).

    «Первые 24 из 163 имитаторов ТВС уже поставлены и переданы на ответственное хранение генеральному подрядчику АО „КОНЦЕРН ТИТАН-2“. В 2015 году данный комплект имитаторов был использован в составе имитационной зоны реактора при проведении пуско-наладочных работ на энергоблоке № 6 Нововоронежской АЭС».

    Автоматизированная система управления технологическим процессом (АСУ ТП) для Белорусской АЭС, которая полностью создается в России на современном уровне, будет эталонной системой автоматики для других атомных станций, которые будут построены по российским проектам, в том числе за рубежом, заявил гендиректор компании «Русатом — Автоматизированные системы управления» (РАСУ, входит в госкорпорацию «Росатом») Андрей Бутко.

    Ижорские заводы, входящие в Группу ОМЗ, завершили изготовление второго корпуса реактора для Ленинградской АЭС-2.

    Контракт на поставку энергетического оборудования для ЛАЭС-2 был подписан в 2008 году. В рамках договора «Ижорские заводы» должны поставить на площадку станции корпусное оборудование для двух энергоблоков: корпуса реакторов ВВЭР-1200 с внутрикорпусными устройствами, верхние блоки и компенсаторы давления.

    Первый корпус реактора ВВЭР-1200 и другое корпусное оборудование для первого энергоблока ЛАЭС-2 предприятие отгрузило в 2012-2013 годах.

    ЛАЭС-2 возводится для возмещения мощностей Ленинградской АЭС. Всего проектом предусмотрено четыре энергоблока с реакторами типа ВВЭР-1200.

  • Специалисты Научно-производственного предприятия ЭКСОРБ завершили испытания эффективности сорбентов собственного производства на комплексе переработки ЖРО Кольской АЭС.

    На Кольской атомной станции с 2006 года действует единственный в мире полномасштабный комплекс по переработке жидких радиоактивных отходов. Очистка ЖРО на комплексе переработки происходит с использованием технологий озонирования и двустадийной ионообменной сорбции, с концентрацией радионуклидов в минимальном объёме и переводом их в твердую фазу, обеспечивающую безопасное хранение и захоронение. Продуктом переработки ЖРО является отвержденный солевой плав, не относящийся к категории РАО. Применяемая технология очистки ЖРО позволяет сократить количество подлежащих захоронению радиоактивных отходов более чем в 50 раз.

    В то же время, ряд жидких радиоактивных отходов АЭС находится в трудно поддающейся озонированию форме, и их переработка требует особых усилий.

    Научно-производственное предприятие ЭКСОРБ более 20 лет занимается разработкой сорбентов и технологий их применения для извлечения радионуклидов из жидких сред. Эффективность сорбентов подтверждена испытаниями в РосРАО, на атомных объектах в Германии, Словакии и Казахстане.

    В рамках реализации в АО «ПО «Электрохимический завод» (входит в Топливную компанию Росатом «ТВЭЛ») проекта производственной системы «Росатом» (ПСР) по снижению объемов незавершенного производства цех регенерации произвел партию гексафторида урана из закиси-окиси урана.

    Экономический эффект от проекта, по оценке специалистов предприятия, составил около 50 млн рублей.

    Запущенный «Росатомом» 20 мая 2016 года шестой реактор поколения 3+ на Нововоронежской АЭС нового проекта ВВЭР-1200 обогнал своих конкурентов минимум на год, а может и на два. Это уже факт, то есть самая упрямая штука в жизни. Сегодня он является одним из самых главных весомых аргументов в пользу «Росатома» при строительстве новых атомных блоков. Уже сегодня России принадлежит более трети рынка, но скоро атомная корпорация страны может стать недосягаемым для конкурентов лидером. И для этого была сделана вся необходимая подготовительная работа.

    Есть время разбрасывать камни, и есть время их собирать…

    Для начала давайте разберемся, в чем такая принципиальная разница между реакторами поколения 3 и 3+ и почему запуск первого энергоблока ВВЭР-1200 так важен.

    По следам недавнего выступления главы «Росатома» С.В. Кириенко в Совете Федерации в рубрике «Время эксперта» (видео, текст) предлагаю новостной обзор прорывных перспектив России в атомной энергетике.

  • Акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова» — крупный научно-производственный центр атомного машиностроения, располагающий многопрофильным конструкторским коллективом, собственной исследовательской, экспериментальной и производственной базой.

    Предприятие ведет свою историю с 27 декабря 1945 года, когда на базе Горьковского артиллерийского завода № 92 им. И.В. Сталина было образовано «ОКБ по проектированию специальных машин» для решения задач советского «Атомного проекта».

    С конца 1940-х годов ОКБ активно участвует в создании газодиффузионных машин для обогащения урана и первых промышленных ядерных реакторов. В период 1945 — 1960 гг. разработано, изготовлено и испытано 25 типов компрессоров для газодиффузионных машин. За изготовление и поставку на монтаж 17000 газодиффузионных машин конструкторское бюро получило три Государственные и Правительственные премии.

    С 1955 годa в ОКБМ разработано несколько поколений судовых атомных энергоустановок, которые были установлены на 8 атомных ледоколах и ледокольно-транспортном судне-лихтеровозе «Севморпуть».

    Сегодня сооружаются универсальные атомные ледоколы нового поколения с усовершенствованной интегральной реакторной установкой РИТМ-200. ОКБМ Африкантов выступает главным конструктором и комплектным поставщиком реакторной установки для головного и двух серийных ледоколов нового поколения.

    С 1972 года в ОКБМ ведутся разработки проектов реакторных установок малой и средней мощности, которые рассчитаны на использование в удаленных районах с децентрализованным электроснабжением и дорогим топливом. Плавучий энергоблок (ПЭБ) «Академик Ломоносов» с реакторной установкой КЛТ-40С может обеспечить жизнеобеспечение на протяжении 10 лет крупного населенного пункта с населением до 100 тысяч человек.

    С начала 2015 года российские АЭС (филиалы концерна «Росэнергоатом») выработали более 153,9 млрд кВт.ч электроэнергии, при плане 147,2 млрд кВт.ч. Это на 14 млрд кВт.ч больше, чем на эту же дату 2014 года.

    Достижение цифры 150 млрд кВт.ч во второй половине октября является рекордом, пока это случилось впервые в истории существования атомной энергетики в России. Таким образом, плановое задание по выработке электроэнергии с начала года выполнено на 104,6%.

    • Таблетки диоксида урана
    • Таблетки диоксида урана

    На Новосибирском заводе химконцентратов побывали редакторы научно-образовательного проекта ТАСС «Чердак» и узнали, почему производство ядерного топлива очень безопасно, как лазер заменил на предприятии женщин и чем отличаются тепловыделяющие сборки российских АЭС от зарубежных.

    Новосибирский завод химконцентратов (НЗКХ) — одно из предприятий промышленного района Новосибирска, построенных сразу после войны, в 1948 году. Рядом с ним — ТЭЦ, завод имени Чкалова и другие предприятия. На самом деле, на этой площадке планировалось производить автомобили — дизельные грузовики грузоподъемностью четыре тонны. Но для производства большого количества топливных блоков уран-графитовых реакторов, которые тогда выпускали на заводе в подмосковной Электростали, нужно было построить еще одно предприятие в другой части страны. Выбор пал на новосибирскую площадку: здесь были почти построены пять производственных корпусов и здание котельной, было удобное транспортное сообщение. После решения о передаче строительной площадки под строительство химико-металлургического завода большую часть оборудования отправили в Минск. С тех пор на НЗХК освоено производство основного вида топлива для АЭС — диоксида урана. Сейчас на заводе работают более полутора тысяч человек.

    Изготовленная ОМЗ-Спецсталь опытно-штатная обечайка активной зоны корпуса реактора проекта «ВВЭP-ТОИ» успешно прошла все необходимые исследования и испытания и признана штатной, т. е. годной к использованию.

    Научно-исследовательская разработка проводилась ОМЗ-Спецсталь совместно с Научно-исследовательским центром ТК ОМЗ-Ижора, который осуществлял технологическое и материаловедческое сопровождение проекта, при участии НПО ЦНИИТМАШ.