«На сегодняшний день мы
находимся на уровне 20% генерации электричества в стране. На северо-западе
России около 46–48%, в центральной части — больше 40%. Но Президент РФ решил,
что надо выходить в 2040-е гг. на величину в 25% атомной энергогенерации в
масштабах всей страны. Поэтому для нас первый вызов — увеличить удельный
вес. При этом мы столкнемся с большим вызовом в течение ближайших 10 лет —
будет необходимо вывести из эксплуатации порядка десятка блоков» [1].
Новые блоки нужны не только для замены старых, но и для увеличения атомной
выработки. В ближайшее время будут отключены реакторы РБМК, построенные в
1970-е гг. Три из них остановлены с 2018 г. – первые два блока Ленинградской АЭС
и первый блок Курской АЭС. К 2035 г. будут остановлены 8 оставшихся реакторов
РБМК на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. С 2032 по 2034 г. будут
остановлены после 60-летнего срока эксплуатации три реактора ВВЭР-440:
четвертый блок Нововоронежской АЭС и два первых блока Кольской АЭС. В ближайшие
годы будут закрыты три блока ЭГП-6 на Билибинской АЭС. Итого, к 2035-2040 гг. будет
остановлено 13 блоков общей мощностью около 9,3 ГВт [2].
После 2035 г. подойдет
срок вывода водо-водяных энергоблоков, построенных в 1980-е гг., – третий и
четвертый блоки ВВЭР-440 Кольской АЭС, ВВЭР-1000 на Нововоронежской (№5),
Балаковской (№1) и Калининской (№1) АЭС. К 2040-му г. будет остановлен и
60-летний энергоблок №3 с БН-600 на Белоярской АЭС. Итого, с 2022 по 2045 г. будет выведено ~14 ГВт. Если не замещать выбывающие мощности, то к 2035 г. суммарная
мощность атомного парка России сократится на треть, а к 2045 г. – вдвое от
нынешнего уровня [3].
До 2035 г. нужно построить 17 энергоблоков. До 2030 г. будут компенсированы выбывающие мощности, а затем начнется
прирост мощностей и рост доли атомной генерации за счет её развития по
нескольким направлениям.
В год основания
оператора атомных станций «Росэнергоатома» (1992 г.)
выработка на АЭС составляла 120 млрд кВт⋅ч,
в 2021 г. - 222 млрд кВт⋅ч. «Такой прирост был
обусловлен вводом новых энергоблоков на Балаковской, Ростовской,
Калининской, Белоярской, Нововоронежской, Ленинградской АЭС и ПАТЭС. Другой
важной составляющей стало продление срока эксплуатации блоков первых поколений в конце
1990‑х — начале 2000‑х гг.» (гендиректор «Росэнергоатома» А. Шутиков,
с 6 июня 2023 г.) [3].
В соответствии с
программой увеличения выработки АЭС [4], была
повышена тепловая мощность ВВЭР, увеличен КПД турбинной установки ВВЭР
и РБМК, реакторы ВВЭР‑1000 переведены на 18‑месячный топливный цикл,
оптимизирован планово-предупредительный ремонт (ППР) на блоках
с реакторами всех типов. Для восстановления ресурсных характеристик энергоблоков
с РБМК была создана и опробована на первом блоке Ленинградской
АЭС технология компенсации искривления технологических каналов из-за
радиационно-термического повреждения графитовой кладки, что позволило вновь
включить энергоблок в сеть. В октябре 2023 г. «Росэнергоатом»
ввел в промышленную эксплуатацию Информационную систему поддержки
эксплуатации АЭС (ТОРЭКС) на пяти атомных станциях: Балаковской,
Белоярской, Кольской, Ростовской и Смоленской.
Продление
сроков эксплуатации энергоблоков действующих АЭС сверх назначенного срока службы
является одним из эффективных направлений вложения финансовых средств для
сохранение генерирующих мощностей и повышение безопасности АЭС. Экономически
обоснованная продолжительность дополнительного срока эксплуатации энергоблоков АЭС
составляет от 15 до 30 лет [5].
На момент проектирования АЭС в 1960-е гг.
отсутствовали фактические эксплуатационные данные по износу оборудования
атомных станций. Сегодняшний опыт эксплуатации АЭС позволяет пересмотреть ранее
установленные 30-летние сроки службы энергоблоков. Современные
достижения в области реакторных материалов позволяют увеличить
этот срок еще на 50−70%. При этом затраты на продление сроков эксплуатации
энергоблоков значительно меньше затрат на ввод новых генерирующих мощностей.
В соответствии с программой повышения уровня производства
электроэнергии на действующих блоках с ВВЭР, рассчитанной
до 2028 г., «Росэнергоатом» занимается оптимизацией техобслуживания
и ремонта; модернизацией с целью повышения мощности энергоблоков;
снижением потерь в теплообменном оборудовании энергоблоков; модернизацией
турбогенераторов. Цель программы — дополнительные 1000 МВт выработки
российских АЭС [6].
«Вывод третьего и четвертого блоков
Ленинградской станции был намечен на 2025 г., но было принято решение
проработать возможность продления сроков эксплуатации блоков РБМК второго
поколения еще на пять лет. Речь идет о третьем и четвертом блоках Ленинградской
станции, третьем и четвертом блоках Курской и всех блоках Смоленской АЭС. Если
Ростехнадзор нас поддержит, срок эксплуатации блоков РБМК достигнет 50 лет. Аналогичное продление предусмотрено для двух первых
блоков Кольской АЭС с реакторами ВВЭР‑440/В‑230. Не меньше 60 лет,
вероятно, прослужат реакторы ВВЭР‑440/В‑213, модификации ВВЭР‑1000, ВВЭР‑1200
и реакторы проекта ВВЭР-ТОИ [7].
К 2030 г. для вывода
из эксплуатации будет остановлено 19 блоков АЭС, а к 2040 г. число
остановленных блоков возрастет до 25. Для компенсации энергетических потерь «Росэнергоатом»
активно занимается модернизацией атомных мощностей. При продлении эксплуатации
атомных блоков их модернизация, как правило, сопровождается поэтапным
повышением мощности (~10−30%), что эквивалентно строительству нескольких
электростанций при
значительно меньших затратах [8].
Модернизация действующих энергоблоков АЭС
Модернизация
основного оборудования действующих АЭС – одна из приоритетных задач развития
атомной энергетики России сегодня. Модернизация действующих энергоблоков
позволяет не только сохранять мощности АЭС, повышать уровень их безопасности и
улучшать рабочие характеристики энергоблоков, но и наиболее эффективно использовать
вложения финансовых средств на сохранение генерирующих мощностей.
За счет внедрения новых технологических решений
при модернизации
АЭС осуществляется продление эксплуатационного ресурса энергоблоков, увеличивается
производство электрической и тепловой энергии на действующих энергоблоках.
С момента образования АО «Концерн
Росэнергоатом» в 1992 г., выполняющего функции оператора атомных станций, были
введены 13 энергоблоков. В настоящее время «Росэнергоатом» ведёт сооружение в
России ещё шести энергоблоков на 3-х площадках: на Курской АЭС-2, Ленинградской
АЭС-2 и Смоленской АЭС-2. На 11-ти атомных станциях находятся 37 энергоблоков суммарной
установленной мощностью свыше 28,5 ГВт (в работе по состоянию на 1.09.2024 г.
29 энергоблоков) [9].
Модернизация Балаковской АЭС
Балаковская атомная
станция – одна из крупнейших в России, ежегодно вырабатывающих ~30 млрд кВт⋅ч электроэнергии
на четырёх энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000 (пр. В-320).
В 2015 г. станция
получила лицензию на дополнительный срок службы энергоблока №1 еще на 30 лет, в
2017 г. – энергоблока №2 на 26 лет, в 2018 г. – энергоблока №3 на 30 лет. В
2023 г. был продлен срок эксплуатации энергоблока № 4 до 2051 г.
В
1989–1991 гг. на энергоблоках Балаковской АЭС были проведены работы по замене
парогенераторов. В
рамках продления срока эксплуатации энергоблоков в 2012 г. на блоке №1 была
произведена замена конденсатора турбины К-1000. В 2015 г. был заменен статор генератора
ТВВ-1000. В результате модернизации 2015 г. мощность АЭС была увеличена на 10%.
В 2018 г. был осуществлен
восстановительный отжиг корпуса реактора ВВЭР-1000. В 2020 г. завершены работы
по замене двух парогенераторов на энергоблоке №3.
Вышедшие из эксплуатации
парогенераторы 30 лет находились в специальном хранилище. В 2020 г. было проведено
радиационное обследование каждого парогенератора, проверена герметичность
корпусов оборудования. В 2023 г. была получена лицензия на транспортировку
парогенераторов, основной этап которой проходил с апреля по июнь 2024-го г. В
начале июля 2024 г. три отработавших парогенератора Балаковской АЭС типа
ПГВ-1000М были отправлены в Мурманскую область на переработку. Значительную
часть металла можно будет повторно использовать в промышленном производстве. До
конца года планируется отправить на утилизацию еще три выведенные из
эксплуатации парогенератора Балаковской АЭС.
Сегодня
на станции действует автоматизированная система управления техническим
обслуживанием, ремонтом и эксплуатацией (ТОРЭКС).
12 июля 2024 г. после завершения планово-предупредительного ремонта (ППР) с
перегрузкой ядерного топлива был включен в сеть энергоблок №2.
В июне 2023 г. на первом блоке Балаковской
АЭС (РУ ВВЭР-1000) завершился первый 18-месячный цикл опытно-промышленной
эксплуатации тепловыделяющих сборок на базе инновационного уран-плутониевого
РЕМИКС-топлива, содержащего смесь обогащенного урана с ураном
и плутонием (плутоний — до 1,5 %), что позволит перейти к
замкнутому ядерному топливному циклу не только на быстрых реакторах, но и на
установках типа ВВЭР.
В ходе очередного ППР блока №3,
отключённого от сети 10 августа 2024 г.,
будет произведен типовой ремонт с перегрузкой топлива, операция по
техническому обслуживанию дизель-генератора канала системы безопасности №3,
ремонт линии вала турбогенератора, ремонт цилиндра низкого давления, замена
перегревающихся частей сепаратора парогенератора №1 - всего порядка 11
модернизационных работ [10].
Работы по модернизации на Калининской АЭС
Установленная
мощность Калининской АЭС с 4 энергоблоками с
реакторами ВВЭР-1000 – 4000 МВт. Продление эксплуатационного ресурса действующих
энергоблоков, модернизация оборудования являются приоритетным направлением
развития станции. В результате АЭС получила лицензии на продление срока
эксплуатации энергоблока №1 до 2025 г., энергоблока №2 - до 2038 г. Здесь впервые была выполнена модернизация системы
автоматического регулирования и защиты турбины энергоблока №4, благодаря чему
удалось повысить надежность противоразгонной защиты турбины и минимизировать
вибрационное воздействие на оборудование.
В
2021 г. на Калининской АЭС заменили оборудование трех систем контроля и управления
каналов системы безопасности (СКУ СБ). Также заменили СКУ систем нормальной
эксплуатации, технические средства оперативно-диспетчерского контроля.
Поставили новые контрольно-измерительные приборы и низковольтные комплектные
устройства для коммутации напряжения на электроприводную арматуру (задвижки на
трубопроводах и пр.) [11].
Несмотря на то, что
топливо было полностью выгружено из реактора и перенесено в бассейн выдержки,
системы безопасности, контролирующие охлаждение, нельзя было отключать все
сразу. Замена оборудования велась последовательно. Сначала отключили один канал
системы безопасности, демонтировали старые кабели и электрооборудование на
системе контроля и управления этого канала, смонтировали новое, подключили.
Затем так же заменили кабели и электрооборудование на двух других системах.
Меняли как силовые, так и контрольные кабели, в общей сложности — около 2000
км.
В ходе планового
капитального ремонта на третьем энергоблоке Калининской АЭС в мае 2021 г.
была проведена модернизация комплекса систем контроля защитной оболочки (СКЗО)
реакторного отделения. Контайнмент, состоящий из цилиндрической
железобетонной стены толщиной в метр и купола, обеспечивает
герметичность внутреннего объема. Прочность конструкции придают высокопрочные
армоканаты в специальных каналах внутри стены. Они натягиваются
домкратами, обжимая оболочку, что препятствует появлению трещин в бетоне. Для
контроля натяжения армоканатов, состояния защитной оболочки
и ее герметичности была внедрена новейшая система для повышения
безопасности эксплуатации энергоблока.
В реакторном отделении
выполнена замена рабочих станций, базового и прикладного программного
обеспечений, контроллеров обмена информацией, коммутаторов и устройств
обработки сигналов. Для анализа состояния защитной оболочки и оценки
ее прочности в состав СКЗО внедрена экспертная система на базе
отечественного ПК CONT, позволяющая проводить оценку эксплуатационной
пригодности защитной оболочки в процессе эксплуатации энергоблока [12].
В ходе ремонтной
кампании в июле 2023 г. на блоке № 4 был выполнен ремонт
насосного оборудования, турбины, турбогенератора и реакторной установки с
последующей перегрузкой топлива. Было реализовано 13 модернизационных работ: модернизированы
системы, связанные с охлаждением статора генератора и акустическим контролем
течей, обновлены алгоритмы автоматизированных систем управления и безопасности,
проведен контроль состояния металла основного оборудования, диагностика
теплообменных трубок в двух из четырех парогенераторах и отгрузка отработавшего
ядерного топлива.
В августе 2023
г. произведена замена устаревшего оборудования и программного обеспечения
СВБУ для реализации новых функций в части информационной безопасности,
диагностики оборудования и имитации сигналов технологических защит
и блокировок. Выполнена замена компонентов системы в действующих
пультах блочного пункта управления и выполнена интеграция
с действующими подсистемами АСУ ТП. Специалисты АО «РАСУ» совместно со
специалистами Калининской АЭС ведут работы по модернизации шлюзового
оборудования и смежных подсистем, интегрируемых в модернизированную
СВБУ.
В ходе ПСР в октябре 2023 г. на энергоблоке
№2 был реализован ряд модернизационных работ, направленных на повышение
безопасности и надежности эксплуатации энергоблока. Модернизированы фланцевые
соединения на ресиверах турбины, заменена арматура систем радиационного
контроля и фильтры системы технического водоснабжения, проведена замена
указателей уровня теплообменного оборудования на указатели магнитного типа [13].
Станция стала
первой, где установили самостабилизаторы давления. Их внедрение в 2023 г. позволило
полностью устранить замечания, связанные с гидроударами и пульсациями давления
среды. Также на одном из реакторов Калининской АЭС запустили
полнофункциональный образец гибридного мюонного томографа для дистанционного
обследования установки.
22 июня 2024 г. после завершения ремонта энергоблок №1
подключили к сети. На блоке было выполнено более 10 тысяч работ, в том числе -
профилактический ремонт реакторной и турбогенераторной установок, контроль
состояния металла основного оборудования, диагностика 3,5 тысяч теплообменных
трубок в двух из четырех парогенераторах [4].
Были модернизированы
системы продувки парогенераторов, системы технической воды неответственных
потребителей и линии промывки в схеме охлаждения обмотки статора, системы
контроля течи, технологические системы реакторного цеха с заменой арматуры и
др. Одной из ключевых работ стало восстановление и модернизация основных узлов
блочного трансформатора, предназначенного для передачи вырабатываемой
турбогенератором электроэнергии и повышения напряжения с генераторного до
сетевого. Трансформатор энергоблока №1 - один из самых мощных в России. В
результате проведенных работ был увеличен срок службы трансформатора и улучшены
его характеристики.
На четвертом блоке
Калининской АЭС паровые арматурные блоки швейцарского производства планируется заменить
на отечественные, производства Чеховского
завода энергетического машиностроения.
Для модернизации энергоблока № 2 Калининской АЭС АО «СНИИП»
разработало автоматизированные рабочие места технологических защит и блокировок
(АРМ ТЗБ) [13а].
Это оборудование позволит оптимизировать взаимодействие операторов с новыми
системами контроля и управления, установленными на БПУ энергоблока. Внедрение автоматизированных рабочих мест для работы с
технологическими защитами и блокировками повышает скорость проверки этих систем
при пусковых операциях на энергоблоке, уменьшает вероятность неправильных
действий персонала, исключает несанкционированное воздействие.
Модернизация
наЛенинградской АЭС
ЛАЭС одна из крупнейших станций
в России по установленной мощности 4400 МВт, с двумя типами реакторов: два
энергоблока с реакторами РБМК-1000 и два энергоблока поколения 3+ с реакторами
ВВЭР-1200. Энергоблоки №1 и №2 с реакторами РБМК-1000 были остановлены для
вывода из эксплуатации, на смену им в 2018 и 2021 гг. были введены два блока с
реакторами ВВЭР-1200. В 2022 г. стартовало сооружение энергоблоков №7 и №8 с
реакторами ВВЭР-1200 для замещения энергоблоков №3 и №4 с реакторами РБМК-1000. Новые блоки №7 и №8
планируется ввести в эксплуатацию в 2030 и 2032 гг.
Первоначально
проектный эксплуатационный ресурс каждого реактора и основного оборудования
энергоблоков РБМК был установлен в 30 лет. В результате проведенной
модернизации ресурс каждого из четырех энергоблоков был продлен на 15 лет.
В 2012-2014
гг. на первом энергоблоке была реализована программа по восстановлению
ресурсных характеристик реактора [4]. Были научно обоснованы возможность и программа
проведения ремонта, сконструированы специальные машины и системы измерения,
включающие контроль состояния кладки во время работы реактора на мощности. В
работах принимали участие: НИКИЭТ, НИЦ «Курчатовский Институт», ВНИИАЭС, ЭНИЦ,
ВНИИЭФ, Институт Машиноведения и инженерные компании: Пролог, Диаконт, НИКИМТ-Атомстрой.
За разработку технологии, позволившей сохранить в энергобалансе страны 11
блоков с реакторами РБМК, коллектив ЛАЭС был отмечен государственными
наградами.
Блок №1 был
остановлен для вывода из эксплуатации 21 декабря 2018 г., блок №2 - 10 ноября
2020 г. Энергоблоки находятся в режиме «эксплуатация без генерации».
Уникальные возможности канальных реакторов позволили внедрить на станции
технологии радиационной обработки материалов, а также производство
дополнительной продукции в виде медицинских и общепромышленных радиохимических
изотопов: кобальта-60, молибдена-99, йода-131, самария-153. На энергоблоках №№3 и 4 были введены
в эксплуатацию четыре дополнительных облучательных канала для наработки нового
изотопа лютеция-177. Также на ЛАЭС осуществляется радиационное легирование слитков
монокристаллического кремния для производства диодов, теристоров для высоковольтной
силовой электроники.
По сравнению с традиционными энергоблоками блоки с ВВЭР-1200 поколения 3+ обладают
рядом преимуществ. На блоках с реактором ВВЭР-1200 используются: «ловушка
расплава», система пассивного отвода тепла через парогенераторы для длительного
отвода тепла в атмосферу от активной зоны реактора при отсутствии всех
источников электроснабжения и др.
Площадка под энергоблоки №7 и 8 уже разработана. Строители на 2,5 месяца опережают график работ на главном
объекте энергоблока №7 — здании реактора. «Рецепт долговечного и прочного основания под здание реактора не сложен:
качественные исходные ингредиенты бетонной смеси, их правильные пропорции,
заливка бетонной смеси нон-стоп и правильный уход за бетоном до его полного
застывания и отвердения» (К. Худяков, директор программы по объектам
Ленинградской АЭС АО «КОНЦЕРН ТИТАН-2») [14]. На следующем этапе строители приступят к
армированию и бетонированию верхней части фундамента здания реактора.
Одновременно будут выполнены гермопроходки, проложены трубопроводы. Полностью
фундамент будет готов осенью текущего года. После чего начнется возведение
внутренней защитной оболочки здания реактора (одной из пассивных систем
безопасности энергоблока), сооружение внутренних перекрытий и монтаж
оборудования. Под проект новых энергоблоков ЛАЭС возводятся ещё 14 объектов.
Строители
занимаются подготовкой к бетонированию фундаментных плит под здания ядерного
острова, разработкой котлована под турбинный остров и устройством свайного поля
под четвертую градирню. На энергоблоке №8 разработан котлован под здание
реактора и выполняется пластовый дренаж. На следующих этапах займутся
«подбетонкой», молниезащитой и гидроизоляцией участка, с последующим армированием
фундамента здания реактора. Бетонирование фундамента здания реактора энергоблока
состоится весной 2025 г. Ввод энергоблока №7 Ленинградской АЭС в
эксплуатацию запланирован на 2030 г.
Для проведения ППР с
выполнением работ по внутриреакторному контролю и управлению ресурсными
характеристиками реакторной установки 24 апреля 2023 г. начата поэтапная
разгрузка энергоблока №3 РБМК-1000. Турбогенератор №6 отключен от сети.
Срок службы энергоблока определяется ресурсом незаменяемых элементов. В
первую очередь, это строительные конструкции. Для РБМК это также крупные
элементы реакторной установки, такие как барабаны-сепараторы и
металлоконструкции. При проектировании РБМК незаменяемым и неремонтопригодным
элементом считалась также графитовая кладка. С 2018 г. первое поколение блоков
начали останавливать и готовить к выводу из эксплуатации. Сейчас концепция
поменялась. В 2022 г. «Росатом» принял решение о начале работ для повторного
продления срока службы энергоблоков с реакторами РБМК до 50 лет. Речь идет о
вторых очередях Ленинградской и Курской АЭС и трех блоках Смоленской станции [15].
В ноябре 2023 г.
энергоблок №5 ЛАЭС-2 был останавлен второй раз из-за повреждения лопаток паровой
турбины. Первый раз это произошло 20 июля 2023 г. Лопатки заменили, 23 сентября
блок был включен в сеть, но ситуация повторилась 12 ноября из-за
повреждения лопаток на другом ЦНД. В 2023 г. блок дважды отключался
от сети из-за разрушения лопаток цилиндра низкого давления (ЦНД)
быстроходной паровой турбины К-1200 производства «Силмаша» [16].
19 января 2024 г.
после завершения ремонтных работ на паротурбинном оборудовании блок был включён
в сеть. 15 августа 2024 г. для проведения планового
капитального ремонта был остановлен энергоблок №5 [17]. Для проверки состояния металла корпуса реактора и его
внутрикорпусных устройств ядерное топливо из корпуса реактора будет полностью
извлечено. Часть кассет с отработавшим ядерным топливом заменят на свежие.
Будет выполнена модернизация
насосных агрегатов реакторной установки и системы передачи данных оборудования
автоматизированной системы управления технологическими процессами. Герметичную
оболочку здания реактора протестируют вакуумированием и избыточным давлением
для подтверждения её целостности и плотности.
В настоящее время на ЛАЭС
в работе находятся энергоблоки №№ 3, 4 и 6, которые несут нагрузку 3200 МВт.
Модернизация Смоленской АЭС
На Смоленской
АЭС эксплуатируются три энергоблока с реакторами РБМК-1000. Первая очередь
относится ко второму поколению АЭС с реакторами РБМК-1000, вторая – к
третьему.
В 2011 г. в рамках реализации программы по продлению
сроков эксплуатации на САЭС был проведен капитальный ремонт и модернизация
энергоблока №1. Был подписан акт приемки в эксплуатацию 1-го пускового
комплекса КП РАО.
В
2015 г. на правительственном уровне вышло распоряжение о размещении в
Смоленской области двух энергоблоков ВВЭР-ТОИ, замещающих мощности действующих
блоков, подлежащих выводу из эксплуатации.
В 2022 г. Смоленская
АЭС получила лицензии Ростехнадзора на дополнительный 5-летний срок
эксплуатации энергоблока №1 (до 2027 г.) и на обращение с изотопом кобальта-60
(до 2037 г.).
15 июня 2023 г. для ППР был выведен энергоблок
№1 САЭС. Были выполнены работы по восстановлению ресурсных характеристик
графитовой кладки реактора параллельно с массовой заменой технологических
каналов(с последующими 7-8 этапами
УРХ). Кроме работ по управлению ресурсными
характеристиками проведена модернизация устройства регулирования напряжения под
нагрузкой трансформатора, маслоохладителей на блочных трансформаторах,
дренажно-трапного тракта оборудования.
Управление ресурсными
характеристиками подразумевает восстановление прямолинейности графитовых
колонн. После расхолаживания реактора и выгрузки топлива, извлекли
технологические каналы и продольно по всей высоте разрезали графитовые блоки.
Далее выполнялась калибровка отверстий и осмотр резов на наличие фрагментов,
мешающих смыканию блоков. Затем включались главные циркуляционные насосы для
динамического воздействия на графит, и вновь осматривали. Некоторые ячейки
повторно резали по сомкнувшимся резам, измеряли стрелы прогиба, устанавливали
новые технологические каналы и загружали топливо. Во время ППР первого
энергоблока восстановили прямолинейность 137 графитовых колонн (8 % всего
объема). В результате удалось уменьшить искривление колонн во всем объеме
графитовой кладки до значений, которые позволяют безопасно эксплуатировать
реакторную установку в течение 300 эффективных суток. Следующий этап УРХ
пройдет в 2024 г. [18].
В январе 2024 г. в текущий ППР был выведен энергоблок №3 для осуществления
внутриреакторного контроля, измерения геометрии технологических каналов и
каналов системы управления и защиты для определения состояния графитовой
кладки. Кроме ремонта оборудования проведена модернизация деаэраторов, системы
управления арматурой на напоре питательных электронасосов, замена
электроприводов на системе технического водоснабжения машинного зала.
С 1 июня 2024
г. на энергоблоке №1 реализован второй этап работ по управлению ресурсными характеристиками графитовой
кладки реактора (93 ячеек). Произведена замена
импульсно-предохранительных клапанов на трубопроводах редуцированного пара,
модернизирована система управления электронасосов.
В настоящее время на Смоленской АЭС
в работе все три энергоблока.
Модернизация Нововоронежской АЭС
НВ
АЭС - первая в России АЭС, на которой представлены все проекты реакторов типа
ВВЭР: ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200. 4 реактора суммарной установленной мощностью 3747 МВт.
Всего на
Нововоронежской площадке было введено в эксплуатацию семь энергоблоков с
реакторами типа ВВЭР. Пуск первого энергоблока (ВВЭР-210) осуществлен в 1964
г., второго (ВВЭР-365) – в 1969, третьего – в 1971 и четвертого (ВВЭР-440) -
1972, пятого (ВВЭР-1000) - 1980 г.
Энергоблоки №1 и №2 остановлены в 1984 и 1990 г.; ядерное топливо вывезено, блоки
переведены в ядерно-безопасное состояние. Энергоблок №3 остановлен в 2016 г.
для вывода из эксплуатации. Энергоблок № 6 (ВВЭР-1200) введен в промышленную
эксплуатацию 27 февраля 2017 г.; энергоблок №7 (ВВЭР-1200) – 31 октября 2019 г.
[4]
В 1987 г. на
НВ АЭС состоялся первый в истории отечественной атомной энергетики
термоэлектрический отжиг корпуса реактора ВВЭР, позволивший продлить сроки
эксплуатации реакторных установок этого типа.
С 1995 г. для
приведения в соответствие с современными стандартами безопасности проводилась поэтапная
модернизация энергоблоков №3 и 4. Был выполнен комплекс работ по продлению
сроков эксплуатации энергоблоков с ВВЭР-440 на 15 лет (до 2016 и 2017 г. соответственно). По проекту срок эксплуатации ВВЭР-440
был установлен в 30 лет. Но анализ состояния энергоблока №3
в конце 1990-х показал, что заложенные технологические решения, состояние
корпуса реактора и оборудования позволяют продлить срок его эксплуатации.
И в 1999—2002 гг. были проведены работы по продлению:
осуществлен термический отжиг корпуса реактора, позволивший восстановить
свойства стали. Аналогичные работы в 1999-2003 гг. провели
на энергоблоке № 4 НВ АЭС. Срок службы третьего и четвертого
энергоблоков был продлен на 15 лет. В итоге в рамках первой
модернизации 1999-2003 гг. вероятность тяжелого повреждения активной зоны
реактора на третьем и четвертом энергоблоках была снижена в 50
раз.
В сентябре 2011 г. после масштабной модернизации был вновь введен в
эксплуатацию энергоблок №5 - первый в России энергоблок-миллионник с реактором
ВВЭР. Энергоблок стал соответствовать современным российским стандартам
безопасности и рекомендациям МАГАТЭ, а дополнительный срок его эксплуатации
увеличился на 26 лет. В 2017 г. на энергоблоке №5 была проведена модернизация
турбоагрегата, позволившая повысить его мощность на 15 МВт.
В декабре
2017 г. стартовали работы
по второму продлению срока эксплуатации энергоблока № 4 еще на 15 лет - до 60 лет. Был произведен отжиг корпуса
реактора, модернизирован блочный щит управления энергоблока. 10 января
2019 г. после капитального ремонта с модернизацией оборудования энергоблок
№ 4 НВ АЭС был выведен на 100% мощности.
Главным мероприятием
стало сооружение дополнительного здания для системы аварийного охлаждения
активной зоны реактора. В дополнение к активной системе охлаждения
предусмотрена пассивная: в случае нештатной ситуации будут задействованы
четыре емкости, борный раствор из которых охладит активную зону реакторной
установки.
Были использованы
системы безопасности третьего энергоблока для четвертого, увеличена с двух до
четырех их многоканальность. Повторно проведен отжиг корпуса реактора. Коэффициент использования установленной мощности энергоблока № 4
является лучшим на Нововоронежской АЭС. Выполнен
целый ряд работ по остановленному блоку №3 НВ АЭС: вывезено отработавшего
ядерного топлива; блок приведен в ядерно-безопасное состояние. Частично прошли
модернизацию и продление срока эксплуатации системы блока №3, так как они
используются как дублирующие для нужд действующего блока №4. Бассейн выдержки
блока №3 находится в работе на случай аварийной выгрузки активной зоны блока
№4.
Подробный анализ повторного продления срока эксплуатации энергоблока
№4 НВ АЭС представили авторы работы [19]:
«Главной целью
модернизации энергоблока №4 Нововоронежской АЭС при повторном продлении срока
эксплуатации до 60 лет явилось повышение уровня безопасности путем преодоления
системы проектных аварий, связанных с течью теплоносителя первого контура,
вплоть до разрыва главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) Ду500 мм. Это
достигалось оснащением энергоблока дополнительными системами охлаждения
активной зоны, раскреплением ГЦТ и оборудования первого контура, объединением
герметичных ограждений (ГО) реакторных установок (РУ) энергоблоков №3 и 4, а
также использованием систем безопасности (СБ) энергоблока №3 для нужд
энергоблока №4. реализовано более 50 технических мероприятий.
Наиболее значимые
мероприятия основного этапа, осуществленного в 2018 г.:
▪ отжиг корпуса
реактора; ▪ внедрение пассивной системы аварийного охлаждения активной зоны
(пассивная САОЗ) путем установки четырех гидроаккумуляторов;
▪ внедрение САОЗ
низкого давления с использованием вновь смонтированных насосов аварийной
подпитки первого контура низкого давления АРН-1,2,3; формирование 4 каналов
САОЗ первого контура высокого давления, два канала из которых образованы
насосами 4АПН-1,2 и 4АПН-5,6, дополнительные два канала образованы насосами
3АПН-1,2 и 3АПН-5,6 энергоблока № 3;
▪ формирование 4 каналов системы
дополнительной аварийной подпитки (ДАП) парогенераторов, два канала из которых
образованы насосами энергоблока №3;
▪ объединение ГО энергоблоков №3 и 4 для
снижения давления при максимальных проектных авариях, связанных с течью
теплоносителя в ГО РУ энергоблока №4;
▪ формирование 4 каналов безопасности
системы технического водоснабжения, два из которых образованы насосами
энергоблока №3; ▪ формирование 4 каналов системы аварийного электроснабжения
энергоблока №4;
▪ замена и модернизация оборудования управляющих систем
безопасности, автоматизированной системы управления технологическим процессом
(АСУТП), информационно-вычислительной системы (ИВС), программно-технического
комплекса системы контроля и управления ПТК СКУ) систем, обеспечивающих
безопасность (СОБ) и системы внутриреакторного контроля;
▪ замена
электротехнического и технологического оборудования реакторного и турбинного
отделений (ТО), срок эксплуатации которого истекал в ближайшее время; ▪
модернизация панелей и пультов БЩУ энергоблока №4;
▪ энергоблок №4 оснащен РЩУ;
▪ внедрение системы аварийного удаления и контроля образования водорода в ГО РУ
энергоблока №4; ▪ внедрение системы аварийного газоудаления из реактора и
коллекторов ПГ.
Определяющим
фактором с позиции ресурса корпуса реактора является его сопротивление хрупкому
разрушению. Чтобы обеспечить гарантированные значения прочностных свойств
металла в 2018 г. был проведен второй восстановительный отжиг верхней и средней
обечаек корпуса реактора при температуре 475±15 °С в течение 150 ч.
В рамках второго
этапа (с 2020 по 2022 гг): ▪ выполнено раскрепление оборудования первого
контура для предотвращения недопустимых перемещений при воздействии реактивных
усилий, возникающих при авариях с разрывом трубопроводов; ▪ внедрен ПТК СКУ
оборудованием ТО; ▪ модернизирована система основного конденсата с заменой
арматуры на трубопроводах впрыска в паросбросные устройства быстродействующей
редукционной установки со сбросом пара в конденсатор (БРУ-К).
ПТК СКУ ТО, внедренный
в 2022 г. на энергоблоке №4, предназначен для осуществления контроля за
технологическими параметрами ТО, управления исполнительными механизмами
запорной и регулирующей арматуры, формирования инициирующего сигнала
срабатывания технологических защит и блокировок, обеспечения работы технологической
сигнализации.
В системе
аварийной подпитки первого контура высокого давления сформировано два
дополнительных канала САОЗ высокого давления с использованием оборудования
смежного энергоблока №3. В системе дополнительной аварийной подпитки парогенераторов
сформировано два дополнительных канала системы ДАП ПГ с использованием
оборудования смежного энергоблока №3.
По проекту
спринклерная система обеспечивает: ▪ орошение пространства ГО РУ для
конденсации пара; ▪ подачу раствора бората калия для минимизации
радиологических последствий; ▪ отвод тепла во внешнюю среду. Было сформировано
два дополнительных канала спринклерной системы с использованием оборудования
смежного энергоблока №3.
Модернизация
энергоблока №4 включила в себя внедрение новых каналов СБ, которые являются
потребителями технической воды. Количество каналов СБ увеличилось с двух до
четырех.
Использование
систем остановленного для вывода из эксплуатации энергоблока №3 позволило
существенно сократить общие затраты на повышение безопасности при продлении
срока эксплуатации».
В рамках очередного
ППР на энергоблоке №4 НВ АЭС с августа 2022 г. до начала 2023 г. на более
современное оборудование заменили системы контроля управления турбинным
отделением, был модернизирован первый контур реакторной установки, капитально
отремонтирован корпус реактора и произведен ремонт турбоустановки. Главным
мероприятием стало раскрепление оборудования для его оснащения
гидроамортизаторами и специальными подвесками.
С 2007 по 2016 г. г. на площадке НВ АЭС велось сооружение двух новых
энергоблоков поколения «3+» с реакторами ВВЭР-1200 – №6 и №7. 27 февраля 2017 г.
энергоблок №6 (энергоблок №1 НВ АЭС-2) был сдан в промышленную эксплуатацию.
По сравнению с предшественниками энергоблок № 6 проекта «АЭС-2006» обладает
рядом преимуществ: электрическая мощность реакторной установки повышена на 20%;
срок службы основного оборудования (корпуса реактора и парогенераторов)
увеличен в 2 раза с 30 до 60 лет с возможностью продления. На энергоблоке с
реактором ВВЭР-1200 используются: система пассивного отвода тепла через
парогенераторы (СПОТ), призванная в условиях отсутствия всех источников
электроснабжения обеспечивать длительный отвод в атмосферу тепла от активной
зоны реактора; «ловушка расплава» - для локализации расплава активной зоны
ядерного реактора.
С 2020 по 2023 гг. на
энергоблоке №6 НВ АЭС успешно прошла опытно-промышленная эксплуатация в режиме
18-месячного топливного цикла ВВЭР-1200, который сокращает длительность ремонтных
кампаний, увеличивает выработку электроэнергии, повышает эффективность работы
энергоблока. Увеличение длительности топливного цикла с 12 до 18 месяцев стало
возможным за счет повышения среднего обогащения ядерного топлива и применения
большего количества оксида гадолиния в качестве поглотителя нейтронов в
тепловыделяющих сборках реакторной установки ВВЭР-1200 [20].
Энергоблок №7
был введен в промышленную эксплуатацию 31 октября 2019 г. Суммарная мощность
всей атомной станции увеличилась в 1,5 раза. В
мае 2024 г. энергоблок №7 НВ АЭС так же, как и блок №6,
переведен на 18-месячный топливный цикл.
В ходе ППР энергоблока №5
в сентябре 2023 г. был выполнен капитальный ремонт реакторной
установки с полной выгрузкой топлива [21].
Осуществлён контроль состояния металла корпуса реактора изнутри, проведено
техобслуживание запорной арматуры. Проведена модернизация системы аварийной
питательной воды и узлов уплотнения на крышках люков четырёх парогенераторов:
никелевые прокладки заменены на прокладки из расширенного графита, которые
обеспечивают более качественное прилегание, увеличивая надёжность бесперебойной
работы энергоблока.
1 октября 2023 г.
на энергоблоке №6 стартовала уникальная
операция по установке нового статора турбогенератора [22]. Энергоблок
№6 НВ АЭС — головной блок с реакторной установкой ВВЭР‑1200.
В проекте заложено множество инновационных технологических решений. Здесь впервые
был установлен турбогенератор с полным водяным охлаждением обмотки
статора, ротора и активной стали сердечника.
В процессе эксплуатации была выявлена его конструктивную особенность —
повышенный уровень вибрации линейных шин статора, значительно повышающий
вероятность короткого замыкания элементов между собой или на корпус. После
короткого замыкания и повреждения статора, произошедшего на станции
в ноябре 2016 г., на «Силовых машинах» провели доработку
конструкции аналогичных статоров турбогенераторов. Было увеличено число
кронштейнов, на которые опираются выводные, линейные и соединительные
шины. Кронштейны стали более широкими, крепятся способом шип — паз для усиления
конструкции, имеют дополнительное крепление к нажимному кольцу активной
стали статора. Внутри статора установлена система вибромониторинга - 140
датчиков в разных точках корпуса. Изначально предполагалось
модернизировать существующий статор турбогенератора на площадке АЭС
во время ППР. Но потом было решено установить уже усовершенствованный
агрегат, а не проводить его модернизацию на месте.
При проведении ППР на энергоблоке
№5 в августе 2024 г. специалисты выполнят текущий, средний и капитальный ремонт
основного и вспомогательного оборудования, проведут очистку теплообменных труб
конденсаторов химическим и гидромеханическим способами. Будет осуществлена
перегрузка активной зоны реактора с заменой части отработавших кассет с
топливом на свежие, проведен комплекс работ по модернизации системы
расхолаживания бассейна выдержки и замене пневмоприводной локализующей арматуры.
К 2037 г. на Нововоронежской
АЭС планируется построить новый энергоблок мощностью 1,2 ГВт [23].
Окончание здесь
