Ровенская АЭС
| Ровенская АЭС | |
 |
|
| Страна | |
|---|---|
| Местоположение | |
| Год начала строительства | |
| Ввод в эксплуатацию | |
| Вывод из эксплуатации |
c 2030 г. (блок I) по 2050 г. (блок IV)[1] |
| Эксплуатирующая организация | |
| Основные характеристики | |
| Электрическая мощность, МВт |
2835 МВт |
| Характеристики оборудования | |
| Количество энергоблоков |
4 |
| Строится энергоблоков |
0 |
| Тип реакторов | |
| Эксплуатируемых реакторов |
4 |
| Прочая информация | |
| Сайт | |
| На карте | |
|
|
|
Координаты: 51°19′39″ с. ш. 25°53′32″ в. д. / 51.32750° с. ш. 25.89222° в. д. (G) (O) (Я)
Ро́венская АЭС — первая на Украине атомная электростанция с водо-водяными ядерными реакторами, в настоящее время являющимися единственным типом реакторов на Украине, и единственная — с энергоблоками на базе первых реакторов этой серии ВВЭР-440 (В-213).
Ровенская АЭС (РАЭС) расположена в Волынском Полесье, около реки Стыр в четырех километрах от города Кузнецовск.
Отсчёт своей истории станция ведет с 1971 года, когда началось проектирование Западно-Украинской АЭС, которую во время строительства переименовали в Ровенскую. В документах компании на русском языке станция называется Ривненской. Сокращённое наименование — ОП РАЭС, где ОП означает обособленное подразделение НАЭК «Энергоатом».
Строительство станции началось в 1973 году. Два первых энергоблока с реакторами ВВЭР-440 введены в эксплуатацию в 1980—1981 годах, а 3-й энергоблок — миллионник — в 1986 году.
Ровенская АЭС была первой атомной станцией в Советском Союзе, которая прошла проверку МАГАТЭ в начале 1989 года. В состав миссии входили ведущие специалисты Японии, США, Канады, Франции, Германии, Финляндии и других стран мира. Зарубежные эксперты и наблюдатели высоко оценили уровень безопасности станции. Европейский союз избрал Ровенскую станцию базовой для выполнения ряда международных проектов.
Строительство 4-го энергоблока РАЭС началось в 1984 году, и в 1991 году предполагалось введение его в эксплуатацию. Однако именно тогда работы приостановили вследствие введения моратория Верховной рады на сооружение ядерных объектов на территории Украины.
Строительство возобновилось в 1993 году после отмены моратория. Было проведено обследование 4-го энергоблока, подготовлена программа его модернизации и досье проекта завершения строительства. Проведены также общественные слушания по этому вопросу. 10 октября 2004 года 4-й энергоблок Ровенской АЭС был введён в эксплуатацию. Реакторные установки 3-го и 4-го энергоблоков Ровенской АЭС относятся к «большой серии» ВВЭР-1000 (В-320).
В 2011 году станцией было выработано 17 550 миллионов кВт·ч электроэнергии, что составляет 19,4 % производства на атомных электростанциях Украины.
Содержание
Нейтринная лаборатория имени И. В. Курчатова[править | править вики-текст]
В нейтринной лаборатории Ровенской АЭС с 1982 года развиваются методы дистанционного контроля активной зоны работающего реактора по его нейтринному излучению[2]. В лаборатории проведены вычисления энерговыработки реактора и массы расщепившегося ядерного горючего по нейтринному потоку в рабочем состоянии[3].
АСКРО[править | править вики-текст]
Автоматизированная система контроля радиационной обстановки, в составе которой 16 постов на территории промплощадки Ровенской АЭС и 13 — в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения РАЭС (30-километровая зона) и 2 метеорологических комплекса. АСКРО обслуживают радиохимики, инженеры-физики, программисты, электронщики, метеорологи (около 30 специалистов). Комплекс АСКРО является уникальным для Украины.
Постами АСКРО производится измерение активности газо-аэрозольных выбросов и 131I через вентиляционные трубы энергоблоков Ровенской АЭС, жидких сбросов РАЭС, мощности дозы.
Восстановление главного разъема[править | править вики-текст]
На РАЭС впервые на Украине проведено восстановление главного разъема реактора третьего энергоблока после 26 лет работы. 5 марта 2012 года на итоговом совещании качество работ, выполненных устройством US-3000R, признано отличным.
Продление ресурса[править | править вики-текст]
Для Украины продление сроков эксплуатации АЭС является стратегически важной задачей, которая обеспечивает производство электроэнергии на достигнутом уровне до ввода новых мощностей на тепловых и атомных станциях при существенно меньших затратах.
Основными посылками для продления ресурса являются:
- приближение срока службы энергоблоков к установленному проектом (к 2030 г. в эксплуатации останется лишь 8-9 из действующих на сегодняшний день энергоблоков);
- значительное подорожание строительства новых блоков АЭС (1.000.000.000 € ВВЭР 1200), при этом стоимость мероприятий по продлению ресурса на 10 — 15 лет одного энергоблока оценивается в 60.000.000 €.
- Высокий уровень надежности оборудования АЭС.
Основное задание — обеспечение надежной и эффективной эксплуатации действующих энергоблоков после выработки планового ресурса эксплуатации (30 лет).
Обязательное условие продления срока эксплуатации действующих энергоблоков — обеспечение уровня безопасности, соответствующего действующим нормативным документам.
Основная цель продления сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС Украины — обеспечение стабильного производства электроэнергии путем реализации экономически оправданных мер для продления на 15 лет срока их безопасной эксплуатации.
Для РАЭС вопрос продления срока эксплуатации является приоритетным, ввиду того, что в 2010 и 2011 гг. истекает проектный срок эксплуатации энергоблоков № 1,2 с первыми на Украине реакторами ВВЭР.
В рамках деятельности по данному направлению на РАЭС разработана и введена в действие «Программа мероприятий по продлению сроков эксплуатации энергоблоков Ровенской АЭС (на период 2005—2010 гг.)».
Для своевременного получения лицензии на продление срока безопасной эксплуатации энергоблоков № 1, 2 ОП РАЭС в 2006 г. выполнены работы :
- разработка нормативной документации;
- проведение оценки технического состояния элементов, включенных в «Перечень управления старением», в том числе корпус реактора, включая верхний блок (разработка программ, проведение обследования, определение сроков продления эксплуатации);
- международное сотрудничество в рамках программы TACIS;
- квалификация оборудования систем, важных для безопасности;
- переоценка безопасности;
- научно-техническая поддержка;
- совершенствование и развитие информационной базы данных;
- модернизация бассейна выдержки отработавшего топлива энергоблока № 2;
- замена сепараторов-пароперегревателей энергоблоков № 1, 2;
- замена оборудования энергоблоков № 1, 2, выработавшего ресурс.
Мировой опыт показывает:
- продление сроков эксплуатации действующих АЭС на сверхпроектный период, предусмотренный первоначальными проектами, является одним из наиболее эффективных направлений обеспечения окупаемости капиталовложений в ядерно-энергетический комплекс;
- продление эксплуатации отодвигает начало работ по снятию с эксплуатации действующих энергоблоков и ввода новых мощностей, обеспечивая тем самым запас времени для накопления необходимых для этого средств.
Явления обратимой отпускной хрупкости не учитывались в должной мере при создании технологии сварки корпусов реакторов, особенно типа ВВЭР-440/230. В металле швов корпусов этих реакторов содержится 0,03…0,05 % фосфора, что приводит к быстрому росту критической температуры хрупкости. Для снижения критической температуры хрупкости и продления ресурса этих корпусов (без внутреннего аустенитного покрытия) была разработана технология восстановительной термообработки — «отжиг». Эта технология предусматривает разгрузку реактора, нагрев стенки активной зоны со скоростью не более 20 °C/ч до 475 °C, выдержку при этой температуре в течение 150 ч и охлаждение со скоростью не более 30 °C/ч.[4] Осенью 2010 года был проведен отжиг корпуса реактора энергоблока № 1.
10 декабря 2010 года выездная сессия Государственной инспекции ядерного регулирования приняла решение о продлении срока эксплуатации энергоблоков № 1 и 2 на двадцать лет.
Галерея[править | править вики-текст]
Информация об энергоблоках[править | править вики-текст]
| Энергоблок[5] | Тип реакторов | Мощность | Начало строительства |
Подключение к сети | Ввод в эксплуатацию | Окончание проектного срока эксплуатации | Закрытие | |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Чистая | Брутто | |||||||
| Ровно-1 | ВВЭР-440/213 | 381 МВт | 420 МВт | 01.08.1973 | 31.12.1980 | 21.09.1981 | 22.12.2010 | |
| Ровно-2 | ВВЭР-440/213 | 376 МВт | 415 МВт | 01.10.1973 | 30.12.1981 | 30.07.1982 | 22.12.2011 | |
| Ровно-3 | ВВЭР-1000/320 | 950 МВт | 1000 МВт | 01.02.1980 | 21.12.1986 | 16.05.1987 | 20.12.2016 | |
| Ровно-4 | ВВЭР-1000/320 | 950 МВт | 1000 МВт | 01.08.1986 | 10.10.2004 | 06.04.2006 | 01.04.2034 | |
| Ровно-5[6] | ВВЭР-1000/320 | 950 МВт | 1000 МВт | строительство отменено | ||||
| Ровно-6[7] | ВВЭР-1000/320 | 950 МВт | 1000 МВт | строительство отменено | ||||
См. также[править | править вики-текст]
Примечания[править | править вики-текст]
- ↑ Nuclear Power in Ukraine (англ.). World Nuclear Organisation. Проверено 24 августа 2010.
- ↑ Л. А. Микаэлян. Нейтринные эксперименты на реакторе Ровенской атомной электростанции . Научная сессия отделения общей физики и астрономии и отделения ядерной физики Академии Наук СССР, 1986.
- ↑ Коровкин В. А., Коданев С. А., Яричин А. Д. Измерение выгорания ядерного топлива в pf акторе по нейтринному излучению // Атомная энергия. — 1984. — Т. 56. — С. 214.
- ↑ Касаткин О. Г. Тепловое охрупчивание сварных соединений корпусов реакторов типа ВВЭР. / Вопросы атомной науки и техники. 2009. № 4-2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (94), с. 232—235.
- ↑ «Ukraine: Nuclear Power Reactors» (english) Power Reactor Information System] of the МАГАТЭ
- ↑ МАГАТЭ: Nuclear Power Reactor Details — ROVNO-5. Архивировано из первоисточника 4 июня 2011.
- ↑ МАГАТЭ: Nuclear Power Reactor Details — ROVNO-6. Архивировано из первоисточника 4 июня 2011.
Ссылки[править | править вики-текст]
- Официальный сайт НАЭК «Энергоатом»
- Официальный сайт "Ровенской АЭС". История, персонал, производство, безопасность, экологический мониторинг
.svg){kind=small}
 |
Для улучшения этой статьи желательно?:
|
