Вторая жизнь второго энергоблока
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) в этом году выдала лицензию на дополнительную эксплуатацию второму энергоблоку Балаковской АЭС — до 2043 года.
В октябре завершился проектный срок его эксплуатации — 30 лет блок отработал безопасно, выдав за это время свыше 186 млрд кВтч электроэнергии в энергосистему страны.
Продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков — одно из магистральных направлений в мировой атомной энергетике. Это, с одной стороны, является солидной экономией средств — не нужно строить новые энергоблоки для компенсации выбывающих мощностей, а с другой — позволяет «открыть второе дыхание» действующим энергоблокам путем их существенной модернизации, прежде всего в плане повышения уровня безопасности и надежности.
Подготовка к продлению эксплуатации энергоблока №2, предусмотренная «Программой продления срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС ОАО «Концерн «Росэнергоатом» на 2013-2023 годы», началась еще в 2012 году — с обследования состояния блока и подготовки обосновывающих документов. Проведен масштабный комплекс работ по модернизации. Только в 2017 году произведена замена более 1 500 единиц оборудования! Проектные характеристики и физические параметры блока приведены в соответствие современным стандартам и требованиям, достигнуто техническое состояние оборудования, позволяющее работать в дополнительный период.
Больше года эксперты Волжского межрегионального территориального управления по надзору за ядерной и радиационной безопасностью изучали полученные от АЭС документы. В экспертном заключении о безопасности эксплуатации энергоблока №2 Балаковской АЭС в связи с продлением срока эксплуатации, выданном Научно-техническим центром по ядерной и радиационной безопасности (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), говорится: «Концепция обеспечения безопасности энергоблока №2 Балаковской АЭС соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии».
Шкатулка для ядерного топлива
В ходе ремонтной кампании на энергоблоке №4 нашей станции успешно проведены «горячие» испытания транспортно-упаковочного комплекта ТУК-141О для транспортировки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).
Инновационными преимуществами нового контейнера являются его повышенная вместимость (с 12 до 18 ТВС) и новые инженерные решения, призванные обеспечить перевозку ОЯТ с повышенным начальным обогащением и выгоранием. ТУК-141О обладает высокими ядерными и радиационными защитными характеристиками, высокими характеристиками отвода тепла от отработавших сборок, способностью противостоять серьезным внешним динамическим воздействиям.
В связи с успешным завершением опытного вывоза отработавшего ядерного топлива в новом контейнере с Балаковской АЭС на завод для его переработки представители предприятий атомной отрасли были представлены к отраслевым наградам. Почетной грамотой Госкорпорации «Росатом» отмечены наши специалисты: заместитель главного инженера по безопасности и надежности Юрий Рыжков и заместитель начальника отдела ядерной безопасности и надежности по топливу Владимир Дергачев.
Физики сыграли REMIX
Существенным прорывом в атомной отрасли России станет внедрение нового РЕМИКС-топлива — это позволит снизить потребление природного урана.
РЕМИКС-топливо (REMIX, re-generated mixture) — новая российская разработка Радиевого института имени В.Г. Хлопина. Его получают из неразделенной смеси регенерированного урана и плутония, выделяемых при переработке отработавшего ядерного топлива, с добавкой небольшого количества обогащенного урана. Такая технология подразумевает повторное использование не только плутония, содержащегося в отработавшем топливе, но и остаточного количества урана-235.
Испытания нового топлива проходят на Балаковской АЭС. Загрузка трех экспериментальных тепловыделяющих сборок с инновационным российским РЕМИКС-топливом была произведена в реактор третьего энергоблока в 2016 году — в ходе планово-предупредительного ремонта. В режиме опытно-промышленной эксплуатации они будут находиться не менее двух топливных кампаний — это около трех лет. Весь этот период ведутся наблюдения и эксплуатационный контроль над ресурсными характеристиками топлива — это так называемые реакторные испытания. После выгрузки из реактора тепловыделяющие сборки с инновационным топливом доставят в Научно-исследовательский институт атомных реакторов (г. Димитровград) для дальнейшего исследования.
С точки зрения безопасности, новые топливные элементы не отличаются по сути от уже используемого топлива на основе двуокиси урана с максимальным входным обогащением 5%, а вот высокие значения эксплуатационных характеристик инновационное топливо должно еще доказать на практике. Стратегическая задача его использования в реакторах ВВЭР-1000 — замыкание ядерного топливного цикла.
Партнерский материал
Подпишись на наш Telegram-канал. В нем мы публикуем главное из жизни Саратова и области с комментариями
Теги: