(O) ^{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.

Нейтринная лаборатория имени И. В. Курчатова

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

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

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

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

Информация об энергоблоках

См. также

• Атомная энергетика Украины

Примечания