Нововоронежская атомная станция

Нововоронежская АС является первенцем освоения энергоблоков с реакторами ВВЭР. Станция расположена в живописной излучине Дона, в 42 км от г. Воронеж.

 В пяти километрах от промышленной зоны АС на берегу искусственного водоема располагается благоустроенный город энергетиков - Нововоронеж .

 АЭС развивалась на базе несерийных водо-водяных энергетических реакторов корпусного типа с обычной водой под давлением.

 Сегодня Нововоронежская АЭС остается надежным источником электрической энергии, полностью обеспечивает потребности Воронежской области.

 Станция является не только источником электроэнергии. С 1986 года она на 50% обеспечивает город Нововоронеж теплом.

 В настоящее время в работе находятся энергоблоки № 3,4,5 общей электрической мощностью 1834 Мвт. Энергоблоки № 1и 2 уже выведены из эксплуатации (табл.1.)

 Каждый из пяти реакторов станции является головным, то есть прототипом серийных энергетических реакторов:

·                    энергоблок 1 с реактором ВВЭР-210, энергоблок 2 с реактором ВВЭР-365,

·                    энергоблоки 3,4с реакторами ВВЭР-440, энергоблок 5 с реактором ВВЭР-1000.

 Электроэнергия АС выдается потребителям по линиям напряжением 110, 220 и 500 кВ.

 Более10 лет на станции работает учебно-тренировочный центр. Он оснащен функционально-аналитическим тренажером, автоматизированными обучающими системами для оперативного и ремонтного персонала станции.

 На полномасштабном тренажере проходят подготовку работники как Нововоронежской АЭС, так и других атомных станций.  

История создания Нововоронежской АЭС

 Строительство первого энергоблока началось в 1957 году. В освоении его мощности можно выделить следующие даты:

 17 декабря 1963г. - достижение критичности и физический пуск;

 30 сентября 1964г. - энергетический пуск и подключение к энергосистеме;

 27декабря 1964 г. на Нововоронежской АЭС был осуществлен энергетический пуск первого в стране водо-водяного энергетического реактора мощностью 210 тыс. кВт. Это была большая победа ученых, конструкторов, проектировщиков, строителей и эксплуатационников.

 Последующие вводимые на площадке Нововоронежской АЭС энергоблоки являлись отражением развития технических идей, направленных на повышение технико-экономических характеристик и надежности атомных энергетических установок, а также на снижение удельных затрат на их сооружение.

 С 1964 г. на АЭС было сооружено пять энергоблоков с реакторами ВВЭР: ВВЭР-210, ВВЭР-365, два блока ВВЭР-440, ВВЭР-1000.

 В 1984 г. из эксплуатации, после 20-летней работы, был выведен энергоблок № 1 (ВВЭР-210), в 1990г. - энергоблок № 2 (ВВЭР-365). В эксплуатации остались энергоблоки № 3,4 (ВВЭР-440) и энергоблок № 5 (ВВЭР-1000).

 Воронежская область, не имевшая собственных запасов углеводородного топлива, получила надежный и экологически чистый источник электрической энергии, позволивший области динамично развивать промышленность и сельское хозяйство. Сегодня Нововоронежская АЭС на 85% обеспечивает Воронежскую область дешевой электроэнергией.

Основные даты сооружения и освоения Нововоронежской АЭС

 1957 г. май - начало строительства энергоблока № 1.

 1961 г. - монтаж основного технологического оборудования энергоблока №1.

 1962 г. - с Ижорского завода поступил корпус реактора. 5 апреля он был установлен на штатное место. Начался монтаж основной технологической линии первого контура.

 1963 г. - монтаж контрольно-измерительных систем и автоматики, начаты пуско-наладочные операции. В декабре произведен физический пуск реактора.

 1964 г. - 30 сентября в 15 час. 45 мин. осуществлен энергетический пуск энергоблока №1. НВ АЭС включена в Единую Европейскую энергосистему. 29 декабря энергоблок №1 выведен на проектную мощность. Началось строительство энергоблока №2.

 1965 г. - Нововоронежская АЭС выработала 1-й миллиард киловатт-часов электроэнергии.

 1967г. - подписан акт о приеме первого энергоблока из опытно-промышленной эксплуатации в промышленную. Началось строительство энергоблоков №3, 4.

 1969 г. - в декабре осуществлен энергетический пуск энергоблока №2.

 1971 г. - в декабре осуществлен энергетический пуск головного энергоблока №3.

 1972 г. - в декабре произведен энергетический пуск энергоблока №4.

 1973 г. - проектная мощность энергоблока №4 освоена в рекордно короткий срок в течение 83 суток.

 1975 г. - начались работы по сооружению водохранилища для энергоблока №5.

 1976 г. - Нововоронежская атомная электростанция награждена Орденом Трудового Красного Знамени.

 1978 г. - на штатное место установлен корпус реактора энергоблока №5. Народное хозяйство страны в этом году получило 9,9 миллиардов киловатт-часов.

 1979 г. - полным ходом велись пуско-наладочные работы на энергоблоке №5. Коллектив станции 30 сентября 1979 г. отметил свое пятнадцатилетие. К этому времени страна получила более 80 млрд. кВт·ч. электроэнергии.

 1980 г. - 31 мая ТАСС передал сообщение: на Нововоронежской атомной электростанции дал промышленный ток энергоблок №5 мощностью 1000 МВт.

 1981 г. - на проектную мощность выведен энергоблок №5.

 1987 г. август - НВ АЭС выработала с начала пуска 200 млрд. кВт·ч. электроэнергии.

 1997 г. май - Нововоронежская АЭС выработала с начала пуска 300 млрд. кВт·ч. электроэнергии.

 2000 г. - 30 мая исполнилось 20 лет с начала промышленной эксплуатации энергоблока с реактором типа ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС.

 2002 г. - на 15 лет сверх первоначально заложенного в проекте продлен срок службы энергоблока №4.

 В период с 1999 по 2003 годы впервые в истории отечественной атомной энергетики в полном объеме реализована программа работ по повышению безопасности и обеспечению продления срока эксплуатации энергоблоков №3 и №4 Нововоронежской АЭС. В данную программу входят модернизация, комплексное обследование и углубленная оценка безопасности. По результатам модернизации обоснована возможность продолжения безопасной эксплуатации этих энергоблоков в течение 15-летнего дополнительного срока и в установленном порядке были получены лицензии Госатомнадзора России (в н.в. Ростехнадзор) на их эксплуатацию на дополнительный срок службы.

 30 сентября 2004 года исполнилось 40 лет со дня энергетического пуска энергоблока №1 Нововоронежской атомной станции.

Смоленская атомная станция

На встрече с руководителями подразделений Смоленской АЭС генеральный директор концерна "Росэнергоатом" Сергей Обозов представил нового директора атомной станции - Андрея Петрова

. Петров Андрей Ювенальевич родился в 1963 году. В 1985 - окончил Ивановский энергетический институт. Имеет научную степень кандидата технических наук. Работал на трех атомных электростанциях: Хмельницкой, Балаковской, и последние годы на Волгодонской АЭС - в должности главного инженера. Женат, имеет двух сыновей - студентов. В своем выступлении перед руководителями структурных подразделений Смоленской АЭС Андрей Петров сказал, что исторически между Волгодонской и Смоленской станциями сложились хорошие производственные отношения и многих руководителей САЭС он знает лично. Смоленская АЭС имеет очень хорошие производственные показатели и это заслуга всего коллектива станции. Поэтому необходимо не снижать темпов, стремиться к улучшению производственных показателей и производственную программу этого года и следующего выполнить максимально эффективным способом.

 Ввод в действие первого энергоблока АС явился первым шагом по сооружению крупнейшей АС в Нечерноземной зоне России.

 Смоленская АС расположена недалеко от западной границы России, в Смоленской области. Ближайшие региональные центры: Смоленск – 150 км, Брянск – 180 км, Москва – 350 км.

 На Смоленской АЭС эксплуатируются три энергоблока с реакторами РБМК-1000. Проектом предусматривалось строительство 4-х энергоблоков: сначала 2 блока первой очереди, затем 2 блока второй очереди, но в связи с прекращением в 1986 году строительства четвертого энергоблока вторая очередь осталась незавершенной.

 Первая очередь Смоленской АЭС относится ко второму поколению АЭС с реакторами РБМК-1000, вторая очередь - к третьему. Замедлителем нейтронов в реакторах этого типа служит графит, в качестве теплоносителя используется вода. Все энергоблоки оснащены системами локализации аварий, исключающими выброс радиоактивных веществ в окружающую среду даже при самых тяжелых предусмотренных проектом авариях, связанных с полным разрывом трубопроводов контура охлаждения реактора максимального диаметра.

 Все оборудование контура охлаждения размещено в герметичных железобетонных боксах, выдерживающих давление до 4,5кгс/см2.

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11