Восстановление зазора между графитовой кладкой и металлоконструкцией схемы «КЖ» РУ РБМК-1000 с применением робототехнических комплексов

Обновлено: 08.05.2024

Сегодня в России эксплуатируются 10 энергоблоков с реакторами РБМК-1000 на площадках Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС, доля которых в энергобалансе в зависимости от года составляет порядка 35 %. Срок службы реакторов РБМК на стадии проектирования предполагался равным 30 годам, и к настоящему времени все 10 энергоблоков перешагнули этот рубеж или приблизились к нему, для эксплуатации АЭС сверх этого срока специалистами АО «НИКИЭТ» выполнены работы по обоснованию возможности эксплуатации реакторов до 45 лет.

Одним из определяющих ресурс элементов реакторной установки (РУ) - является графитовая кладка.

Состояние графитовых колонн кладки реактора определяет геометрию всех каналов и внутризонных элементов при эксплуатации реактора. Под радиационнотермическим воздействием происходит сложные процессы изменения микро- и макрохарактеристик графитовых блоков, что связано с появлением радиационных дефектов в кристаллической решетке графита и изменением напряженнодеформированного состояния. Происходит изменение прочностных и теплофизических свойств графита, что ведет к уменьшению прочности и росту его температуры.

Также, в результате радиационно-термического воздействия изменяются геометрические размеры графитовых блоков: диаметр отверстия, высота граней и взаимное положение поверхностей, что приводит к их растрескиванию. Поскольку графитовые блоки в кладке установлены достаточно плотно, изменение геометрии даже незначительного числа блоков приводит к формоизменению всего массива колонн (рис. 1), что в свою очередь приводит к изменению условий эксплуатации важнейших элементов активной зоны: топливных каналов (ТК), тепловыделяющих сборок (ТВС), исполнительных механизмов регулирующих органов системы управления и защиты (СУЗ).

Рис. 1. Процесс формоизменения графитовой кладки

Для безопасной эксплуатации реакторной установки в условиях формоизменения графитовой кладки и связанного с ним искривления каналов на первый план выходит обеспечение следующих параметров:

целостность внутризонных элементов (технологических каналов, каналов СУЗ, исполнительных механизмов СУЗ, каналов охлаждения отражателя (КОО);
работоспособность (проходимость) исполнительных механизмов СУЗ;
работоспособность тепловыделяющих сборок (ТВС), включая выполнение технологических операций (загрузка-выгрузка); теплотехническая надежность.

Для обеспечения возможности дальнейшей эксплуатации реакторов РБМК специалистами АО «НИКИЭТ» была разработана и внедрена в промышленную эксплуатацию технология восстановления ресурсных характеристик (ВРХ) графитовой кладки. Основными технологическими операциями технологии являются измерение стрелы прогиба, азимута и радиуса кривизны графитовых колонн, демонтаж внутризонных устройств и последующий продольный рез графитовых блоков (ГБ), выбранных по результатам контроля, и силовым воздействием на них (рис. 2). После выполнения механообработки ГБ проводятся контрольные измерения, калибровка отверстия и монтаж технологических каналов, сильфонов, калачей и обойм.

Рис. 2. Основные операции технологии ремонта

Кроме указанных выше процессов, деформации кладки, наблюдаемая в продленный срок эксплуатации энергоблоков, также приводит к исчерпанию проектного зазора «ГК-КЖ» - зазора между периферийными графитовыми колоннами каналов охлаждения отражателя и обечайкой металлоконструкции (МК) схемы «КЖ» что может привести к их касанию и последующему силовому взаимодействию. На рисунке 3 представлен эскиз периферийных колонн графитовой кладки и металлоконструкция схемы «КЖ». Как показывают результаты внутриреакторного контроля (рис. 4), контакт графитовых колонн происходит в первую очередь со шпилькой крепления ограничивающей планки, при этом наблюдается частичное выкрашивание графита. Также в ходе контроля зафиксированы ячейки с исчерпание зазора «ГК-КЖ» в районе максимального прогиба графитовых колонн.

Рис. 3. Эскиз периферийных колонн графитовой кладки и металлоконструкция схемы «КЖ»

Рис. 4. Примеры исчерпания зазора «ГК-КЖ»

Безопасность эксплуатации реакторных установок ( РУ) РБМК-1000 при контакте графитовой кладки и МК схемы «КЖ» была подтверждена прочностными расчетами, выполненными несколькими независимыми организациями. В соответствии с результатами расчетов герметичность МК схемы «КЖ» при совместном перемещении ее с графитовой кладкой до 50 мм обеспечивается. Однако, в связи с отсутствием экспериментальных данных, подтверждающих верность выполненных расчетных обоснований на текущий момент не допускается эксплуатация АЭС без гарантированного зазора между графитовой кладкой и кожухом реактора на протяжении всей эксплуатации в межремонтный период.

На первых этапах для решения поставленной задачи в короткие сроки применялась отработанная технология ВРХ для резки периферийных графитовых колонн ТК близких к месту исчерпания зазора. Результаты работ показали недостаточную эффективность данной ремонтной технологии в части управления зазором, кроме того возрастали сроки и объемы ремонта.

В 2017 году была разработана и внедрена технология по восстановлению зазора «ГК-КЖ» с помощью робототехнических средств по резке снаружи углов графитовых колонн каналов охлаждения отражателя. Восстановление зазора КЖ-ГК осуществляется двумя способами - фрезерованием и резанием (рис. 5). Технология успешно применена на первых очередях Ленинградской и Курской АЭС, а также на энергоблоке № 3 ЛАЭС.

Рис. 5. Резка граней периферийных графитовых колонн

В ходе накопления исходной информации было определено, что исчерпание зазора «ГК-КЖ» по высоте колонны происходит неравномерно - для каждого графитового блока характерна индивидуальная скорость уменьшения зазора и в центре активной зоны она является максимальной.

Для уменьшения объемов ремонтных работ, направленных на восстановление зазора «ГК-КЖ», и повышения точности прогнозных расчетов были проанализированы профили искривления технологических каналов (рис. 6).

Рис. 6. Профили искривления ТК

В результате анализа установлено, что для определения скорости исчерпания зазора «ГК-КЖ» справедливо соотношение

(1) где V i - скорость исчерпания зазора «ГК-КЖ» на уровне i-го графитового блока за межремонтный период (i = 1…14), мм/эф.сут;

V max - максимальная скорость исчерпания зазора « ГК-КЖ» (максимальная скорость прироста стрелы прогиба в колонне) за межремонтный период, мм/эф.сут;

A i - стрела прогиба на уровне i-го графитового блока (i = 1…14), мм;

A max - максимальная стрела прогиба в колонне, мм.

Из формулы (1) следует, что скорость исчерпания зазора «ГК-КЖ» определяется следующим образом:

где КПС - коэффициент прироста стрелы прогиба.

С учетом указанных особенностей, специалистами АО «НИКИЭТ» был разработан новый методический подход к прогнозированию зазора «ГК-КЖ», суть которого заключается в расчете значений коэффициентов прироста стрел прогибов, соответствующих относительным скоростям изменения искривления для каждого графитового блока в колонне.

Таким образом, максимально возможное исчерпание зазора «ГК-КЖ» с учетом КПС рассчитывается по формуле

где ΔГК-КЖ - уменьшение зазора « ГК-КЖ» за рассматриваемый (межремонтный) период, мм;

ΔT - межремонтный период, эф.сут.

Для подтверждения применимости разработанной методики прогнозирования значения зазора «ГК-КЖ» были выполнены следующие мероприятия:

сформирована база данных значений зазора «ГК-КЖ», измеренных в 2017 году;
выполнен прогнозный расчет значений зазора «ГК-КЖ» на 2018 год;
полученные результаты расчетов сравнивались с фактическими результатами измерений 2018 года.

На рисунке 7 представлены графики результатов измерений и прогнозов зазора «ГК-КЖ». По результатам разработки в внедрения методики оптимизации объемов ремонта по восстановлению зазора «ГК-КЖ» сделаны выводы, что разработанная методика сохраняет консервативность для всех графитовых блоков и, при этом, позволяет сократить объемы ремонтных работ (и соответственно трудо- и дозозатраты персонала АЭС) по восстановлению зазора «ГК-КЖ» до 30 %.

Рис. 7. Результаты измерений и прогнозных расчетов значения зазора «ГК-КЖ» для каждого ГБ в колонне

Начиная с 2018 года прогноз зазора «ГК-КЖ» и определение объемов ремонта по данному критерию на энергоблоках с РУ РБМК-1000 проводится по разработанной методике с учетом КПС.

Таким образом, контроль величины зазора «ГК-КЖ» совместно с выполнением компенсирующих мероприятий, направленных на восстановление зазора, позволяют обеспечить безопасность эксплуатации РУ по данному критерию в период ускоренного формоизменения графитовой кладки.

В тоже время, для подтверждения выполненных расчетных обоснований о возможности эксплуатации в режиме силового взаимодействия, в настоящее время ведутся работы по организации экспериментальных исследований на базе АО «НИКИЭТ». Для моделирования характера взаимодействия графитовой кладки и металлоконструкции схемы «КЖ» сооружается масштабный стенд рис. 8.

Рис. 8. Модель стенда «ГК-КЖ»

В ходе исследований будет уточнен установленный расчетный критерий безопасной эксплуатации по зазору «ГК-КЖ», определено предельное совместное перемещение графитовой колонны и металлоконструкции. Кроме того будет выполнена оценка деформаций (при наличии) элементов «КЖ» - обечайки, зоны приварки сильфонных компенсаторов, крепежных элементов, а также характер разрушения графитовых блоков.

Полученные экспериментальные данные позволят уточнить методические подходы к формированию объемов ремонта, оптимизировать технологию управления зазором «ГК-КЖ» и обеспечить безопасную эксплуатацию РУ по данному критерию в период ускоренного формоизменения графитовой кладки.

Алексей Слободчиков: РБМК-1000 работают надёжно

На вопросы электронного издания AtomInfo.Ru отвечает главный конструктор энергетических канальных реакторных установок - директор отделения АО "НИКИЭТ" Алексей СЛОБОДЧИКОВ.

Неотъемлемая операция

Алексей Владимирович, каково сегодня положение дел с графитовыми кладками российских блоков с РБМК-1000?

В России в общей сложности 11 блоков с реакторами РБМК-1000. Один из них (первый ленинградский) окончательно остановлен в 2018 году, 10 других находятся в эксплуатации.

В 2012-2013 годах на наших блоках остро встал вопрос о процессе формоизменения графитовой кладки. Сегодня такой процесс мы наблюдаем на всех РБМК-1000, кроме двух блоков Смоленской АЭС. Но опыт, который мы набрали на первом блоке ЛАЭС, позволяет говорить, что у нас на процесс формоизменения есть адекватный ответ.

На всех блоках, где формоизменение было зафиксировано, выполняются процедуры по управлению и восстановлению ресурсных характеристик (ВРХ) графитовой кладки. Можно сказать, что периодическое выполнение ремонта графитовой кладки на ЛАЭС и КуАЭС стало неотъемлемой составляющей эксплуатации.

Для тех кладок, где процесс формоизменения вошёл в развитую фазу, крупные ремонты проводятся один раз в два года, иногда немного чаще в зависимости от различных факторов.

В таком режиме нам предстоит работать достаточно долго. Самый молодой из блоков с РБМК-1000, третий блок Смоленской АЭС, с учётом планируемого 45-летнего срока службы останется в строю до 2035 года.

Конечно, основная масса блоков с РБМК-1000 закончит свою активную эксплуатацию раньше. Так, в этом году будет окончательно остановлен второй блок ЛАЭС, и далее на протяжении 20-х годов закроются почти все остальные блоки, кроме, как я уже сказал, третьего смоленского.

Так что ремонтов кладок нам предстоит ещё много, но технология полностью понятна и отработана, а также претерпела существенные изменения в лучшую сторону. Когда мы в первый раз брались за ВРХ на ЛАЭС-1, то это был проект поисковый и новаторский, а сегодня это хорошо освоенная технология.

По прошествии времени процесс формоизменения развивается и затрагивает всё больше и больше графитовых ячеек. Поэтому в какой-то момент перед нами стала проблема контакта периферийных графитовых колонн отражателя с кожухом, который формирует реакторное пространство.

На промаппаратах такой контакт приводил к деформации кожуха. На РБМК-1000 мы этого не допускаем. В течение последних трёх-четырёх лет была разработана технология исключения этого эффекта. Были созданы робототехнические комплексы, которые погружаются в реакторное пространство, позиционируются в зазоре между кожухом и кладкой и выполняют резку периферийных колонн, тем самым восстанавливая необходимый зазор.

Восстановление зазора "ГК-КЖ".
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Контроль и моделирование

Когда проблема искривления кладки только проявилась, высказывались предположения, что на разных блоках она покажет себя по-разному, в том числе из-за различий в использованных марках графита. Эта гипотеза подтвердилась?

Да, это действительно влияет на поведение кладки. Я уже упомянул про Смоленскую станцию, где начало процесса формоизменения несколько отсрочено по сравнению с другими энергоблоками.

Численное прогнозирование первого этапа (начала растрескивания) - это сложная и нетривиальная задача, поэтому всегда требуется привлекать данные внутриреакторного контроля.

Есть два фактора, сильно влияющих на поведение кладки. Первый фактор - исходный материал и его свойства. Причём свойства могут меняться даже для графитов, изготовленных на одном и том же предприятии - изготовителе, поскольку производственные технологии претерпевали изменения.

Второй фактор - история эксплуатации. В первую очередь, температурный режим (чем ниже температура графита, тем медленнее идут процессы формоизменения). Также большую роль играют распределения нейтронных потоков.

Влияние этих факторов нарастает постепенно по мере увеличения наработки реакторных установок. Объективно проявляться в виде формоизменения они начинают на завершающем этапе эксплуатации РБМК-1000, то есть, через 30-35 лет после пуска.

Мы знаем, что в конечном итоге графитовые блоки начнут растрескиваться, но спрогнозировать время начала растрескивания графитовых блоков с точностью лучше года не представляется возможным.

Тем не менее, опираться только на данные внутриреакторного контроля тоже неверно. Процесс формоизменения и деградации кладки стадийный - сначала он не имеет выраженных проявлений, затем появляются трещины в отдельных графитовых блоках, а в итоге он переходит в развитую фазу, охватывая всю графитовую кладку.

Чем раньше будет определено начало процесса, тем более качественно можно планировать эксплуатацию и ремонтные компании энергоблоков в течение нескольких лет, тем лучше для нас, и расчётные прогнозы являются одним из важнейших инструментов.

Курчатовский институт на протяжении многих лет ведёт работы по уточнению механизмов растрескивания и прогнозных моделей. После 2012 года направление, связанное с моделированием, прогнозированием и оценкой, развивается и в НИКИЭТ.

"Квант" в задаче формоизменения - графитовый блок, и поэтому расчётчики начали с изучения поведения графитового блока. Были разработаны модели, демонстрирующие, как блок ведёт себя до появления трещины, как трещина образуется и как она раскрывается, как меняются при этом характеристики блока и так далее.

Зная поведение одного блока, можно проинтегрировать по всему объёму графитовой кладки и получить представление о том, что ждёт кладку дальше и какие факторы могут повлиять на поведение кладки в целом.

Нам удалось показать, что при нормальной эксплуатации процесс раскрытия трещин и искривления кладки во времени ведёт себя линейно, а вот частые пуски и остановы и связанные с ними переходные температурные режимы усиливают этот процесс. Мы выяснили это математически и подтвердили свои выводы по результатам контроля кладок.

Контроль параметров графитовой кладки выполняется ежегодно в значимых объёмах, и это даёт нам хорошую связь между фактическими данными по реакторам и результатами численного моделирования. Соответственно, точность моделирования постепенно растёт. Если на первых порах в основном расчётчики интересовались данными контроля, то в последние год-два уже и конструкторы активно используют результаты расчётных прогнозов.

Если мы вернёмся в 2012 год, то увидим, что с проблемами с численным моделированием поведения графитовой кладки сталкивались не только мы, но и англичане, у которых тоже эксплуатируются реакторы с графитовым замедлителем.

Могу с уверенностью сказать, что сегодня наши расчётные модели более качественные. Причины можно назвать разные, но результат налицо. И мы видим, к чему это приводит. Англичанам пришлось останавливать блоки на АЭС "Hunterston B" вследствие растрескивания, в то время как наши РБМК-1000 успешно работают.

Непрерывный процесс

Что ещё делается на блоках с РБМК-1000 для обеспечения их безопасности?

Поддержание уровня безопасности - процесс непрерывный. Основные этапы модернизации энергоблоков пришлись на 90-е и на начало 2000-х годов, то есть были завершены к моменту продления энергоблоков с 30 до 45 лет.

Работы продолжаются и сейчас. В прошлом году была завершена модернизация блока №3 Смоленской АЭС. В частности, на блоке внедрена комплексная система управления и защиты, что позволило обеспечить качественный переход с точки зрения управления блоком. Были модернизированы системы безопасности и многие другие системы. В результате срок службы блока продлён до 2035 года.

Среди тех задач, которые решаются в настоящий момент, могу выделить внедрение концепции "Течь перед разрушением" для трубопроводов больших диаметров. В том или ином виде она существовала всегда, но после выхода новых нормативных документов требования к ней поднялись на качественно новый уровень.

Сейчас мы занимаемся этой задачей на всех блоках, за исключением тех из них, которые будут остановлены в ближайшей перспективе. Расчётные работы сопряжены с модернизацией и расширением зоны контроля системы обнаружения течей теплоносителя.

Одной из важнейших остается задача по восстановлению работоспособности телескопических соединений трактов (ТСТ). Кладка усаживается, из-за этого уменьшаются первоначальные проектные размеры зацепления, возникает угроза расцепления ТСТ, а этого нельзя допускать, так как могут образоваться дополнительные непроектные усилия на графитовые блоки.

Восстановление величины зацепления ТСТ выполняется также с применением робототехнических комплексов, с помощью которых устанавливаются специально разработанные компенсирующие устройства. Технология внедрена на всех станциях с РБМК-1000.

Реализации технологии на АЭС предшествовали многочисленные стендовые испытания и эксперименты, выполненные как в НИКИЭТ, так и на предприятиях-разработчиках робототехники.

Восстановление величины зацепления ТСТ..
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Кроме того, в соответствии с действующим законодательством каждые 10 лет мы должны проводить периодическую переоценку безопасности. Эта работа, безусловно, выполняется для всех блоков, и мы видим, что уровень безопасности на них поддерживается на необходимом уровне.

Алексей Владимирович, Вы привели уже второй пример применения робототехники для восстановления характеристик РБМК-1000.

На самом деле, примеров больше. Да, действительно, есть связь между робототехникой, системами диагностики и подходами к управлению ресурсных характеристик.

Процессы, протекающие в реакторе, ставят перед нами новые задачи, а развитие робототехники позволяет эти задачи успешно решать. Обратное тоже верно. Развитие робототехники даёт возможность подступаться к решениям задач, иначе блоки пришлось бы без колебаний останавливать.

Продление эксплуатации

Два года назад мы рассмотрели вопрос о возможности продления сроков эксплуатации блоков с РБМК-1000 свыше 45 лет. Естественно, до бесконечности продлевать работу реакторов нельзя. Мы не видим эксплуатацию РБМК-1000 за пределами 50 лет, но в интервале 4-5 лет свыше 45 лет работа блоков возможна.

Без снижения мощности?

Да, именно так, без снижения мощности. В качестве примера мы рассматривали блок №1 Курской АЭС. В частности, были сделаны все работы по предварительной оценке тех факторов, которые могли бы воспрепятствовать продолжению эксплуатации, и оценены различные технические и экономические аспекты.

Вывод был получен однозначный - с учётом состояния элементов реакторных установок, имеющихся технологий ремонта и методологии определения ресурса, техническая возможность продлить службу блоков с РБМК-1000 на 4-5 лет свыше 45 лет существует.

Особенно это касается энергоблоков вторых очередей (№№3/4 ЛАЭС, №№3/4 КуАЭС, №№1/2 САЭС).

Сделанный вывод остаётся актуальным, мы подтверждаем его по итогам регулярной оценки остаточных ресурсных характеристик систем и оборудования блоков. Блокирующих факторов для продления на срок 4-5 лет на сегодняшний день нет.

Вывод из эксплуатации

Алексей Владимирович, на блоках Ленинградской станции каково сейчас положение?

Первый блок с РБМК -1000 остановлен, на нём готовятся к выводу из эксплуатации. Второй блок будет окончательно остановлен в ноябре этого года, его заменит второй блок с ВВЭР-1200.

По третьему и четвёртому блокам, как я уже сказал, у нас есть техническая оценка, из которой следует, что при необходимости к их сроку службы 45 лет мы сможем добавить ещё 4-5 лет.

Хочу уточнить, что мы в НИКИЭТ говорим именно о технической возможности продления за границу 45 лет. Будет ли она востребована, зависит от многих факторов, и окончательное решение принимать будет Госкорпорация "Росатом". А наше дело - техника.

Как будут организованы работы по выводу первого и второго ленинградских блоков?

На данный момент блок №1 ЛАЭС остановлен и находится на стадии эксплуатации, но без генерации. Собственно вывод из эксплуатации начнётся позже, после удаления топлива из реактора и бассейна выдержки.

С точки зрения топлива у РБМК и ВВЭР есть важное отличие. У нас процесс перегрузки непрерывный, поэтому в активной зоне после окончательного останова блока находится значительное количество кассет, имеющих потенциал к дальнейшему использованию.

Поэтому на Ленинградской станции, которая в данном случае выступает как пионер, недовыгоревшее топливо с первого блока переводится на другие блоки.

Это уже делается или только в планах?

Делается. Сейчас началась выгрузка реактора первого блока. Мы планируем, что его топливо будет использовано на третьем блоке. Конечно, сначала был выполнен комплекс всех необходимых подготовительных и обосновывающих работ. Экономический эффект от дожигания огромный, речь идёт о миллиардах рублей.

Я сказал, что ЛАЭС выступает как пионер в деле дожигания топлива на других блоках. Если быть точным, то это в России первый такой опыт. А в мире в первый раз топливо с остановленного РБМК-1500 перемещалось на соседний работающий блок на Игналинской АЭС в Литве.

С первого блока ЛАЭС топливо отправят дожигать на третий, со второго - видимо, на четвёртый. А что ожидает топливо третьего и четвёртого блоков, когда их остановят? Перевезут на другую станцию?

Нет. Перевозить недовыгоревшее топливо на другую станцию не планируется.

После выгрузки топлива что будет дальше с остановленными блоками?

Дальше последует вывод из эксплуатации в соответствии с проектом. Его разработка уже ведётся. Проект предполагает реализацию концепции немедленного демонтажа, предусматривающую, что демонтаж будет выполнен в относительно короткие сроки, без длительных пауз.

НИКИЭТ активно вовлечён в разработку проекта вывода из эксплуатации первой очереди Ленинградской АЭС. Мы разрабатываем технологические и проектные решения по демонтажу "сердца" энергоблока - реакторной установки.

Сколько времени будет разрабатываться проект?

Работы начаты в этом году и должны быть завершены в 2024 году. Конечно, мы собираемся в полной мере задействовать практический опыт, связанный с обращением с графитом, полученный в ходе ВРХ. Система удаления продуктов резки, системы фильтрации и другие системы - это то, что есть у нас в руках, и это важный шаг к пониманию того, как будет демонтироваться графитовая кладка.

При выводе блоков образуется огромная масса материалов - металлов, бетона и так далее. Часть из них возможно вернуть в народное хозяйство, либо сразу, либо после дезактивации. Будет так делаться при выводе первой очереди ЛАЭС?

Безусловно, это один из факторов, которые будут приниматься во внимание при разработке проекта по выводу из эксплуатации. О количественных оценках по материалам, которые возможно снять с контроля, говорить пока рано, с ними мы определимся в 2022-2023 годах, ближе к завершению разработки проекта.

Пока мы находимся в начальной стадии разработки. В настоящее время готовится проведение комплексного инженерного и радиационного обследования первого энергоблока, результаты которого отразят фактическое состояние оборудования и помещений и послужат базой для принятия основных решений в проекте вывода из эксплуатации.

Вы ожидаете, что будут найдены отклонения от исходной проектной документации блока?

Было бы странно, если их не будет. Первый ленинградский блок - это первенец блоков с РБМК-1000, и за время своей жизни он подвергался неоднократным модернизациям практически по всем системам. Поэтому обязательно нужна тщательная проверка фактического состояния.

Будете использовать 3D-моделирование при разработке проекта по выводу?

Безусловно, будет использован инструментарий 3D-моделирования c учётом оптимальной детализации разрабатываемых моделей, имея ввиду главную задачу - выбор оптимальных и точных технический решений и сокращение времени проектирования.

По обращению с ОЯТ какие-то изменения есть в планах?

Нет, ничего не изменилось. ОЯТ РБМК-1000 по-прежнему планируется направлять на хранение.

Что будет с производством кобальта-60?

Раньше на блоках с РБМК нарабатывали кобальт-60 только на Ленинградской станции. Так как ленинградские блоки первыми достигают 45 летнего срока службы, тоорганизовано кобальтовое производство на Смоленской и Курской АЭС.

Ленинградская АЭС также всегда была и остается важным центром производства медицинских радиоизотопов. Спрос на них имеется, но из-за останова блоков, как вы понимаете, производство их сокращается. Поэтому сейчас прорабатывается возможность создания дополнительных каналов облучения на третьем и четвёртом блоках ЛАЭС, чтобы компенсировать потери из-за останова первой очереди станции.

Заключительный вопрос общего характера. Какую роль играет НИКИЭТ в поддержании безопасности российских блоков с РБМК?

Одна из наших основных функций - сопровождение и поддержание энергоблоков с РБМК-1000 в течение назначенного срока службы, до 45 лет.

Сопровождение ремонтов, поддержание работоспособности комплексной системы управления и защиты, периодическая оценка безопасности, оценка ресурсных характеристик графитовой кладки и других систем и оборудования и другие важные задачи, причём не только для действующих, но и для остановленных блоков.

Также, как я уже сказал, мы делаем всё необходимое в технической составляющей для обеспечения возможности продления блоков с РБМК-1000 на 4-5 лет свыше 45 лет, если в таком продлении возникнет необходимость.

А вот с точки зрения платёжной дисциплины у нас она достаточно на высоком уровне - больше 99%.

Блок готов к физпуску.

Деньги выделили в Британии.

19 июля 2020 года на Ленинградской АЭС стартовал физический пуск нового энергоблока с реактором ВВЭР-1200. В реактор загружена первая топливная сборка.

Виктор Мурогов
Значит, нам требуются возрождение творческого духа в реакторной науке и технике и подготовка специалистов нового творческого уровня. Причём подготовка должна быть штучной, в отличие от созданной стандартной подготовки.

Ирина Куприянова
Конечно, нескольких статей, опубликованных на сайте, недостаточно для репрезентативного анализа. Однако, то, что ветераны с неохотой и без энтузиазма отнеслись к предложению представить статьи на сайт, тоже многое говорит о той проблеме, которая называется "передача знаний молодому поколению".

Телеуправляемые диагностические комплексы для контроля ТСТ РУ типа РБМК

Системы типа СК-Э предназначены для:

телевизионного визуального и измерительного контроля эксплуатационных параметров Устройств для восстановления величины зацепления ТСТ (далее - Устройств);
телевизионного визуального и измерительного контроля состояния ТСТ реактора РБМК с наружной стороны (из реакторного пространства) с установленными Устройствами и без них;
телевизионного визуального контроля над процессом монтажа Устройства на тракт;
определения наличия (отсутствия) зазора между блоками периферийной графитовой колонны и схемой «КЖ»;
телевизионного визуального и измерительного контроля зазора между каждым видимым блоком периферийной графитовой колонны и схемой «КЖ»;
измерение расстояния от нижней поверхности схемы «Е» реактора РБМК до точки поверхности графитовой колонны, на уровне которой производится измерение зазора.

Первое поколение:

Загрузка в РП через коллектор ПГС
Перемещение по плитному настилу экрана отражателя вдоль рядов ТСТ
Проведение контроля 100% ячеек РУ
Впервые получены сведения о реальном состоянии узлов зацепления ТСТ на АЭС с РБМК-1000

Второе поколение:

Проведение измерений в непосредственной близости от контролируемого объекта;
Определение наличия/отсутствия и измерение зазора между блоками периферийной графитовой колонны и схемой «КЖ»;
Измерение высоты от нижней поверхности схемы «Е» до верхнего графитового блока.

Системы являются средством измерения утвержденного типа, и внесены в государственный реестр СИ.

Читайте также: