Важнейший узел энергосистемы «Центр»,
охватывающий 19 субъектов Российской Федерации
40 км
от областного центра
(г. Курск)
Доля Курской АЭС в установленной мощности всех электростанций Черноземья составляет более 50 %. Она обеспечивает электроэнергией большинство промышленных предприятий Курской области (более 90 %).
В 2013 году было принято решение о сооружении двух новых энергоблоков станции замещения – Курской АЭС-2 с уникальными реакторами нового типа ВВЭР-ТОИ. 29 апреля 2018 года были уложены первые кубометры бетона в фундаментную плиту реакторного здания энергоблока № 1.
26 508,9млн кВт·ч
электроэнергии выработала АЭС за 2020 год
4 000МВт
установленная мощность четырёх энергоблоков
«Сердцем» Курской АЭС являются реакторы типа РБМК мощностью 1 000 МВт
Курская АЭС стала второй станцией с реакторами типа РБМК-1000 после Ленинградской АЭС, пущенной в 1973 г. Станция сооружена в две очереди: первая – энергоблок № 1, вторая – № 3. Введены в эксплуатацию в 1976–1985 гг.
На Курской атомной станции используются канальные реакторы кипящего типа с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем. Такой реактор предназначен для выработки насыщенного пара под давлением 7,0 МПа.
Каждый блок имеет раздельные помещения для реакторов и их вспомогательного оборудования, систем транспортировки топлива и щитов управления реакторами. Все четыре блока Курской АЭС имеют общий машинный зал.
В каждый энергоблок входят:
Принципиальная схема работы блока с реактором РБМК заключается в следующем: блок относится к одноконтурному типу; пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Топливо в составе тепловыделяющих сборок помещается в технологические каналы, где происходит цепная реакция деления, при которой выделяется большое количество тепла.
Тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, отводится водой, циркулирующей через технологические каналы по контуру многократной принудительной циркуляции. Пароводяная смесь из реактора направляется в барабаны-сепараторы, где разделяется на пар и воду. Сухой насыщенный пар подается на лопатки турбины. Отработанный в турбине пар поступает в конденсаторы, в которых охлаждается водой из пруда-охладителя.
После очистки, подогрева и деаэрирования (удаления газов) конденсат возвращается в барабан-сепаратор, там смешивается с питательной водой и направляется в топливные каналы реактора. На одном валу с турбинами установлены генераторы, вырабатывающие электроэнергию.
3 200МВт
номинальная тепловая мощность реактора
45лет
срок эксплуатации основного оборудования РУ
Новейший проект российского дизайна
ВВЭР-ТОИ – это типовой проект двухблочной, оптимизированной по технико-экономическим показателям АЭС поколения 3+ с реакторными установками технологии ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Проект разработан в современной информационно-технологической среде проектирования.
ВВЭР-ТОИ направлен на обеспечение конкурентоспособности российской технологии ВВЭР на международном рынке и ориентирован на последующее серийное сооружение как в России, так и за рубежом.
Применение его базового варианта в индивидуальных проектах различных атомных станций не требует изменений основных концептуальных, конструктивных и компоновочных решений.
Принятые в проекте типовые решения будут развиваться как серийная модель энергоблока. На основании ранее реализованных проектов АЭС с энергоблоками технологии ВВЭР выполнена оптимизация проектных, конструкторских решений с целью улучшения показателей безопасности и надежности, повышения технико-экономических показателей этапа эксплуатации и снижения стоимости энергоблока на этапе сооружения.
Применение технологии Multi-D позволяет оптимизировать параметры «срок – стоимость – качество» при сооружении, а также создает информационную модель энергоблока и обеспечивает ее дальнейшее информационное сопровождение и использование.
Система управления инженерными данными позволяет аккумулировать всю накопленную информацию по проекту и использовать на всех этапах жизненного цикла АЭС: от проектирования до вывода объекта из эксплуатации.
Реактор ВВЭР-ТОИ – это водо-водяной энергетический реактор корпусного типа. Реактор размещен в герметичной защитной оболочке. Она предотвращает любые внешние воздействия и препятствует попаданию в окружающую среду радионуклидов в случае гипотетической аварии.
Теплоносителем и замедлителем нейтронов в данном реакторе является вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. В качестве топлива в активной зоне реактора используется слабообогащенный диоксид урана. Тепловая схема энергоблока содержит два контура циркуляции теплоносителя.
Первый контур – радиоактивный. Он состоит из реактора, главных циркуляционных насосов, парогенераторов и компенсатора давления. Задача первого контура – отвод тепла от реактора и передача его воде второго контура.
Второй контур – нерадиоактивный. Он включает парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели.
3 300МВт
номинальная тепловая мощность реактора
60лет
срок службы основного оборудования РУ
Безопасность энергоблоков РБМК и ВВЭР базируется на принципе самозащищенности реакторной установки и концепции глубокоэшелонированной защиты, которая предполагает действие нескольких барьеров безопасности.
Строящиеся энергоблоки ВВЭР-ТОИ отличает беспрецедентно низкий риск распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Это достигается за счет новейших защитных и локализующих технологий системы безопасности.
В основе всей технологии безопасности АЭС лежит концепция глубокоэшелонированной защиты. Это означает наличие физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду.
Концепция включает защиту барьеров посредством предотвращения повреждения станции и повреждения самих барьеров. Она включает дальнейшие меры защиты населения и окружающей среды от ущерба, если барьеры будут повреждены в результате совпадения событий, что имеет крайне низкую вероятность происшествия.
В реакторах ВВЭР и РБМК применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора, или его «саморегулирование». При повышении мощности реактора и, соответственно, температуры активной зоны за счет естественных обратных связей ядерная реакция самостоятельно «затухает».
Чтобы быстро и эффективно остановить цепную реакцию, нужно «поглотить» участвующие в этом процессе нейтроны. Для этого используется поглотитель (карбид бора). Стержни, содержащие этот материал, вводят в активную зону для снижения уровня нейтронного потока или для полного останова реактора.
Для того чтобы стержни гарантированно погрузились в активную зону, в качестве приводов для них используются электромагниты. Такая схема обеспечивает опускание стержней даже при обесточивании энергоблока: отключенные от питания электромагниты перестанут удерживать поглощающие стержни, и те опустятся под воздействием силы собственной тяжести.
Другим способом остановки цепной реакции деления является повышение концентрации борной кислоты в теплоносителе: в случае необходимости ее раствор используется многочисленными аварийными системами.
Проект ВВЭР-ТОИ отличает беспрецедентно низкий риск распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду.
Предусматриваемое в проекте ВВЭР-ТОИ сочетание активных и пассивных систем безопасности обеспечивает отсутствие разрушения активной зоны на период в три раза более длительный (не менее 72 часов), чем реализованные проекты АЭС с ВВЭР последних поколений (3+). Активные приводятся в действие от источников энергии, предоставляя персоналу запас времени на принятие мер – привлечение дополнительной техники, подсоединение к альтернативным путям энергообеспечения и т.д.
Пассивные системы безопасности работают на естественных (природных) процессах, не требуя вмешательства оператора и источника энергии.
Одной из основных задач в деятельности Курской АЭС является обеспечение экологической безопасности
Основные принципы и обязательства в области охраны окружающей среды, рационального использования природных ресурсов и обеспечения экологической безопасности закреплены в политике промышленной безопасности и экологии Курской АЭС.
Природоохранная деятельность на предприятии осуществляется в соответствии с требованиями законодательства Российской Федерации и отраслевых нормативных документов.
Состояние окружающей среды на территории промышленной площадки, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения Курской АЭС оценивается подразделениями атомной станции в рамках производственного экологического контроля, а также надзорными органами.
Автоматическая система контроля (АСКРО, 29 постов) осуществляет постоянный контроль радиационной обстановки и передает необходимую информацию на Курскую АЭС, а также в системы радиоэкологического наблюдения. Данные из АСКРО в автоматическом режиме поступают в Кризисный центр «Росэнергоатома», передаются в отраслевую АСКРО «Росатома» и используются для оценки реальной радиационной обстановки в районе расположения Курской АЭС.
Результаты наблюдений показывают, что в режиме нормальной эксплуатации Курская АЭС практически не оказывает влияния на окружающую среду. Информация о радиационной обстановке на атомной станции доступна в режиме онлайн на сайте russianatom.ru.
Филиал АО «Концерн Росэнергоатом»
«Курская атомная станция»
307250, Курская область, г. Курчатов,
Промзона АБК-1
Управление информации и общественных связей
Тел.: +7 (47131) 4-95-41,
Факс.: +7 (47131) 2-31-47
E-mail:
yiac@kunpp.ru