Атомна енергія 2

Принципова схема АЕС з ядерним реактором, що мають водяне охолодження, наведена на рис. 2. Тепло, що виділяється в активній зоні реактора 1, відбирається водою (теплоносієм) 1-го контуру, яка прокачується через реактор циркуляційним насосом 2. Нагріта вода з реактора надходить у теплообмінник (парогенератор) 3, де передає тепло, отримане в реакторі, воді 2-го контуру. Вода 2-го контуру випаровується в парогенераторі, і пара, що утворюється надходить у турбіну 4.
Найбільш часто на АЕС застосовуються 4 типи реакторів на теплових нейтронах: 1) водо-водяні зі звичайною водою як сповільнювач і теплоносія; 2) графито-водні з водяним теплоносієм і графітовим сповільнювачем; 3) важководні з водяним теплоносієм і важкою водою як сповільнювач ; 4) графито-газові з газовим теплоносієм і графітовим сповільнювачем.
Вибір переважно застосовуваного типу реактора визначається головним чином накопиченим досвідом у реакторобудуванні, а також наявністю необхідного промислового устаткування, сировинних запасів і т. д. У СРСР будують головним чином графито-водні та водо-водяні реактори. На АЕС США найбільше поширення отримали водо-водяні реактори. Графито-газові реактори застосовуються в Англії. В атомній енергетиці Канади переважають АЕС з важководними реакторами.
Залежно від виду та агрегатного стану теплоносія створюється той чи інший термодинамічний цикл АЕС. Вибір верхньої температурної межі термодинамічного циклу визначається максимально допустимою температурою оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), які містять ядерне пальне, допустимою температурою власне ядерного пального, а також властивостями тенлоносітеля, прийнятого для даного типу реактора. На АЕС, теплової реактор якої охолоджується водою, зазвичай користуються низькотемпературними паровими циклами. Реактори з газовим теплоносієм дозволяють застосовувати щодо більш економічні цикли водяної пари з підвищеними початковими тиском і температурою. Теплова схема АЕС у цих двох випадках виконується 2-контурній: у 1-му контурі циркулює теплоносій, 2-й контур - пароводяної. При реакторах з киплячим водяним або високотемпературним газовим теплоносієм можлива одноконтурна теплова АЕС. У киплячих реакторах вода кипить в активній зоні, отримана пароводяна суміш сепарується, і насичений пар направляється або безпосередньо в турбіну, або попередньо повертається в активну зону для перегріву (рис. 3). У високотемпературних графито-газових реакторах можливе застосування звичайного газотурбінного циклу. Реактор в цьому випадку виконує роль камери згоряння.
При роботі реактора концентрація діляться ізотопів в ядерному паливі поступово зменшується, тобто ТВЕЛи вигоряють. Тому з часом їх замінюють свіжими. Ядерне пальне перезавантажують за допомогою механізмів і пристосувань з дистанційним управлінням. Відпрацьовані ТВЕЛи переносять до басейну витримки, а потім направляють на переробку.
До реактору і обслуговуючим його систем відносяться: власне реактор з біологічним захистом, теплообмінники, насоси або газодувних установки, які здійснюють циркуляцію теплоносія; трубопроводи і арматура циркуляційного контуру; пристрої для перезавантаження ядерного пального; системи спец. вентиляції, аварійного розхолоджування та ін
У залежності від конструктивного виконання реактори мають відмінні риси: у корпусних реакторах ТВЕЛи і сповільнювач розташовані всередині корпусу, що несе повний тиск теплоносія; в канальних реакторах ТВЕЛи, охолоджувані теплоносієм, встановлюються в спеціальних трубах-каналах, які пронизують сповільнювач, укладений в тонкостінний кожух. Такі реактори застосовуються в СРСР (Сибірська, Белоярська АЕС та ін.)
Для запобігання персоналу АЕС від радіаційного опромінення реактор оточують біологічним захистом, основним матеріалом для якої служать бетон, вода, серпентіновий пісок. Обладнання реакторного контуру має бути повністю герметичним. Передбачається система контролю місць можливого витоку теплоносія, вживають заходів, щоб поява нещільностей і розривів контуру не призводило до радіоактивних викидів та забруднення приміщень АЕС і навколишньої місцевості. Обладнання реакторного контуру зазвичай встановлюють в герметичних боксах, які відділені від інших приміщень АЕС біологічним захистом і при роботі реактора не обслуговуються. Радіоактивне повітря і невелика кількість парів теплоносія, обумовлене наявністю протікань з контуру, видаляють з необслуговуваних приміщень АЕС спеціальною системою вентиляції, в якій для виключення можливості забруднення атмосфери передбачені очисні фільтри і газгольдери витримки. За виконанням правил радіаційної безпеки персоналом АЕС стежить служба дозиметричного контролю.
При аваріях в системі охолодження реактора для запобігання перегріву і порушення герметичності оболонок ТВЕЛів передбачають швидке (протягом кілька секунд) глушіння ядерної реакції; аварійна система розхолоджування має автономні джерела живлення.
Наявність біологічні захисту, систем спеціальної вентиляції та аварійного розхолоджування та служби дозиметричного контролю дозволяє повністю убезпечити обслуговуючий персонал АЕС від шкідливих впливів радіоактивного опромінення.
Обладнання машинного залу АЕС аналогічно устаткуванню машинного залу ТЕС. Відмітна особливість більшості АЕС - використання пара порівняно низьких параметрів, насиченого або слабоперегретого.
При цьому для виключення ерозійного пошкодження лопаток останніх ступенів турбіни частками вологи, що міститься в пару, в турбіні встановлюють сепаруючі пристрої. Іноді необхідно застосування виносних сепараторів і проміжних пароперегрівники пари. У зв'язку з тим що теплоносій і що у ньому домішки при проходженні через активну зону реактора активуються, конструктивне рішення устаткування машинного залу і системи охолодження конденсатора турбіни одноконтурних АЕС має повністю виключати можливість витоку теплоносія. На двоконтурних АЕС з високими параметрами пари подібні вимоги до обладнання машинного залу не пред'являються.
У число специфічних вимог до компонування обладнання АЕС входять: мінімально можлива протяжність комунікацій, пов'язаних з радіоактивними середовищами, підвищена жорсткість фундаментів і несучих конструкцій реактора, надійна організація вентиляції приміщень. На рис. показаний розріз головного корпусу Білоярської АЕС з канальним графито-водним реактором. У реакторному залі розміщені: реактор з біологічним захистом, запасні ТВЕЛи і апаратура контролю. АЕС скомпонована за блоковим принципом реактор - турбіна. У машинному залі розташовані турбогецератори і обслуговуючі їх системи. Між машинним і реакторним залами розміщені допоміжне обладнання і системи керування станцією.
Економічність АЕС визначається її основними технічними показниками: одинична потужність реактора, коефіцієнт корисної дії, енергонапружених активної зони, глибина вигоряння ядерного пального, коефіцієнт використання встановленої потужності АЕС за рік. Зі зростанням потужності АЕС питомі капіталовкладення в неї (вартість встановленого квт) знижуються більш різко, ніж це має місце для ТЕС. У цьому головна причина прагнення до спорудження великих АЕС з великою одиничною потужністю блоків. Для економіки АЕС характерно, що частка паливної складової в собівартості електроенергії, що виробляється 30-40% (на ТЕС 60-70%). Тому великі АЕС найбільш поширені в промислово розвинених районах з обмеженими запасами звичайного палива, а АЕС невеликої потужності - у важкодоступних або віддалених районах, наприклад АЕС в сел. Білібіно (Якутська АРСР) з електричною потужністю типового блоку 12 МВт. Частина теплової потужності реактора цієї АЕС (29 МВт) витрачається на теплопостачання. Поряд з виробленням електроенергії АЕС використовуються також для опріснення морської води. Так, Шевченківська АЕС (Казахська РСР) електричною потужністю 150 МВт розрахована на опріснення (методом дистиляції) за добу до 150 000 т води з Каспійського моря.
У більшості промислово розвинених країн (СРСР, США, Англія, Франція, Канада, ФРН, Японія, НДР та ін), за прогнозами потужність діючих та споруджуваних АЕС до 1980 буде доведена до десятків Гвт. За даними Міжнародного атомного агентства ООН, опублікованим в 1967, встановлена ​​потужність всіх АЕС у світі до 1980 досягне 300 Гвт.
У Радянському Союзі здійснюється широка програма введення в дію великих енергетичних блоків (до 1000 Мвт) з реакторами на теплових нейтронах. У 1948-49 були розпочаті роботи щодо реакторів на швидких нейтронах для промислових АЕС. Фізичні особливості таких реакторів дозволяють здійснити розширене відтворення ядерного пального (коефіцієнт відтворення від 1,3 до 1,7), що дає можливість використовувати не тільки 235U, а й сировинні матеріали 238U і 232Th. Крім того, реактори на швидких нейтронах не містять сповільнювача, мають порівняно малі розміри і велике завантаження. Цим і пояснюється прагнення до інтенсивного розвитку швидких реакторів в СРСР. Для досліджень із швидких реакторів були послідовно споруджені експериментальні та дослідні реактори БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Отриманий досвід зумовив перехід від досліджень модельних установок до проектування і спорудження промислових АЕС на швидких нейтронах (БН-350) у м. Шевченка та (БН-600) на Белоярской АЕС. Ведуться дослідження реакторів для потужних АЕС, наприклад в м. Мелекессе побудований дослідний реактор БОР-60.
Великі АЕС споруджуються і в ряді країн, що розвиваються (Індія, Пакистан та ін.)
На 3-й Міжнародній науково-технічній конференції з мирного використання атомної енергії (1964, Женева) було відзначено, що широке освоєння ядерної енергії стало ключовою проблемою для більшості країн. Відбулася в Москві в серпні 1968 7-а Світова енергетична конференція (МІРЕК-VII) підтвердила актуальність проблем вибору напрямку розвитку ядерної енергетики на наступному етапі (умовно 1980-2000), коли АЕС стане одним з основних виробників електроенергії.

Безпека атомних станцій з реакторами ВВЕР, РБМК, ЕГП і БН
Відповідно до федеральних законів в галузі використання атомної енергії, нормами та правилами з безпеки в 2003 році на атомних станціях виконано великий обсяг робіт з модернізації обладнання та систем з метою підвищення їх рівня безпеки та приведення до сучасних вимог.
Тривали роботи з основних напрямків діяльності концерну "Росенергоатом", перш за все в області підвищення безпеки енергоблоків АЕС і забезпечення централізованого управління атомними станціями:
· Вдосконалення централізованого управління і забезпечення безпечної експлуатації АЕС з боку підрозділів експлуатуючої організації - концерну "Росенергоатом";
· Вдосконалення та підвищення ефективності роботи Кризового центру концерну;
· Забезпечення ефективної науково-технічної підтримки експлуатації АЕС з боку наукового центру концерну - ВНДІАЕС, інших підтримуючих наукових і проектно-конструкторських організацій;
· Зміцнення матеріально-технічної бази та готовності галузевого Аварійно-технічного центру до ліквідації проектних і запроектних аварій;
· Розширення матеріально-технічної бази та вдосконалення роботи галузевих навчальних центрів підготовки експлуатаційного і ремонтного персоналу;
· Забезпечення фінансування робіт з підвищення безпеки АЕС з централізованих джерел.
Основними пріоритетами при експлуатації енергоблоків АЕС є:
· Забезпечення ядерної, радіаційної, технічної, пожежної, екологічної безпеки і техніки безпеки;
· Економічна ефективність;
· Культура безпеки;
· Дотримання норм і правил з безпеки.
Розгляд ситуації, що передувала аварії на 4 блоці ЧАЕС показали, що можливі виняткові порушення регламенту і режимів роботи обладнання які в поєднанні з позитивним ефектом паровим реактивності великим за величиною 5 квітня еф і низькою швидкістю введення негативною реактивності системою управління та захисту в аварійних режимах можуть призвести до катастрофічних наслідків.
Тому основний зміст заходів з підвищення безпеки реакторів РБМК, починаючи з 1986р., Зводилося до зменшення парового ефекту реактивності і збільшенню швидкості введення негативною реактивності системою СУЗ в режимі аварійного захисту.
Під паровим ефектом реактивності розуміють ту реактивність, яка вивільняється при перетворенні води, що заповнює технологічні канали в межах активної зони в пар, тобто при зміні паросодержания на 100%.
Негативний вплив позитивного парового ефекту реактивності на динаміку реактора і його безпеку проявляється в тому, що при таких змінах параметрів реактора як зростання потужності, зниження тиску в КМПЦ, зниження витрати живильної води, зниження витрати води в КМПЦ і ін призводить зростання паросодержания, вноситься позитивна реактивність, яка веде до зростання потужності.
При аналізі потужностного ефекту реактивності зроблено висновок про те, що при величині парового коефіцієнта реактивності 0,05 еф, який є складовою частиною швидкого потужностного коефіцієнта реактивності, стійкість загальної потужності реактора РБМК при великих вигоряння істотно залежить від взаємодії всього обладнання енергоблоку та налаштування теплової автоматики. У результаті при нормальній роботі теплової автоматики, ефект саморегулювання за рахунок негативного швидкого потужностного ефекту реактивності був відсутній, всі функції управління і забезпечення безпеки лягали на систему управління і захисту. Завдання управління реактором при нормальних умовах експлуатації були вирішені шляхом розробки та впровадження системи локальних автоматичних регуляторів.
При аналізі безпеки вважалося, що паровий коефіцієнт реактивності позитивний при робочих параметрах.
При подальшому зниженні щільності води розрахунковий паровий коефіцієнт зменшувався за величиною і ставав негативним. У підсумку повний ефект зневоднення вважався нульовим і навіть негативним.
Після аварії на ЧАЕС цей висновок був підданий критиці і розрахунків з використанням більш досконалих методик (метод Монте-Карло та ін.) Було показано, що плотностной коефіцієнт реактивності паливної комірки залишається негативним у всьому діапазоні зміни щільності води, а сумарний ефект реактивності при зневодненні активної зони без ДП при робочих параметрах в критичному стані позитивний і приблизно дорівнює парового ефекту реактивності.
Цей висновок був експериментально підтверджений при експериментах по зневоднення КМПЦ на реакторах 1, 2 блоків ЧАЕС та 1 блоці САЕС.

Радіаційна безпека атомних станцій
Виходячи з принципів забезпечення радіаційної безпеки, прийнятих світовою спільнотою, однією з основних завдань АЕС концерну в 2003 році було подальше зменшення ступеня впливу іонізуючого випромінювання на людину за допомогою створення умов для підтримання на можливо низькому і досяжному рівні з урахуванням економічних і соціальних чинників індивідуальних доз опромінення і числа опромінюваних осіб.
Основні дозові межі опромінення персоналу дотримуються на всіх АЕС концерну. Крім того, вже протягом багатьох років триває процес зниження облучаемості персоналу.
У результаті виконаних у 2003 році організаційних і технічних заходів колективні дози опромінення персоналу та відряджених на АЕС осіб знизилися в порівнянні з 2002 роком приблизно на 20%, а з початку перехідного періоду на нові, більш жорсткі дозові межі (1996 рік) - в 1, 9 рази.
На АЕС з реакторами ВВЕР і БН досягнуті гранично низькі рівні доз опромінення, порівнянні з показниками кращих АЕС світу.

Результатом реалізації прийнятої концерном у 2002 році Програми робіт по зниженню дозовитрат персоналу на АЕС із РБМК-1000 відповідно до вимог НРБ-99 стало зменшення у 2003 році колективної дози опромінення персоналу АЕС з реакторами РБМК приблизно на 24% (в 1,3 рази) . Однак завдання щодо зниження облучаемості персоналу на АЕС з реакторами РБМК буде актуальна і в майбутньому.
Середні індивідуальні дози опромінення персоналу та відряджених на АЕС осіб близькі до дозі опромінення населення від природних джерел випромінювання (1,5 - 15 мЗв, в окремих регіонах - до 50 мЗв на рік).
Слід зазначити, що завдяки цілеспрямованій роботі експлуатуючої організації та АЕС у 2003 році на атомних станціях концерну відсутній персонал, який отримав дозу опромінення понад 20 мЗв,
Подальше зниження облучаемості персоналу АЕС буде визначатися вдосконаленням управління ремонтними роботами за допомогою застосування методології ALARA, впровадження і широкого використання швидкознімних захисних екранів, електронних прямопоказуючий дозиметрів, а також за рахунок оптимізації тривалості ремонтів і т. д.
Багаторічні дані радіаційного контролю в районах розташування АЕС свідчать про те, що в режимі нормальної експлуатації атомні станції не надають виявляє вплив на населення та навколишнє середовище.
У 2003 році газоаерозольних викиди та рідкі скиди всіх АЕС були значно менше встановлених допустимих значень і створили додаткову до фонового опромінення населення від природних джерел випромінювання дозу не більше:
· 0,1 мкЗв на АЕС з ВВЕР-1000;
· 0,5 мкЗв на АЕС з ВВЕР-440;
· 2,0 мкЗв на АЕС з РБМН-1000.
Таким чином, рівень радіаційного впливу АЕС на населення і навколишнє середовище в 2003 році склав 0,003 - 0,06% від дози, створюваної природними джерелами випромінювання, і не може бути виміряна на тлі природної радіації. Радіаційний ризик впливу АЕС на населення становить менше 10 ^-6 на рік і згідно з Нормами радіаційної безпеки (НРБ-99) є безумовно прийнятним.

Белоярська АЕС
Белоярська атомна станція - єдина АЕС з енергоблоками різних типів на яких відпрацьовувалися принципові технічні рішення для великої ядерної енергетики.
На станції споруджені три енергоблоки: два з реакторами на теплових нейтронах та один з реактором на швидких нейтронах.
Енергоблок 1 з водографітовим канальним реактором АМБ-100 потужністю 100 МВт зупинено в 1981 р., енергоблок 2 з реактором АМБ-200 потужністю 200 МВт зупинено у 1989 р.
В даний час експлуатується третій енергоблок з реактором БН-600 електричною потужністю 600 МВт, пущений в експлуатацію в квітні 1980 р., - перший в світі енергоблок промислового масштабу з реактором на швидких нейтронах. Він також є найбільшим у світі енергоблоком з реактором на швидких нейтронах.
Досвід створення та освоєння енергоблоку 3, проведені на його обладнанні науково-дослідні роботи, досвід вдосконалення його систем широко використовуються для подальшого розвитку енергетики з реакторами на швидких нейтронах. Блок 3 є прототипом більш потужних енергоблоків майбутнього з реакторами БН-800.
У 1999 році після багатьох років розробки та виготовлення на станцію поставлений навчальний тренажер блочного щита управління енергоблока БН-600. Це новий засіб підготовки та підтримки кваліфікації персоналу істотно доповнило діючу систему підготовки і має збільшити надійність і безпека енергоблоку.
Тренажер повністю відповідає існуючому блоковому щиті управління третього енергоблоку БАЕС.
Для будівельників та енергетиків
Білоярської АС побудований упоряджений місто, розташоване недалеко від водосховища і оточений мальовничим сосновим бором. У місті є енергетичний технікум для підготовки фахівців у галузі ядерної енергетики.

Історія створення Білоярської АЕС
Белоярська АС ім. І.В. Курчатова -
первісток великої ядерної енергетики СРСР. Станція розташована на Уралі, в 3-х кілометровій зоні від станції побудовано місто енергетиків - Зарічний.
Будівництво першої черги було розпочато в 1958 р., а в квітні 1964 р.
вступив в дію енергоблок з водографітовим канальним реактором потужністю 100
МВт. Другий енергоблок потужністю 200 МВт був введений в експлуатацію в 1967 р.
В даний час ці енергоблоки виведені з промислової експлуатації як виробили свій ресурс. Паливо з реакторів вивантажено і перебуває на тривалому зберіганні в спеціальних басейнах витримки, розташованих в одній будівлі з реакторами. Усі технологічні системи, робота яких не потрібно за умовами безпеки, зупинені. У роботі знаходяться лише вентиляційні системи для підтримки температурного режиму в приміщеннях і система радіаційного контролю, робота яких забезпечується цілодобово кваліфікованим персоналом.
У 1980 р. пущений третій енергоблок потужністю 600 МВт з реактором на швидких нейтронах. Белоярська АС з унікальною реакторною установкою БН-600 поряд з виробленням електроенергії виконує функцію відтворення ядерного палива. Це найбільший в міреенергоблок з реактором на швидких нейтронах, який успішно експлуатується до теперішнього часу. Досвід експлуатації реактора БН-600 дозволив розвинути новий напрям у реакторобудуванні - створення реакторів-відтворювачів з жидкометаллическим теплоносіями.
Планується запуск енергоблоку № 4 з реактором БН-800 в 2009 році.

Білібінська атомна станція
Білібінська атомна теплоелектроцентраль - це первісток атомної енергетики в Заполяр'ї, унікальна споруда в центрі Чукотки, що забезпечує життєдіяльність гірничорудних і золотодобувних підприємств Чукотки (800 км на південь від Певека, 2000 км на північ від Магадана й 12000 км від Москви).
Зима триває більше 10 місяців у році, зимова температура іноді досягає - 55 ^О С і взимку цілодобово темно. Місто, оточений сотнями кілометрів величезних озер, боліт, куди добратися можна тільки по повітрю, або довга дорога в 2000 км від Магадана. І то це можливо лише взимку, коли земля сильно промерзає, на санях, запряжених оленями. Сільська місцевість, де удосталь водяться дикі тварини: величезні полярні вовки, ведмеді, північні олені, лосі та росомахи.
Білібінська атомна теплоелектроцентраль споруджена в 1974 - 1976 рр.. і є комбінованим джерелом електричної і теплової енергії. Вона забезпечує енергопостачання промислових об'єктів і селищ в автономному режимі.
При розробці і проектуванні реакторної установки враховувалися наявність вічної мерзлоти й необхідність роботи ATЕЦ в ізольованій енергосистемі. Станція складається з чотирьох однотипних енергоблоків сумарною електричною потужністю 48 МВт з реакторами ЕГП-6 (водно-графітовий реактор гетерогенний канального типу). Прототипами даного типу реактора послужили - реактор першої в світі АЕС в Обнінську і два реактори на Белоярской АЕС.
Реактори для станції спроектували в Обнінському Феі. Проект станції розробив Урал ТЕП.
Вдалим рішенням треба вважати блокування технічних споруд в одній будівлі - головному корпусі станції, а також застосування несучого каркаса будівлі металоконструкцій, що дозволило провести їх виготовлення на заводах "материка", а на місці в Білібіно здійснити монтаж головного корпусу станції на всі чотири блоки. Все це в умовах Крайньої Півночі дало можливість організувати 3-х змінне безперервну роботу станції (включаючи роботу у вихідні дні) у приміщеннях з плюсовою температурою.
АТЕЦ працює в ізольованому Чаун-Білібінська енерговузла і пов'язана з цією системою лінією електропередачі довжиною 1000 км. До складу енерговузла крім БіАТЕЦ входить плавуча дизельна електростанція, з поетичною назвою "Північне сяйво" (24 МВт) і Чаунська ТЕЦ (30,5 МВт). Загальна встановлена ​​потужність системи 80 МВт. Але існуючі економічні труднощі краю скоротили потреби в електриці. Тому, незважаючи на проектну потужність Білібінська АЕС у 48 МВт останні п'ять років, її середнє навантаження становила 15-25 МВт. Станція здатна працювати при дуже нерівномірному добовому графіку навантажень енергосистеми.
БіАТЕЦ також забезпечує теплом прилеглий промисловий комплекс і житловий масив, будучи єдиним джерелом теплової енергії в районі. Основна частка споживаної теплової енергії припадає на комунально-побутове споживання багатонаціонального населення краю, зайнятого в основному золотодобуванням.
У селищі Білібіно з населенням близько 10 тисяч чоловік проживають працівники АС, геологи, будівельники, золотошукачі. При цьому персонал БіАТЕЦ становить 670 осіб.
Тут є спортивно-оздоровчий комплекс, гірськолижна траса, школи, дитячі садки та інші установи.

Історія створення Білібінська АЕС
У тридцяті роки російський вчений Білібін з Москви, був переконаний, що на крайній півночі Росії є золото. Через два десятиліття в цьому районі справді було знайдено золото. У сімдесяті роки цей край був вже заселений, і місто золота отримав назву Білібіно на честь вченого.
Атомна енергія в цьому віддаленому куточку землі виявилася найефективнішим засобом постачання золотодобувної промисловості і тому побудували Білібінська АТЕЦ. У роки розквіту в місті налічувалося 15000 жителів, більшість яких жило в будинках, побудованих на жердинах, захищають їх від вічної мерзлоти. Кожен рік видобувалося приблизно 5 тонн золота. Зараз ця галузь переживає спад.
12 січня 1966 прийнято постанову Ради Міністрів СРСР про будівництво Білібінська атомної електростанції.
Будівництво в 1967 році була оголошена Всесоюзної ударної. Колектив будівництва в основному був укомплектований молоддю комсомольського віку, у своїй більшості прибулим за комсомольськими путівками.
Монтажні роботи по спорудженню БіАТЕЦ почалися в 1969 р. ділянкою тресту "Дальенергомонтаж". СУ БіАЕС підготувало фундамент під майбутню станцію. ДЕМ притупив до монтажу металоконструкцій головного корпусу.
На початку 1971 року ДЕМ змінив Білібінський монтажний ділянку тресту "Востокенергомонтаж", який мав досвід монтажу обладнання найбільших ГРЕС. Монтажники ВЕМа продовжили монтаж каркаса головного корпусу, виконавши понад половини обсягу робіт (а всього більше 300 тонн). Монтаж був виконаний з високою якістю. Каркас головного корпусу зібраний на високоміцних болтах - сучасної на той час технології. Одночасно розгорнулися роботи з монтажу радіаторних охолоджувачів трубопроводів і обладнання першого блоку.
У 1973 році був зроблений пробний пуск турбіни першого блоку з випробувальним прокручуванням її до 3000 оборотів в хвилину і продувкою всіх технічних паропроводів БіАЕС. Пар давала пускова котельня.
До грудня 1973 р. основні роботи пускового комплексу 1-го блоку БіАТЕЦ були завершені.
14 січня 1974 БіАТЕЦ дала перший промисловий струм в мережу Чаун-Білібінська вузла.
Чітка організація будівництва, впровадження тижнево-добового планування і щоденний диспетчерський контроль мережевого графіка виробництва робіт при централізованому завезенні матеріалів і конструкцій в технологічній послідовності всім учасникам будівництва, високий технічний рівень фахівців і робочих кадрів дозволив в найкоротші терміни з 1974 по 1976 роки ввести в експлуатацію всі чотири блоки Білібінська АТЕЦ.
Блоки № 1 і № 2 були введені в експлуатацію в 1974 р. У 1975 році був запущений блок № 3 та 28 грудня 1976 блок № 4.

Волгодонська атомна станція
Проект будівництва Волгодонської АЕС у складі чотирьох енергоблоків потужністю 1 млн. кВт кожний затверджений наказом Міненерго СРСР від 12.10.79 № 133пс.
У зв'язку з рішенням сесії Волгодонського обласної Ради народних депутатів від 28 червня 1990 Радою Міністрів СРСР було прийнято рішення про припинення будівництва Волгодонської АЕС. З 01.01.91 Волгодонська АЕС перебувала на консервації за спеціальним технологічним режимом. З метою відновлення робіт з добудови Волгодонської АЕС в 1994 р. був виконаний Проект з оцінки впливу Волгодонської АЕС на навколишнє середовище (ОВНС).
Відповідно до доручення Уряду РФ (від 12.08.98 № БН-П7-23423) виконана доопрацювання проектних матеріалів з урахуванням зауважень державної експертизи Повторна державна екологічна експертиза доопрацьованого проекту Волгодонської АЕС (висновок від 10.02.2000 № 62) відзначила відповідність зазначеного проекту вимогам законодавчих і нормативних документів РФ і рекомендаціям МАГАТЕ та визнала можливим реалізацію проекту в складі двох енергоблоків.
Отримано ліцензії Держатомнагляду Росії на спорудження енергоблоку 1 (№ ГН-02-101-0481 від 10.05.2000) та його експлуатацію (№ ГН-03-101-0582 від 19.01.2001).
Об'єднана енергетична система (ОЕС) Північного Кавказу, в яку включена Волгодонська АЕС, забезпечує енергопостачання 11 суб'єктів Російської Федерації загальною площею 431,2 тис. км з населенням 17,7 млн. чоловік.
Проектом, крім вироблення електроенергії, передбачена можливість теплопостачання м. Волгодонська і його промвузла.
Проект Волгодонської АЕС належить до серії уніфікованих проектів з реакторами ВВЕР-1000. Кожен з енергоблоків потужністю по 1000 МВт розміщується в окремому головному корпусі.
Енергоблок включає в себе реакторну установку В-320 і турбоустановку. Теплова, схема енергоблоків двоконтурна. Перший, контур (радіоактивний) складається з реактора, головних циркуляційних насосів, парогенераторів та компенсатора тиску. Другий, нерадіоактивних, контур складається з турбоустановки, водопітательной установки, парової частини парогенераторів і зв'язують це обладнання трубопроводів.
Паливо розміщується в корпусі реактора в активній зоні, яка містить 163 тепловиділяючих збірок. У цих збірках паливо знаходиться у вигляді таблеток низькозбагаченого по урану-235 оксиду урану, укладених в герметичні трубки з цирконієвого сплаву.
Теплоносієм першого контуру є вода високої чистоти під тиском 160 кг / см ² (16.0 МПа) з розчиненою у ній борною кислотою.
Застосування в якості теплоносія і сповільнювача нейтронів води дозволяє отримати в реакторі ВВЕР-1000 негативний температурний коефіцієнт реактивності, що визначає високу стабільність і саморегулівної реактора.
Проектом Волгодонської АЕС намічено благоустрій та озеленення території проммайданчика, пристанційної площі та санітарно-захисної зони.
В адміністративному відношенні майданчик АЕС розташована в Дубовському районі Волгодонської області в 13,5 км від м. Волгодонська і в 19 км від м. Цимлянськ.
Найближчі населені пункти - хутір Харсеев і хутір Подгоренський - розташовані поза санітарно-захисної зони АЕС на відстані 3,5 і 5 км.
У зону спостереження АЕС радіусом 30 км входять частини території чотирьох адміністративних районів Волгодонської області - Волгодонського, Цимлянського, Дубівського і Зімовніковского із загальною чисельністю населення 227 тис. чоловік.
Щільність населення в зоні спостереження АЕС (радіусом 30 км) складає 81 чол / км ^2.
У зоні розташування Волгодонської АЕС спостерігаються пилові бурі тривалістю 6 днів на рік і тумани протягом 50 днів у році переважно у холодний період. Середня кількість опадів у даному регіоні коливається від 388 до 428 мм / рік при максимальних значеннях 434 мм / рік.
Природна радіаційна обстановка в районі розміщення АЕС благополучна.
Майданчик АЕС розташована на лівому березі Цимлянського водосховища, створеного в нижній течії р.. Дон у 1952 р. Площа дзеркала Цимлянського водосховища при нормальному підпорному рівні 36,0 абс. м складає 2700 км ^2, а повний його обсяг близький до обсягу середньорічного стоку р.. Дон і становить близько 24 км ^3. Відстань від головних корпусів до Цимлянського водосховища близько 2 км, так як межа водосховища відокремлена від проммайданчика дамбою водойми-охолоджувача.

Історія створення Волгодонської АЕС
Технічний проект Ростовської (Волгодонської) АЕС розроблений Горьківським відділенням інституту "Атоменергопроект" відповідно до постанови Ради Міністрів СРСР від 21.10.76 № 87д.
Технічний проект Ростовської АЕС був затверджений Міненерго СРСР 13.10.79 р. наказом № 133 та Постановою РМ СРСР від 15.11.79 р. № 1000.
У октябре1979 року розпочато будівництво Ростовської АЕС.
29 серпня 1990, будівництво РоАЕС було призупинено, станція переведена в режим консервації. Готовність першого енергоблоку склала 95%, другого енергоблока - 30%; споруджена фундаментна плита третього енергоблоку, і викопано котлован для четвертого енергоблоку.
Однак у зв'язку з отримали широке поширення виступами проти пуску в експлуатацію Ростовської АЕС на прохання Ради народних депутатів Ростовській і Волгоградській областей було прийнято рішення Ради Міністрів СРСР і РРФСР про припинення з 01.09.90 р. будівництва Ростовської АЕС (протокол наради у Голови Ради Міністрів РРФСР І. С. Силаєва та заступника Голови Ради Міністрів СРСР Л. Д. Рябєв від 29.08.90).
Цим же рішенням Мінатоменергопрому СРСР було наказано забезпечити повне збереження побудованих будівель і споруд та змонтованого в них обладнання, а Держкомприроди СРСР забезпечити проведення екологічної експертизи проекту.
Наказом Мінприроди України від 31.03.95 р. № 131 була утворена експертна комісія державної екологічної експертизи по проекту Ростовської АЕС, згідно з висновком якої від 14.07.95 р. проект будівництва АЕС було схвалено за умови реалізації зауважень і пропозицій експертної комісії та обмеження потужності АЕС двома енергоблоками.
Відповідно до доручення Уряду Російської Федерації від 12.08.98 р. № БН-П7-23423 Нижньогородським інститутом "Атоменергопроект" із залученням численних науково-дослідних організацій, в тому числі з Ростовської області, виконана доопрацювання проекту. Мінатомом Росії подано на державну екологічну експертизу в Госкомекологіі Росії доопрацьований проект Ростовської АЕС з урахуванням зауважень і пропозицій "Зведеного висновку експертної комісії державної екологічної експертизи Мінприроди Росії за проектом Ростовської АЕС" від 14.07.95 р. та "Рішення Ради державної екологічної експертизи Мінприроди Росії з результатами державної екологічної експертизи проекту Ростовської АЕС "від 03.10.95 № 22.
7 лютого 2000 експертна комісія Державної екологічної-ської експертизи дала висновок про відповідність проекту Ростовської АЕС вимогам природоохоронного законодавства РФ.
10 травня 2000 Держатомнагляд Росії видав ліцензію на продовження спорудження енергоблоку № 1 Ростовської АЕС з реактором ВВЕР-1000.
У вересні 2000 року проведено випробування гермооболонки реакторного відділення, Держатомнаглядом були підписаний акт про успішне їх завершення.
У жовтні 2000 року успішно проведена "холодна" та "гаряча" обкатка обладнання енергоблока.
19 січня 2001 Держатомнаглядом Росії видав ліцензію на експлуатацію енергоблоку № 1 Ро АЕС.
21 січня 2001 в 12 годин 48 хвилин в реактор була завантажена перша з 163 касет з ядерним паливом.
23 лютого 2001 було здійснено виведення реактора першого енергоблоку на мінімально контрольований рівень потужності (МКУ).
30 березня 2001 о 8 годині 47 хвилин здійснено включення турбогенератора I-го енергоблоку РоАЕС в мережу ЄЕС Росії.
4 липня 2001 о 7 годині 49 хвилин перший енергоблок виробив перший мільярд кіловат-годин електроенергії.
5 вересня 2001 о 23 годині теплова потужність була доведена до проектної - 100% номінальної.
Протягом 11 по 26 листопада 2001 року - успішно проведено комплексне випробування енергоблока № 1 на номінальній проектної потужності.
19.10.2001 року Олександр Васильович Паламарчук призначений директором відособленого структурного підрозділу концерну "Росенергоатом" - "Волгодонська АЕС". Одночасно він же, відповідно до наказу міністра з атомної енергії Олександра Юрійовича Румянцева, № 814 від 19.10.2001 року, став директором державного унітарного підприємства "Дирекція споруджуваної Ростовської АЕС".
25 грудня 2001 Наказом № 681 Міністра з атомної енергії Румянцевим Олександром Юрійовичем затверджено Акт Державної приймальної комісії про прийняття в промислову експлуатацію першого енергоблоку Ростовської АЕС.
На 2007 рік заплановано введення в експлуатацію 2 блоки Волгодонської АЕС.
Повномасштабний тренажер для Волгодонської АЕС
13 липня 2004 Волгодонська АЕС відвідали представники Міжнародної програми ядерної безпеки (МПЯБ). У складі американської делегації на ВДАЕС прибули керівники програми: представник департаменту енергетики США Річард Райстер, представник Тихоокеанської Північно-Західної Національної лабораторії Боб Моффітт, а також керівник проекту "Розробка повномасштабного тренажера для Волгодонської АЕС" Джеффрі Ейс і представник департаменту енергетики США (московський офіс) Михайло Циклаурі.
Основна мета візиту - передача в навчально-тренувальне підрозділ станції повномасштабного тренажера ВДАЕС, спорудженого за сприяння уряду США та участі американських фірм.
Передача повномасштабного тренажера відбулася в урочистій обстановці у присутності керівника департаменту міжнародної діяльності концерну "Росенергоатом" Анатолія Кириченка, першого заступника керівника департаменту з управління персоналом концерну «Росенергоатом» Миколи Кареліна, представника фірми "Джет" Володимира Дрозкова і виконуючого обов'язки директора Волгодонської АЕС Андрія Петрова.
Заняття оперативного персоналу Волгодонської АЕС на новому тренажері, який представляє собою сплав самих передових технологій і випереджає за своїми можливостями та технічними характеристиками більшість існуючих в світі аналогів, розпочнуться вже з 1 вересня нинішнього року.
Керуючою компанією з реалізації проекту та основним виконавцем робіт з виготовлення повномасштабного тренажера Волгодонської АЕС стала фірма "ДЖЕТ" (General Energy Technologies), фахівці якої підготували повномасштабні тренажери більш ніж для 30 атомних електростанцій світу.
Монтаж, наладка та випробування тренажера були виконані на майданчику ВНДІАЕС

Калінінська атомна станція
Калінінська атомна станція розташована на півночі Тверської області поблизу міста Удомля.
З споживачами енергії Калінінську АС пов'язують три лінії електропередачі напругою 750 кВ (Москва, Санкт-Петербург і Володимир) і дві лінії напругою 330 кВ (Тверь).
Сучасні проектні рішення, заходи щодо реконструкції та модернізації застарілого та відпрацьованого термін обладнання, високу професійну майстерність персоналу є надійною базою безпечної та ефективної експлуатації АС.
Споруджуваний енергоблок № 3 має 80% готовність. За графіком будівництва його пуск передбачається в 2005 р.
Основні технічні характеристики обладнання КАЕС:
Теплова схема КАЕС - двоконтурна. Перший контур складається з одного реактора типу ВВЕР-1000 (В-320, мала серія) і чотирьох циркуляційних петель охолодження. Теплоносієм і сповільнювачем служить звичайна вода з дозованим вмістом бору. Другий контур складається з однієї турбоустановки з системою регенерації, випарної і водопітательной установок.
На Калінінської АЕС використовуються реакторні установки типу ВВЕР-1000 ВО "Іжорський завод", конструкція якої відповідає вимогам національних стандартів, що діяли в період проектування АЕС:
• автоматична зупинка реактора при незначних порушеннях в роботі основного устаткування;
• трьохканальної побудова систем
безпеки, кожна з яких функціонує абсолютно незалежно і автономно;
• наявність захисної герметичної оболонки, в якій
розташовано все реакторне обладнання;
• здатність реакторної
установки до саморегуляції.
Парогенератор ПГВ-1000 - однокорпусний теплообмінний апарат горизонтального типу з зануреним трубним пучком. Парогенератор призначений для виробництва сухого насиченої пари з води другого контуру. Калінінська АЕС - єдина з атомних електростанцій з реакторами ВВЕР-1000, побудованих за російськими проектами, експлуатує парогенератори першого енергоблоку більше 100 000 годин, без заміни.
Турбіна К-1000-60/1500 - парова, конденсаційна, одновальний, чотирициліндрова. Турбіна є приводом електричного генератора змінного струму типу ТВВ-1000-4УЗ потужністю 1000 МВт і напругою 24 кВ.
Система технічного водопостачання - оборотна.
Як ставка-охолоджувача використовується природна система озер Удомля - ​​Песьво.
Професійна майстерність персоналу є необхідною умовою безпечної та ефективної експлуатації АЕС. У зв'язку з цим забезпечення високого рівня кваліфікації персоналу, а також оцінки й розвитку необхідних професійних якостей операторів приділяється особлива увага. Ця робота проводиться в навчально-тренувальному пункті.
Підготовка ведеться на підставі типових програм, в основному індивідуально, і включає в себе теоретичну підготовку, практичне навчання, перевірку знань. Практичне навчання реалізується у формі стажування на робочому місці. Для оперативного персоналу стажування обов'язково доповнюється дублюванням, а для відповідальних оперативних посад обов'язковою є також тренажерна підготовка. З цією метою ведеться створення двох повномасштабних тренажерів - прототипи енергоблоку № 2 і будується блоку № 3.
9 лютого 2000 навчально-тренувальне підрозділ КАЕС отримало перші дві секції повномасштабного тренажера блокового щита управління енергоблока № 3. Тренажер розміщений в новій будівлі УТП
Ведуться роботи по створенню аналітичного тренажера, де буде можлива інсталяція математичних моделей другого і третього (що будується) енергоблоків КлнАЕС.
Населення м. Удомля складає 33700 чоловік, населення району - 11600, всього 45300 чоловік.
Основу інфраструктури міста становлять медико-санітарна частина з сучасним діагностичним обладнанням, фізкультурно-оздоровчий комплекс з плавальним басейном та спортивними залами, кіноконцертний зал "Зоряний", телевізійна студія.
Історія створення Калінінської АЕС
  Калінінська АЕС розташована на півночі Тверської області в 150 км від міста Твер. Відстань до Москви - 330 км; до Санкт-Петербурга - 400 км. Майданчик АЕС примикає до південного берега озера Удомля, сполучених природної протокою з озером Песьво.
  Проектом станції було передбачено будівництво чотирьох енергоблоків по 1000 МВт (ел.) кожен.   1970: Травень - На засіданні НТО Міненерго прийнято рішення Центральну АЕС № 1 побудувати в пункті оз. Удомля в Калінінській області.
  1973 рік: Листопад - Рада
Міністрів СРСР затвердила технічний проект Калінінської АЕС.
  1975
рік: Березень - Почалося будівництво відкритого відвідного каналу. Вересень - Почалося будівництво головного корпусу.
  1978: Листопад - Почалося будівництво БНС Na1 і № 2. Грудень - Почалося укладання бетону на РВ № 1.
1978 Травень - Почалося будівництво об'єднаного допоміжного корпусу.
  1981: Листопад - Почалося будівництво блоку № 1.
1983 рік: Грудень - ВПО
"Союзатоменерго" затверджено графік енергетичного пуску і освоєння потужності блоку № 1.
1984: початок будівництва другої черги Калінінської
АЕС. 10 жовтня 1985 наказом Міненерго СРСР затверджено проект розширення Калінінської АЕС до 4000 МВт.
1985 - 1997: роки вимушеного простою. Економічна і політична криза в країні відбилася і на темпах будівництва блоку № 3.
1988: здійснено монтаж турбіни.
1 997 грудень: встановлено на штатне місце корпус реактора.
1 998 липень: встановлено на штатне місце перший парогенератор.
+1999 Листопад: подано напругу 0,4 кВ за схемою власних
потреб.
2000 червень: отримана ліцензія ГАН на добудову 3 блоки.  
2001 липень: закінчений монтаж головного циркуляційного трубопроводу.
2002 вересень: завершено будівництво залізобетонної частини градирні № 1.
2003р.: Після модернізації встановлено на штатне місце статор генератора, закінчений Механомонтаж обладнання; отримано позитивний висновок Державної екологічної експертизи; проведений протоку технологічних систем на відкритий реактор; завершено будівництво градирні № 2; затверджено відкоригований пусковий комплекс; проведена контрольна збірка реактора; розпочаті комплексні випробування АСУ ТП ХВО; проведені випробування системи герметичного огородження на міцність і щільність.
2004 січень: завершено налагодження панелей блочного пункту управління РВ і ТЕ у складі АСУ ТП.
2004 лютий: проведена прокрутка електродвигунів ГЦН, виданий перший куб хімобессоленной води.
2004 березень: здійснена завантаження в реактор імітаційної зони.
2004 квітень: виконані гідровипробування I і II контуру на міцність і щільність, зданий в постійну експлуатацію вузол свіжого палива.
2004 травень: почалася гаряча обкатка обладнання реакторної
установки.
2004 червень: поставлені під напруги блочний трансформатор і робочі трансформатори власних потреб, закінчені автономні випробування ТПТС
2004 серпень: розпочато ревізія основного обладнання I контуру, постановка турбогенератора на валоповорот, здані БНС, санітарно-побутовий блок СК
2004 вересень: зданий спецкорпус, відкритий відвідний канал
2004 жовтень: отримана ліцензія на експлуатацію енергоблоку № 3, проведена завантаження активної зони ядерним паливом, почався етап "фізичний пуск" енергоблоку.
2004 листопад: здійснено вихід на МКУ.
22 жовтня 2002 міністром РФ з атомної енергії та губернатором Тверській області була підписана "Декларації про наміри щодо відновлення будівництва блоку № 4 Калінінської АЕС". Метою даного інвестиційного проекту є створення енергетичних потужностей енергоблоку № 4 для заміщення і задоволення потреби в електроенергії на федеральному і регіональному ринку енергії за оцінкою складається паливно-енергетичного балансу на довгостроковий період.
Відповідно до Федеральної Цільовою програмою "Енергоефективна економіка на 2002-2005 рр.. І на період до 2010 р.", передбачуваний термін введення в дію потужності енергоблока № 4 Калінінської АЕС - 2010 рік. Остаточний термін будівництва та введення об'єкта в експлуатацію буде визначений після проведення повномасштабної експертизи матеріалів "Обгрунтування інвестицій" відповідно до чинного законодавства.

Кольська атомна станція
Бурхливий розвиток промисловості Кольського півострова вимагав та відповідних темпів зростання енергетики. Для Мурманської області, що мала територіально ізольовану державну енергосистему "Коленерго", це було особливо важливо, тому що доводилося розраховувати на власні ресурси. Щоб задовольнити зростаючі потреби підприємств Кольського півострова в електроенергії, був один шлях - робити її на ядерних установках.
Кольська АС розташована за Полярним колом на березі озера Имандра.
За період з 1973 по 1984 рр.. введені і експлуатуються чотири енергоблоки з реакторами ВВЕР-440:
- Два енергоблоки з реакторами У-230, ст. № 1,2
- Два енергоблоки з реакторами ВВЕР-440 В-213, ст. № 3,4.
Встановлена ​​теплова потужність АЕС становить 5500 МВт, що відповідає електричної потужності 1760 МВт.
Кольська АЕС поставляє електроенергію в енергосистеми "Коленерго" Мурманської області та "Кареленерго" Республіки Карелія. Зв'язок з ЄЕС Росії здійснюється чотирма лініями електропередачі напругою 330 кВ.
Вироблення електроенергії Кольської АЕС становить близько 60% вироблення електроенергії в Мурманській області.
У 1987 р. на АС організований Навчально-тренувальний центр, який забезпечує підготовку оперативного персоналу реакторного, турбінного, електричного цехів і цеху теплової автоматики і вимірювань.
Місто енергетиків - Полярні Зорі розташований в південній частині Кольського півострова на відстані 220 км від м. Мурманська. Полярні Зорі розташовується на березі річки Нивка і займає площу в 3,6 квадратних кілометрів. Чисельність постійно проживаючого населення складає 21,9 тис. осіб. На території підвідомчій місту розташовані 2 селища міського типу (Афріканда і Зашеек) і 2 сільських населених пункту. Селище Афріканда виник як поселення гірників, збагачувачів і залізничників.
Кольська АЕС - це єдине містоутворююче підприємство, на якому працює близько 30% працездатного населення. Чисельність працюючих у місті Полярні Зорі - 8,6 тис. осіб.
Соціальну сферу складають: 1 гімназія, 4 середніх освітніх школи, вечірня школа, ПУ-18. Кількість учнів - 3532 людини, (без ПУ-18), 7 садів-ясел.
У місті дві дитячі музичні школи (м. Полярні Зорі, п. Афріканда), міський Палац культури, Будинок культури в п. Афріканда, центр творчості учнівської молоді, клуб патріотичного виховання молоді, плавальний басейн, спортивний комплекс, 4 бібліотеки. Визначною пам'яткою міста є сучасна гірськолижна траса.
Для медичного обслуговування працівників атомної станції та населення міста побудовані МСЧ, лікарня в п.Афріканда і амбулаторія п. Зашеек. Є санаторій-профілакторій.
Центр соціального обслуговування включає:
· Центр денного перебування пенсіонерів;
· Соціальний притулок для дітей;
· Центр реабілітації жінок.
Кольський півострів володіє унікальними природними ресурсами. Це - апатитовий, сієніт, залізорудний концентрати, мідь, нікель, кобальт, слюда, алюміній, ліс і, нарешті, рибна промисловість.
У місті розвинена промисловість будівельних матеріалів. Четверта частина вироблених в області збірних залізобетонних виробів і конструкцій виробляється на ВАТ "ЗБВ". Також це підприємство займається виробництвом щебеню і піску.
Агропромисловий комплекс: с / х "Полярні Зорі" який спеціалізується з виробництва м'яса, молока і рослинництву.
Історія створення Кольської АЕС
У 1963 році почалися пошукові роботи щодо вибору майданчика під будівництво АЕС. У 1967 році Держбуд СРСР затвердив проектне завдання на її будівництво. 18 травня 1969 покладений перший кубометр бетону у фундамент АЕС. Через 5 років будівництво першої черги було успішно завершено. 17 травня 1973 закінчилася гаряча обкатка реактора. 22 червня 1973 проведені гідравлічні випробування систем трубопроводів першого контуру. 29 червня 1973 первісток атомної енергетики Заполяр'я пущений в експлуатацію.
Чотири енергоблоки станції з реакторами ВВЕР-440, які споруджені в 1973-1984 рр.. знаходяться в експлуатації до теперішнього часу.
У 2003 році на 15 років понад спочатку закладеного в проекті продовжено термін служби енергоблоку № 1.

Курська атомна станція
Курська АС розташована в 40 км на південний захід від м. Курська на лівому березі річки Сейм.
На АС експлуатуються чотири енергоблоки з канальними реакторами РБМК-1000.
Курська АС є найважливішим вузлом Єдиної енергетичної системи Росії. Основним споживачем є енергосистема "Центр", яка охоплює 19 областей, в основному центральної Росії.
Близько 30% електроенергії, вироблюваної Курської АЕС, використовується для потреб Курської області.
Курська АЕС видає електроенергію по 11 лініях електропередачі:
2 лінії (110 кВ) - для електропостачання власних потреб;
6 ліній (330 кВ) - 4 лінії для електропостачання області, 2 для півночі Україна;
3 лінії (750 кВ) - 1 лінія для Старооскольського металургійного комбінату, 1 лінія для північного сходу України, 1 лінія для Брянської області.
Кожна черга Курської АЕС складається з двох енергоблоків. Енергоблок включає в себе наступне обладнання:
- Уран-графітовий реактор великої потужності канального типу, киплячий з допоміжними системами;
- Дві турбіни К-500-65/3000;
- Два генератори потужністю 500 МВт кожен.
Кожен блок має роздільні приміщення для реакторів та їх допоміжного обладнання, систем транспортування палива і пультів управління реакторами. Кожна черга має загальне приміщення для газоочистки і систем спецочісткі води. Всі чотири блоки Курської АЕС мають загальний машинний зал.
Режим роботи АЕС - базовий, водний режим - бескоррекціонний, нейтральний.
Курська АЕС - станція одноконтурного типу: пар, що подається на турбіни, утворюється безпосередньо в реакторі при кипінні проходить через нього теплоносія. В якості теплоносія використовується звичайна очищена вода, що циркулює по замкнутому контуру. Для охолодження відпрацьованої пари в конденсаторах турбін використовується вода зі ставка - охолоджувача. Площа дзеркала ставка - охолоджувача для чотирьох блоків - 22 квадратних кілометри. Джерелом для заповнення втрат служить р. Сейм. Підживлення здійснюється насосною станцією з чотирма агрегатами сумарною продуктивністю 14 кубометрів на сек.
У 1986 р. розпочато спорудження п'ятого блоку третьої черги АС. Необхідність в ньому викликана потребами сталого електропостачання Центру Росії.
Доопрацьований проект 3-їй черги Курської АЕС у складі одного енергоблока потужністю 1000 МВт затверджений Мінатомом Росії в грудні 1995 року, його введення в експлуатацію намічене на 2006 р.
На 5-му енергоблоці змонтований реактор третього покоління з принципово новими ядерно-фізичними характеристиками, оснащений новими системами керування і захисту, який відповідає сучасним вимогам безпеки.
Основне обладнання 5-го енергоблоку за складом і типам аналогічно устаткуванню діючих енергоблоків, однак має покращені технічні характеристики, що забезпечують підвищення надійності і безпеки при експлуатації.
Виявлені після Чорнобильської аварії конструктивні та інші недоліки блоків з реакторами типу РБМК враховані на стадіях проектування та спорудження енергоблоку № 5.
Населення м. Курчатова близько 49 тис. осіб. Є 11 дитячих садочків, 6 шкіл. Як власність Курської АЕС побудований профілакторій та дитячий оздоровчий табір. Гордістю р. Курчатова є спортивний комплекс зі стадіоном нa 500 місць, з плавальним басейном і доріжками олімпійського стандарту і трьома спортзалами.
Історія створення Курської АЕС
  Рішення про будівництво було прийнято в середині 60-х років. Почалося будівництво у 1971 році. Необхідність була викликана швидко розвиваються промислово-економічним комплексом Курської магнітної аномалії (Оскольського і Михайлівського гірничо-збагачувальних комбінатів та інших промислових підприємств). Генеральний підрядник - Управління будівництва Курської АЕС.
1 енергоблок зданий в експлуатацію в 1976р.
2 енергоблок зданий в експлуатацію в 1979р.
3 енергоблок зданий в експлуатацію в 1983р.
4 енергоблок зданий в експлуатацію в 1985р.
Встановлена ​​електрична потужність кожного енергоблоку 1000 МВт.
У 2002 році на енергоблоці № 1 Курської АЕС завершено модернізацію та отримана ліцензія на експлуатацію енергоблоку на номінальному рівні потужності.
В даний час будується п'ятий енергоблок третьої черги. Його введення в експлуатацію намічений на 2006 рік.

Ленінградська атомна станція
Ленінградська АЕС - найбільший виробник електроенергії на Північно-Заході Росії - розташована на мальовничому узбережжі Фінської затоки, в 80 км на північний захід від Санкт-Петербурга в м. Сосновий Бор.
Початок будівництва Ленінградської АЕС - вересень 1967 року.
Генеральний підрядник - Північне управління будівництва.
Станція включає в себе 4 енергоблоки електричною потужністю 1000 МВт кожен.
На Ленінградській АЕС встановлені водо-графітові реактори РБМК-1000 канального типу на теплових нейтронах.
Перший блок введений в експлуатацію в 1973 році, четвертий - в 1981 році.
При утворенні державного підприємства "Російський державний концерн з виробництва електричної та теплової енергії на атомних станціях" (концерн "Росенергоатом") в 1992 Ленінградська АЕС не увійшла до його складу, а залишилася самостійної експлуатуючою організацією, що підкоряється безпосередньо Мінато.
З 1 квітня 2002 Ленінградська АЕС, як і місяцем раніше інші атомні станції Росії, стала філією державного підприємства "Російський державний концерн з виробництва електричної та теплової енергії на атомних станціях" (Концерн "Росенергоатом") втративши статус самостійної юридичної особи.
Освіта Єдиної генерірующіей компанії (ЕГК) перебудувало відносини зі споживачами електроенергії. Тепер атомні станції на ринку будуть представлені єдиною компанією, і споживачі будуть розраховуватися з єдиним продавцем, а не з кожної АЕС окремо, як це було раніше.
Технічні характеристики енергоблоків АЕС
Проектна річна вироблення електроенергії - 28 млрд. кВт · год
На власні потреби споживається 8,0 - 8,5% від виробленої електроенергії.
ЛАЕС успішно займається реконструкцією енергоблоків, пов'язаної з впровадженням заходів з підвищення безпеки відповідно до міжнародних і національних правил Держатомнагляду Росії.
Кожен енергоблок включає в себе наступне основне устаткування:
· Реактор РБМК з контуром циркуляції і допоміжними системами,
· 2 турбоустановки типу К-500-65/3000 з паровим і конденсатної-живильним трактом.
· 2 генератори типу ТВВ-500-2.
Реактор і його допоміжні системи розміщені в окремих корпусах. Машинний зал є спільними на 2 енергоблоки. Допоміжні цехи і системи для двох енергоблоків є загальними і територіально розташовані поблизу кожної з черг (2 енергоблоку) станції.
Загальна площа, займана Ленінградської АЕС, 454 га.
Технологічна схема АЕС
Теплова схема кожного енергоблоку Ленінградської АЕС - одноконтурна.
Теплоносієм в реакторі є вода, що циркулює через технологічні канали по контуру багаторазової примусової циркуляції (КМПЦ).
Пароводяна суміш з реактора направляється в барабан-сепаратор. Відсепароване сухий насичений пар подається на лопатки турбіни.
На одному валу з турбінами встановлені генератори, що виробляють електроенергію.
Реакторна установка
Реактор розміщується в шахті на опорній конструкції і оточений біологічним захистом - верхній, нижній і бічний.
Реакторне простір заповнений колонами з графітових блоків, в центральних отворах яких встановлені технологічні канали (ТК) і канали системи управління і захисту (СУЗ). У ТК поміщені тепловиділяючі збірки з ядерним паливом - таблетками двоокису урану. У канали СУЗ поміщені виконавчі органи - стрижні, що поглинають нейтрони, заповнені карбідом бору.
Для запобігання окислення графіту і поліпшення його охолодження в реакторному просторі циркулює суміш гелію з азотом.
У реакторі РБМК-1000 передбачена можливість заміни ТК і каналів СУЗ на зупиненому і расхоложенном реакторі.
Ядерне паливо
Паливом для РБМК є двоокис урану з початковим збагаченням по урану-235 - 2,6%. Завантаження реактора ураном - 190 т.
З січня 2001 р. ЛАЕС приступила до експериментальної завантаженні дослідної партії паливних касет із збагаченням по урану-235 - 2,8% та вмістом вигоряючими ербіевого поглинача. Це дозволить в подальшому при переході на це паливо збільшити глибину вигоряння по відношенню до палива із збагаченням 2,6% і отримати додатковий економічний ефект.
У реакторі РБМК передбачена можливість перевантаження відпрацьованого ядерного палива на працюючому реакторі за допомогою розвантаж-завантажувальної машини (РЗМ).

Барабан-сепаратор
Являє собою циліндричну посудину горизонтального типу.
Внутрісепараціонние пристрої забезпечують сепарацію і осушення пара, що направляється на лопатки турбіни.
При реконструкції енергоблоків 1 і 2 виконано заміну внутрісепараціонних пристроїв із збільшенням об'єму води в кожному барабані-сепараторі на 50 мЗ і підведення води до кожного технологічного каналу через барабан-сепаратор для тривалого аварійного розхолоджування (верхня система САОР).
Турбіна
Турбіна К-500-65/3000 - парова, конденсаційна, одновальний, п'ятициліндровий (ЦВТ + 4ЦНД), номінальною потужністю 500 МВт і частотою обертання ротора - 3000 об / хв. ЦВД і всі ЦНД - двопоточні. Після ЦВД здійснюється проміжний перегрів пари в сепараторі - пароперегрівачі.