Верхний полукорпус состоит из обечайки и днища, нижний – из трех обечаек и днища. На внутреннюю поверхность каждого из элементов наплавлен антикоррозийный слой, выполнена механическая обработка. После сборки и сварки обечаек и днищ полукорпуса прошли термическую обработку.
На Балаковской АЭС в настоящее время в работе находятся энергоблоки №№ 2, 3 и 4, которые несут суммарную нагрузку около 3196 МВт в соответствии с диспетчерским графиком.
Курской АЭС-2 будет использоваться одна из многочисленных спецфункций программной платформы SCADA-R – сбор осциллограмм от устройств РЗА электрической части станции. Сбор параметров поведения электросети и состояния коммутационной аппаратуры важен для обеспечения бесперебойной эксплуатации объекта в нормальном, предаварийном и аварийных режимах функционирования.
До завершения сооружения энергоблока полярный кран будет выполнять подъемно-транспортные операции по монтажу крупногабаритного оборудования герметичной зоны реакторного здания (корпуса реактора, парогенераторов, компенсатора давления), а затем, в период эксплуатации АЭС — служить для выполнения транспортно-технологических операций, связанных с работой энергоблока и оборудованием реакторной установки.
Цеолитовый фильтр изготовлен из нержавеющей стали и представляет собой полый сосуд цилиндрической формы. Длина корпуса — 3,5 м, диаметр — 0,4 м. Внутри корпуса расположен змеевик, он необходим для охлаждения цеолита, который нагревается при адсорбции.
Испытания проходят обращённые к плазме элементы внешней вертикальной мишени дивертора.
После обеспечения готовности блока к загрузке, специалисты поместят топливо в реактор и выполнят физический пуск, чтобы проверить параметры активной зоны реактора.
Росатом впервые в истории атомного машиностроения отгрузил одновременно два комплекта ключевого оборудования АЭС для двух разных стран.
В настоящее время на ЗАЭС блок № 1 находится в среднем ремонте, реакторная установка — в состоянии «холодный останов»; блок № 3 в среднем ремонте, реакторная установка — в состоянии «останов для ремонта»; блок №2 и №4 находятся в резерве, реакторные установки — в состоянии «холодный останов»; блок №5 в резерве, реакторная установка — в состоянии «горячий останов», обеспечивая теплом собственные нужды станции.
Компенсатор предназначен для создания и поддержания необходимого давления в первом контуре реактора. Аппарат представляет собой толстостенный сосуд с толщиной стенки 165 мм, внутренний объём изделия –79 куб м, масса – более 180 т.
Внутренний радиус модуля ВЗО составляет 22 м, высота – 8 м, вес – более 144 т.
Электрическая мощность станции составит не менее 55 МВт, срок службы незаменяемого оборудования – до 60 лет.
Проведены гидроиспытания модуля испарителя парогенератора ПГН-200М. Оборудование предназначено для модернизации ЭБ-3 Белоярской АЭС с целью продления ресурса работы реакторной установки БН-600 до 60 лет.
Трубные узлы представляют собой как прямые участки трубопровода, так и соединения прямых труб с изогнутыми коленами. На заводе на внутреннюю поверхность труб предварительно наносят антикоррозионное покрытие методом электрошлаковой наплавки. В процессе сборки трубный узел оснащают необходимыми патрубками и штуцерами.
Внедрение нового топлива позволит в разы увеличить кампанию реактора (срок работы реактора на эксперимент без остановки) на мощности 100 МВт при обеспечении проектных показателей безопасности, улучшить нейтронно-физические характеристики активной зоны, повысить эксплуатационную надежность установки.
Масса одного аппарата подогревателя ПНД 1/2 составляет 110 т, длина более 21 м, диаметр – 2,6 м.
При достижении мощности реактора 40% от номинальной специалисты выполнят пробный пуск турбоагрегата и его испытания на холостом ходу с последующим включением его в сеть с выдачей электроэнергии в единую энергосистему.
Компенсатор относится к оборудованию первого контура ядерного реактора типа ВВЭР и служит для создания и поддержания давления и объема теплоносителя.
Выполнен капремонт цилиндра высокого давления, ремонт элементов систем безопасности и ДГУ. Также была поведена модернизация кабельных связей каналов контроля температурного режима активной зоны реактора и электроснабжения от передвижной ДГУ.
2 новых энергоблока № 7 и № 8 ВВЭР-1200 планируется ввести в эксплуатацию в 2030г и 2032. Они станут замещающими мощностями энергоблоков № 3 и № 4 РБМК-1000.