4 Декабря 2018 года, 16:10
3 декабря на Нововоронежской АЭС-2 начала работу комиссия Ростехнадзора. Она проверит готовность инновационного энергоблока №2 (он же блок №7 НВ АЭС) поколения «3+» к началу этапа физического пуска, сообщили на предприятии.

«Команда специалистов НВ АЭС будет активно участвовать в проведении проверки готовности к физическому пуску нового энергоблока поколения «3+» по 3 направлениям: производство, документация и персонал. Мы уже работали со специалистами этой станции во время проверки энергоблока №1 НВ АЭС-2, поэтому рассчитываем использовать приобретенный опыт», — отметил замначальника управления по регулированию безопасности атомных станций и исследовательских ядерных установок Ростехнадзора Владислав Манаков.

Стартовавшая инспекция продлится 2 рабочие недели и завершится 14 декабря этого года. Комиссия рассмотрит значительный объем документации: акты сдачи в постоянную эксплуатацию зданий и помещений пускового объекта, акты рабочих комиссий о готовности технологических систем и оборудования энергоблока, протоколы испытаний систем безопасности и систем, важных для безопасности, документы, подтверждающие объем проведенных испытаний и проверок и пр. Особое внимание специалисты уделят вопросам, связанным с профессиональной подготовкой и квалификацией персонала атомной станции.

По итогам проверки готовности энергоблока № 2 НВ АЭС-2 к этапу физического пуска будет составлен Акт и план мероприятий, после выполнения которых, будет получена лицензия на эксплуатацию ядерной установки.

  • Инновационные энергоблоки поколения «3+» имеют улучшенные технико-экономические показатели, обеспечивающие абсолютную безопасность при эксплуатации. Главной особенностью проекта ВВЭР-1200 является сочетание активных и пассивных систем безопасности, делающих станцию устойчивой к внешним и внутренним воздействиям. Характерная особенность пассивных систем — их способность работать в ситуации отсутствия энергоснабжения и без участия оператора. В частности, на блоке с реактором ВВЭР-1200 используются: «ловушка расплава» – устройство, служащее для локализации расплава активной зоны ядерного реактора; система пассивного отвода тепла через парогенераторы, призванная в условиях отсутствия всех источников электроснабжения обеспечивать длительный отвод в атмосферу тепла от активной зоны реактора и др.


Комментарии