4 марта 2019 г. на Нововоронежской АЭС-2 в рамках реализации программы физического пуска инновационного энергоблока №2 (№7 НВ АЭС) ВВЭР-1200 специалисты завершили сборку реактора.
Окончанием фазы сборки реактора 2-го инновационного энергоблока НВ АЭС-2 стала установка на штатное место верхнего блока реактора - конструкции весом более 200 тонн, которая плотно закрывает его активную зону.
Этому событию предшествовал этап загрузки топлива. 19 февраля в активную зону реактора была загружена первая кассета – начался физический пуск, а 24 февраля загрузка активной зоны реактора ядерным топливом была полностью завершена.
«Всего в реактор было загружено 163 тепловыделяющие сборки (ТВС), установлен блок защитных труб. В данный момент ведутся работы по сборке верхнего блока, установке шаговых датчиков перемещения. В дальнейшем после сборки верхнего блока будут проводиться гидроиспытания первого и второго контуров, с заполнением первого контура борным раствором воды»,
– пояснил старший оператор реакторного отделения РЦ-6 Илья Меремьянин.
После окончания сборки реактора будут включены главные циркуляционные насосы, начнутся испытания на критических параметрах, выполнение комплекса испытаний на минимально-контролируемом уровне мощности (МКУ).
Это станет завершением физпуска и переходом к этапу энергопуска. От успеха этих операций будет зависеть дата включения в сеть энергоблока нового поколения.
Инновационные энергоблоки поколения «3+» имеют улучшенные технико-экономические показатели, обеспечивающие абсолютную безопасность при эксплуатации. В них использованы самые передовые достижения и разработки. Главной особенностью энергоблока с реактором ВВЭР-1200 является уникальное сочетание активных и пассивных систем безопасности, делающих АЭС максимально устойчивой к внешним и внутренним воздействиям. Характерная особенность пассивных систем – их способность работать в ситуации отсутствия энергоснабжения и без участия оператора. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1200 используются: «ловушка расплава» – устройство, служащее для локализации расплава активной зоны ядерного реактора; система пассивного отвода тепла через парогенераторы (СПОТ), призванная в условиях отсутствия всех источников электроснабжения обеспечивать длительный отвод в атмосферу тепла от активной зоны реактора и др.