17 апреля 2018 г. энергоблок № 1 Кольской АЭС остановлен для проведения планово-предупредительного ремонта, который продлится 195 суток. Это будет самая продолжительная ремонтная кампания для Кольской АЭС.

На энергоблоке № 4 с реактором ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС стартовали плановые масштабные работы по модернизации. 11 декабря 2017 г. блок был остановлен для проведения планового ремонта, который продлится до 22 августа 2018 г.

В ходе ремонта специалисты выполнят целый ряд работ, в частности, анализ образцов металла реакторной установки, отжиг корпуса реактора и многое другое. Технология отжига корпуса реактора, разработанная в Курчатовском институте, позволяет вернуть исходные физико-механические свойства металла, измененные под влиянием радиации. При этом реактор в ходе отжига остается на своем штатном месте.

Динамика образования радиоактивных отходов (РАО*) за последние четверть века уменьшилась в 2 раза. Это стало возможным благодаря планомерной реализации Концерном «Росэнергоатом» многочисленных организационно-технических мероприятий, включающих, в том числе, постоянное совершенствование технологий обращения с РАО и регулярный пересмотр лимитов образования РАО на АЭС.

Процедура отжига была проведена в мае и продолжалась 15 дней. Металл корпуса реактора был медленно нагрет до 475 градусов по Цельсию, затем в течение 150 часов выдержан при этой температуре и постепенно охлажден.

Метод восстановительного отжига был разработан российскими учеными из НИЦ «Курчатовский институт» и признан во всем мире как эффективный способ восстановления механических свойств металла. Ранее подобная процедура отжига уже проводилась на энергоблоках Кольской АЭС. Также восстановительные работы успешно выполнялись на реакторах ВВЭР-440 Ровенской, Нововоронежской, Армянской АЭС, «Грайфсвальд» (Германия) и «Козлодуй» (Болгария).

29 октября 2017 года в 22:41 энергоблок № 2 Кольской АЭС был включен в сеть после завершения планово-предупредительного ремонта.

По состоянию на 31 октября нагрузка АЭС в соответствии с диспетчерским графиком составляет 1200 МВт. В работе находятся все четыре энергоблока станции.

Напомним, что существующий 45-летний срок эксплуатации энергоблока № 4 НВАЭС заканчивается в конце текущего года.

В этой связи 1 декабря 2017 г. энергоблок № 4 будет остановлен для проведения планово-предупредительного ремонта (ППР) и модернизации, включающей отжиг корпуса реактора, анализ образцов металла реакторной установки, а также установку новейшей системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) реактора.

Отметим, что за время существования данной серии энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 такая система будет установлена впервые. Ее отличие состоит в том, что при наличии активной системы охлаждения будет установлена еще и пассивная (без участия человека).

В этом году технические специалисты НПП «ЭКРА» и компании-партнёра OMICRON (Австрия) проводят выездные семинары и тренинги с целью обеспечения техподдержки и обучения персонала атомных станций: Белоярская АЭС, Смоленская АЭС, Балаковская АЭС, Ростовская АЭС, Ленинградская АЭС, Калининская АЭС, Курская АЭС, Нововоронежская АЭС. Идут переговоры о проведении подобного семинара и на Кольской АЭС.

30 августа 2017 года в 15:29 энергоблок № 4 Кольской АЭС был включен в сеть после планово-предупредительного ремонта.

По состоянию на 31 августа нагрузка АЭС в соответствии с диспетчерским графиком составляет 840 МВт, в работе находятся энергоблоки №№ 1,3,4 атомной станции. 31 августа начался планово-предупредительный ремонт на энергоблоке № 2.

20 июня 2017 г. в 22:56 энергоблок № 2 был отключен от сети, и выведен в «холодный резерв».

В настоящее время нагрузка Кольской АЭС составляет 800 МВт.

На энергоблоке № 1 Кольской АЭС (филиал Концерна «Росэнергоатом», г. Полярные Зори Мурманской обл.) в рамках планово-предупредительного ремонта проводится уникальный комплекс работ по восстановлению физико-механических свойств металла корпуса реактора, изменяющихся в процессе эксплуатации за счет радиационного воздействия, — отжиг корпуса реактора энергоблока № 1.

Печь для отжига была включена в работу 30 мая 2017 года в 02:30. Процедура восстановления физико-механических свойств металла корпуса реактора займет около 15 дней. В процессе отжига металл корпуса реактора медленно нагревают до 475 градусов по Цельсию. Затем в течение 150 часов его выдерживают при этой температуре и далее постепенно охлаждают.