Downloaded 17 times
Uploaded byIlona Zayets
Гевци, РАЭС
Документ описывает результаты работ по продлению эксплуатации энергоблоков 1 и 2 Ривненской АЭС в сверхпроектный период и включает историю развития станции, данные о международных проверках и мероприятия по повышению безопасности. Реализованы мероприятия по повышению безопасности, модернизации оборудования и проведению анализа безопасности, что позволяет удовлетворить современные критерии для работающих энергоблоков. Также упоминается получение лицензии на продление сроков эксплуатации и проведенные мероприятия по обращению с радиоактивными отходами.
Гевци, РАЭС
- 1. О результатах работпо продлению эксплуатации энергоблоков 1,2 Ривненской АЭС в сверхпроектный период IX-го Міжнародного форуму «Паливно-енергетичний комплекс України: сьогодення та майбутнє» 20-22 вересня 2011 р .
- 2. ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ ОП«РИВНЕНСКАЯ АЭС» 1973 Начало строительства РАЭС 19 80 Ввод в эксплуатацию энергоблока №1 19 81 Ввод в эксплуатацию энергоблока №2 19 86 Ввод в эксплуатацию энергоблока №3 2004 Ввод в эксплуатацию энергоблока №4
- 3. ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ ОП«РИВНЕНСКАЯ АЭС»
- 4. РАЗВИТИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИВ УКРАИНЕ
- 5. ВНЕШНИЕ МЕЖДУНАРОДНЫЕ ПРОВЕРКИМИССИЙ OSART И WANО 2008 г.: миссия OSART на энергоблоках № 3,4; экспертная миссия по эксплуатационной безопасности на энергоблоках № 1,2,3,4; 2009 г.: экспертная миссия по проектной безопасности на энергоблоках № 1,2. 20 10 г. Повторная проверка ( follow - up ) миссией OSART на энергоблоках № 3,4. На РАЭС регулярно проводятся внешние международные проверки миссий OSART и WAN О 1988 г. Миссия OSART на энергоблоке № 3; 2001 г. Партнерская проверка WANO на энергоблоке № 1; 2003 г. Миссия OSART на энергоблоке № 2; 2004 г. Партнерская проверка WANO на энергоблоке № 4 с участием представителя МАГАТЭ (предпусковая); 2005 г. Повторная проверка ( follow - up ) миссией OSART на энергоблоке № 2;
- 6. ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ ПОПСЭ Организационно-технические документы по ПСЭ
- 7. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ Основные направления деятельности по ПСЭ Разработка Отчёта по периодической переоценке безопасности Реализация меропритяий по продлению сроков эксплуатации осуществляется путём реализации следующих основных направлений деятельности: Реализация КПБ КМУ (модернизация) Квалификация оборудования Выполнение оценки технического состояния
- 8. ПРОЦЕДУРА УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСОМОБОРУДОВАНИЯ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ КАПИТАЛЬНОГО РЕМОНТА
- 9. ПРОДЛЕНИЕ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ(ПСЭ) ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС Оценка технического состояния элементов энергоблока (ОТС) 111 критических элементов (КР, ПГ и прочее ТМО 1-го и 2-го контуров) 15 зданий и сооружений СВБ энергоблоков № 1 и № 2 Три группы элементов: 156 типов арматуры (1795 единиц); 17 типов кабелей (3462 единиц); 23 типы кабельных конструкций 573 трубопроводов
- 10. ПСЭ ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКАПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС Аппаратура для проведения визуального контроля внутренней поверхности КР и ВКУ КР с применением телевизионных устройств Аппаратура для определения механических свойств шахты ВКУ методом кинетической твердости - метод АВIT
- 11. Результаты расчета иопределения ресурса корпуса реактора энергоблока №1 Ривненской АЭС (до восстановительного отжига) 2 1 1 - 2 - Корпус реактора ПСЭ ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС
- 12. ПСЭ ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКАПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС Выполнение восстановительного отжига сварного шва №4 КР-1
- 13. По результатам выполнениявосстановительного отжига была достигнута основная цель - восстановление критической температуры хрупкости металла сварного шва № 4, определяющий радиационный ресурс корпуса реактора Выполнение восстановительного отжига сварного шва №4 КР-1 Т К - критическая температура хрупкости; Т ка – допустимая критическая температура хрупкости ПСЭ ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС 17 160 177 Сварной шов № 4 Запас по температуре Т К (Тка-Т К ), 0 С Т К на конец срока эксплуатации 60 лет, 0 С Tка, 0 С Элемент корпуса реактора
- 14. Механические испытания образцабетона Процесс отбора образцов бетона в РО-1 Стрительные здания и сооружения СВБ ПСЭ ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС
- 15. Кабельная продукция СВБ(кабели, кабельные конструкции) ПСЭ ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ОТС Обследование технического состояния кабельных конструкций Лабораторные исследования кабелей Обследования кабелей в условиях эксплуатации Результаты испытаний кабелей типа АВВГ методом восстанавливающегося напряжения в лабораторных условиях до и после теплового старения Зависимость срока эксплуатации кабелей типа АВВГ от температуры эксплуатации Srok ( T 1) – срок эксплуатации; Т1 – максимальная температура окружающей среды по кабельной трассе
- 16. УПРАВЛЕНИЕ СТАРЕНИЕМ ВК,НК (4.4.14-4.4.28) Внутренние поверхности корпуса, теплообменные трубки, уплотнительные поверхности Утонение стенок (потери металла), отложение продуктов коррозии на стенках оборудования (трубопроводах) 12 Общая коррозия Агрессивная среда НО, ВО, ВК (п.4.4.24- 4.4.28) Уплотнительные поверхности, крепеж Вмятины, забоины и т.д. 11 Механические повреждения Механическое воздействие ВК, НК (п. 4.4.3, 4.4.5, 4.4.9, 4.4.14, 4.4.15, 4.4.17, 4.4.20) Основной металл корпуса, теплообменные трубки Повреждения металла, растрескивание 10 Водородная коррозия (растрескивание) Растягивающие напряжения + водород ВО, ВК (п. 4.4.14) Теплообменные поверхности, нижнее днище, часть корпуса в зоне вода-пар Коррозионные процессы под отложениями, локальные дефекты 9 Нарушение теплообмена, щелевая коррозия Отложения ВК, НК (п. 4.4.12-4.4.16, 4.4.20, 4.4.22, 4.4.23,) Внутренние поверхность орборудования, коллектор Іконтура Ухудшение механических свойств, микротрещины 8 Радиационное охрупчивание Облучение ВК, НК (п. 4.4.14, 4.4.20) Композитные сварные соединения, теплообменные трубки, внутренние поверхности Разрушение поверхностного защитного покрытия 7 Электрохимическая коррозия Контакт разнороднорных металлов с электролитами+отложения ВК, НК (п. 4.4.13, 4.4.20, 4.4.21, 4.4.23) Раздающие трубы, коллектора (раздачи питательной воды, Ік.,ІІк), теплообменные трубки, основной металл корпуса Утонение стенок 6 Эрозионный износ Движение среды ВК, НК (п. 4.4.5, 4.4.21, 4.4.20) Теплообменные трубки, трубопровод раздачи питательной воды Язвы (углубления) в местах пересечения границ трех зерен 5 Питтинговая коррозия Агрессивная среда + особенности строения кристаллической решетки металла+отложения ВК, НК (п. 4.4.15-4.4.20, 4.4.22, 4.4.23) Сварные соединения, места концентраций напряжений, основной металл экономайзерного и испарительного участков (внутренняя поверхность) Разрушение поверхностного защитного слоя, растрескивание, локализованное разрушение 4 Коррозионная усталость Переменное напряжение + агрессивная среда ВК, НК (п. 4.6.3, 4.4.6, 4.4.7) Сварные соединения приварки ГЦТ к ПГ Осаждение карбидов с большим содержанием хрома на границах зерен при нагреве до температур 500-700 ºC (образование трещин) 3 Межкристаллитная коррозия ВК, НК (п. 4.4.6, 4.4.7, 4.4.14-4.4.20, 4.4.23) Сварные соединения, места концентраций напряжений, основной металл экономайзерного и испарительного участков Деформация, растрескивание 2 Термическое старение Температурные воздействия НО, ВК, НК (п. 4.4.1-4.4.7, 4.4.8-4.4.12, 4.4.17, 4.4.21, 4.4.11, 4.4.24-4.4.28) Сварные соединения, подвески, тросовые ограничители, амортизаторы, коллектор раздачи питательной воды, теплообменные трубки, трубопровод острого пара Трещины 1 Вибрационная усталость Вибрация Возможные эффекты старения Физико-химические процессы Воздействие на элемент Методы контроля, пункты АИЭУ-10-03 или других документов, оговаривающих объём контроля, или методы, которыми были устранены воздействия Места проявления возможных эффектов старения Механизмы старения Контролируемые эффекты старения Наименование элемента: Парогенераторы 1ПГ-1÷6
- 17. Квалификация оборудования - подтверждение того, что конструкция, система (элемент) в пределах всего срока службы будет выполнять положенные функции как при нормальной эксплуатации, так и во время проектных аварий с учетом характеристик среды, в которой функционирует система (НП 306.2.141-2008). КВАЛИФИКАЦИЯ ОБОРУДОВАНИЯ Выполнение работ по квалификации оборудования Квалификация на жесткие условия окружения Квалификация на сейсмические воздействия
- 18. КВАЛИФИКАЦИЯ ОБОРУДОВАНИЯ Порезультатам оценки начального состояния квалификации оборудования на «жесткие» условия окружающей среды на основании технической документации заводов изготовителей поставленной с оборудованием получены следующие результаты По результатам проведенных мероприятий по повышению квалификации (испытания, анализ, адаптация) получены следующие результаты
- 19. Выполнение мероприятий поповышению безопасности является одним из условий продления сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС сверх проектного срока. Концепция повышения безопасности действующих энергоблоков атомных электростанций одобрена распоряжением Кабинета Министров Украины № 515-р от 13 декабря 2005 г. за №515-р (далее - КПБ). РЕАЛИЗАЦИЯ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ
- 20. Всего на блоке№ 1 необходимо было выполнить 60 мероприятий КПБ (все пилотные). Все мероприятия КПБ выполнены, отчеты согласованы Госатомрегулирования. Всего на блоке № 2 необходимо было выполнить 37 мероприятий КПБ (все адаптационные). Все мероприятия КПБ выполнены, отчеты согласованы Госатомрегулирования. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ № 1,2 ОП РАЭС
- 21. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Модернизация ПТК УСБ:
- 22. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Модернизация кабельного хозяйства ВБ:
- 23. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ № 1,2 ОП РАЭС Модернизация ЩПТ:
- 24. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Замена АБП:
- 25. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Внедрение ДАПВ энергоблоков №1,2:
- 26. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Замена ИПУ КД:
- 27. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Модернизация САОЗ ВД и НД:
- 28. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯБЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ №1,2 ОП РАЭС Замена ПК ГЕ:
- 29. ПОВЫШЕНИЕ ПЛОТНОСТИ СГОЭНЕРГОБЛОКОВ №1,2
- 30. ГЕРМЕТИЧНОСТЬ БЛОКОВ ВВЭР440/V213, ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАБОТЫ ВУЭЗ
- 31. РЕЗУЛЬТАТЫ ВЫПОЛНЕННЫХ МЕРОПРИЯТИЙПО ПОВЫШЕНИЮ ПЛОТНОСТИ СГО ЭНЕРГОБЛОКОВ №1,2 Энергоблок 2 Энергоблок 1
- 32. В настоящее времяна ОП РАЭС эксплуатируются следую-щие установки по переработке ЖРО: установка центрифугирова-ния (введена в промышленную эксплуатацию в 2005 г., проект ТACIS) установка глубокого упари-вания (введена в промышлен-ную эксплуатацию в 2007 г.) ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ (РАО) НА ОП РАЭС
- 33. В рамках проектаTACIS (U1.01/01b) запланировано внедрение, со сроком реализации в 2012 году, комплекса по переработке твердых радиоактивных отходов (ТРО) ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ (РАО) НА ОП РАЭС
- 34. Выводы: На сегоднявыполнен всесторонний анализ безопасности блоков с ВВЭР-440 на детерминистические основе с привлечением украинских специалистов и международных экспертов, выполненный углубленный анализ безопасности с использованием современных методологий, в том числе вероятностные анализы безопасности для энергоблоков № 1,2 ОП РАЭС. По результатам анализа составлена и согласована с Госатомрегулирования Украины «Комплексная (сводная) программа повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины» (К(С)ППБ), учитывающий выполнение мероприятий по анализу «тяжелых аварий» и повышению квалификационного статуса оборудования. В целом К(С)ППБ содержит: • для энергоблока № 1 - 26 мероприятий; • для энергоблока № 2 - 31 мероприятие. ВЫПОЛНЕНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ № 1,2 ОП РАЭС
- 35. Результаты по всемвышеперечисленным видам деятельности, связанные с ПСЭ вошли в Отчет по периодической переоценке (ОППБ) безопасности, содержащий 14 факторов безопасности ПЕРЕОЦЕНКА БЕЗОПАСНОСТИ проект энергоблока эксплуатационная безопасность использование опыта других АЭС организация и управление эксплуатационная документация человеческий фактор аварийная готовность и планирование влияние на окружающую среду текущее техническое состояние систем и элементов квалификация оборудования старение сооружений систем и элементов анализ внутренних и внешних событий детерминистический анализ безопасности вероятностный анализ безопасности комплексный анализ
- 36. Учитывая результаты комплексногоанализа безопасности, можно сделать следующие основные выводы: В результате принятых технических и организационных мероприятий, достигнутые уровни безопасности удовлетворяют критериям безопасности действующих энергоблоков и приближаются к критериям для новых энергоблоков. ВЫПОЛНЕНИЕ КРИТЕРИЕВ ПРАВИЛ И НОРМ ПО ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РАЭС-2 РАЭС-1 Блок 1,18 E-06 1,541 E-05 ВАБ 2-го уровня 1,69 E-05 4,15 Е-05 ВАБ-1-го уровня 1,18 E-06 1,75 E-05 По состоянию на 31.12.10 1,510 E-05 ВАБ 2-го уровня 4,51 Е-05 ВАБ-1-го уровня По состоянию на 31.12.08 Вид анализа безопасности
- 37.
- 38.
- 39. 10 декабря состоялосьвыездное заседание коллегии Государственного комитета ядерного регулирования Украины (в г. Кузнецовск) по принятию решения о продлении срока эксплуатации энергоблоков № 1 и № 2 ОП «Ривненская АЭС» в сверхпректный срок. ЗАСЕДАНИИ КОЛЛЕГИИ О ПРОДЛЕНИИ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ № 1,2 ОП «РИВНЕНСКАЯ АЭС»
- 40. ПРИНЯТИЕ РЕШЕНИЯ ОПРОДЛЕНИИ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ № 1,2 ОП «РИВНЕНСКАЯ АЭС»
- 41. ПОЛУЧЕНИЕ ЛИЦЕНЗИИ ОПРОДЛЕНИИ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ № 1,2 ОП «Ривненская АЭС»
- 42. УДЕЛЬНЫЕ ЗАТРАТЫ НАПРОДЛЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ ДЛЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ №1,2 ОП «РИВНЕНСКАЯ АЭС» тыс. грн.
- 43.
Editor's Notes
- #2 За основу данной презентации взяты материалы «Отчета о продлении срока эксплуатации энергоблоков 1,2 Ровенской АЭС» представленного в ходе работы делегации Украины на Пятом совещании по рассмотрению выполнения обязательств по Конвенции о ядерной безопасности 4-14 апреля 2011г в МАГАТЭ, Вена, Австрия
- #3 Строительство РАЭС было начато в 1973 г. Характерной особенностью ОП РАЭС является то, что на ней эксплуатируются самые “старые” из действующих энергоблоков в Украине энергоблок №1, введенный в эксплуатацию в декабре 1980г., энергоблок №2, введенный в эксплуатацию в декабре 1981г., а также самый “молодой” энергоблок №4, введенный в эксплуатацию в ноябре 2004г.
- #4 .После 2004г. (пуск энергоблока №4) наблюдался постоянный рост выработки электроэенргии по РАЭС. Снижение энерговыработки в 2009-2010гг. был вызван длительными ППР (434 сут. – блок t 1, 110 сут. – блок 2) в связи с проведением больших объемов работ с целью ПСЭ. ___________________________________________________________ Реально КИУМ рассчитывается по формуле: КИУМ=выработка фактическая (за период) / установленная мощность х период
- #5 Для Украины, пилотными по продлению эксплуатации являются энергоблоки №1,2 РАЭС и энергоблок №1 ЮУАЭС, проектные сроки эксплуатации которых исчерпаются в период с 2010 по 2012 гг. Продление срока эксплуатации энергоблоков для мировой ядерной индустрии не является чем-то новым с одной стороны, сдругой стороны, именно на энергоблоках №1,2 РАЭС построенных и эксплуатируемых в соответствии с нормами и правилами базирующимися на требованиях нормативных документах бывшего СССР, в первые на постсоветском пространстве продление сроков эксплуатации осуществлялось в соответствии с современными требованиями МАГАТЭ.
- #6 На РАЭС регулярно проводятся внешние международные проверки миссий OSART и WANO, на данном слайде представлен перечень международных проверок. По результатам проверок разрабатываются и реализуются корректирующие мероприятия направленные на повышение безопасности.
- #7 С целью организации работ по продлению эксплуатации энергоблоков АЭС в отрасли, начиная с 2005 года, при участии Госатомрегулирования Украины, Дирекции компании НАЭК «Энергоатом» и ОП АЭС были разработаны все необходимые организационно-технические документы, учитывающие в том числе и Рекомендации (Руководства) MAГАТЭ. В рамках проекта технического сотрудничества между НАЭК «Энергоатом» и МАГАТЭ в 2007г. была проведена экспертиза «Программы оценки технического состояния и переназначения срока эксплуатации корпусов реакторов. Энергоблоков 1, 2 Ривненской АЭС». По результатам данной экспертизы на ОП РАЭС 19-22 ноября 2007г. состоялась «Миссия экспертов по управлению сроками эксплуатации корпуса реактора и совещание по старению кабелей Ривненской АЭС, энергоблоки №1,2» с участием экспертов МАГАТЭ и специалистов подрядных организаций. Представители МАГАТЭ были ознакомлены также с документом эксплуатирующей организации по управлению старением и продлению сроков эксплуатации (Типовая ПУС). В 2009 г. в МАГАТЭ на рассмотрение была направлена серия расчетов ОКБ «Гидропресс», а именно расчеты статической и циклической прочности КР и ГРР, расчет на СХР корпуса реактора, расчет вероятности разрушения обечаек и сварных швов корпуса реактора. В рамках ОТС ЗиС на экспертизу МАГАТЭ предоставлялись Типовые программы оценки технического состояния и переназначения ресурса строительных конструкций АЭС. Специалисты МАГАТЭ признали работы, выполненные в рамках проведения обследования оборудования ОП РАЭС с целью продления срока эксплуатации, как соответствующие международной практике и существующему уровню развития науки и техники. Что был понятен объём выполненной работ приведу цифры: Новых нормативных документов, учитывающих задачи по ПСЭ – более 10 документов. Типовые программы – 15 программ. Рабочие программы по всем направлениям ОТС и УС составила около 170 единиц для энергоблоков 1,2; Количество разработанных методик по квалификации оборудования – 20 методик
- #8 Выполнение мероприятий по продлению сроков эксплуатации осуществляется путем реализации следующих основных направлений деятельности: Выполнение оценки технического состояния элементов энергоблока; Квалификация оборудования; Реализация Комплексной программы повышения безопасности (модернизация); Разработка отчета по периодической переоценке безопасности.
- #9 На всем проектном протяжении эксплуатации АЭС выполняла контроль состояния оборудования и его ресурсных характеристик. В соответствии с нормативными документами, деятельность по ПТЕ элементов энергоблока проводятся по следующим процедурам: ПСЭ элементов энергоблока за результатами капитального ремонта (для оборудования, какому заводом- производителем такая процедура определена); ПСЭ элементов энергоблока по результатам ОТС (критические элементы энергоблока). На О П РАЭС согласно требованиям отраслевой нормативной документации, на основе информационной системы разработана и осуществляется процедура по управлению ресурсом оборудования, что позволяет своевременно выполнять планирование работ, отслеживать выполнение комплекса технических мероприятий по ремонту, ОТС или замене оформлять отчетную документацию по продлению срока эксплуатации и сопровождать оборудования с продленным сроком эксплуатации в течение жизненного цикла.
- #10 Одним из основных критериев обоснования ПСЭ энергоблока в целом, является возможность ПСЭ «критических» т.е. не заменяемых (физически либо по финансовым соображениям) элементов энергоблока, в том числе и элементов для которых наличие процедуры капитального ремонта не достаточно для обоснования продления срока эксплуатации. К указанным элементам было отнесено следующее оборудование для которого была выполнена оценка технического состояния: 111 критических элементов (КР, ПГ и другое ТМО 1-го и 2-го контуров); 15-ти зданий и сооружений СВБ энергоблоков №1 и №2; арматуры (156 типов, 1795 единиц); кабелей (17 типов, 3462 позиции); кабельных конструкций (23 типа); трубопроводы, (в количестве 573 позиций). По результатам ОТС в полном объёме были разработаны и согласованы в Госатомрегулирования Украины технические решения о продлении срока эксплуатации всех указанных выше элементов. В качестве примера позволяющего количественно оценить выполненный объём работ можно привести следующие цифры: Количество отчётных документов по ОТС: блок 1 – 227 отчётов; блок 2 – 111 отчётов; Количество выпущенных и согласованных решений о продлении срока эксплуатации элементов энергоблоков: блок 1 – 60 решений; блок 2 – 43 решения.
- #11 В рамках оценки технического элементов энергоблоков № 1,2 выполнялось несколько "уникальных" для Украины по своей специфике и сложности обследований, таких как: визуальный и измерительный контроль внутренней поверхности корпусов реакторов и внутрикорпусных устройств реактора с применением телевизионных устройств (ЗАО "Диаконт", Российская Федерация); определения механических свойств шахты ВКУ методом кинетической твердости - метод АВIT (ИЯИ Ржеж, Чехия); определение фактических физико-механических характеристик металла корпуса реактора и верхнего блока неразрушающими методами (ООО НСУЦ ЦМиР, Российская Федерация); контроль механических свойств и структуры металла патрубка и чехлов СУЗ верхнего блока реактора (разрушающий контроль (НПО "Вектор" ИПП, Украина); неразрушающий УЗК изнутри корпуса реактора с использованием модернизированной автоматизированной системы контроля ЦММ-SAPHIR plus (ОП РАЭС). (до последнего времени единственная в атомной энергетике Украины).
- #12 При проведении работ по оценке технического состояния корпуса реактора с целью ПСЭ согласно согласованной с ГКЯРУ программой были выполнены следующие работы: 1. Анализ проектной и эксплуатационной документации; 2. Обследование, в объеме которого проведены: дополнительный и штатный неразрушающий контроль металла; контроль механических свойств металла КР и элементов главного разъема с использованием безобразцовой неразрушительной технологии на основе метода кинетического индентирования; расчетное обоснование статической и циклической прочности КР и элементов главного разъема с учетом внешних динамических воздействий; расчет на сопротивление хрупкому разрушению (СХР); анализ вероятности разрушения элементов КР. 3. Работы по определению возможности переназначения срока эксплуатации: анализ результатов обследования; оценка технического состояния КР и элементов главного разъема; оценка механизмов старения; выдача рекомендаций по объему и периодичности контроля металла КР и элементов главного разъема; выдача рекомендаций по техническому обслуживанию и ремонту; определение условий последующей эксплуатации КР с элементами главного разъема. _______________________________________________________________________________________________________________ Обоснование продления срока эксплуатации КР выполнено с учетом анализа СХР для сварного шва №4. Первоначально в соответсвии с зависимостями (1) и (2) ресурс КР был обеспечен соответственно на 40 и 60 лет. Однако по результатам расчетов, проводимых в рамках ПСЭ ресурс КР был уточнен. Из данных, представленных на слайде следует, что критерии СХР согласно ПНАЭ Г-7-002-86 при использовании первой зависимости (3.7) сдвига TF (сдвиг критической температуры хрупкости вследствие нейтронного облучения) выполняются до 2016 года, а при использовании второй, созданной ИЯИ «Курчатовский институт» зависимости (3.8) для сдвига TF выполняются до 2011 года. С учетом вышеуказанных консервативных оценок с целью обоснования дальнейшей безопасной эксплуатации КР-1 был выполнен восстановительный отжиг корпуса реактора в районе сварного шва №4, что соответствует мировой практике для корпусов реакторов ВВЭР-440 (в том числе с близким для КР энергоблока №1 ОП РАЭС химическим составом). Критерии СХР для КР энергоблока №2 выполняются до конца срока службы 60 лет, при этом существует запас по температуре Тк (Тка - Тк), ровного 74 0 С. Для информации для энергоблока №2: Тка = 176 0 С. Тк (на конец срока службы 60 лет) = 102 0 С по критическому элементу - сварной шов №4. Примечание: 1 - Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-002-86, Москва, Энергоатомиздат, 1989 2 - Методика сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР (МРКР-СХР-2004), РДЭО 0606, 2005 С.-Петербург-Москва, 2004
- #13 Кроме того, для корпуса реактора энергоблока №1 по результатам работ в рамках международного проекта (ТАРЕГ 2.01/03), было определено высокое содержание примесей меди и фосфора в шве №4 и, основываясь на международном опыте эксплуатации КР ВВЭР- 440 с подобным химсоставом , была определена необходимость выполнения восстановительного отжига сварного шва №4. Исполнителем работ (ОКБ «Гидропресс») был выполнен восстановительный отжиг, с подготовкой отчетной документации, которая обосновывает эксплуатацию КР на сверхпроектный период. Отжиг выполнен при следующих параметрах: скорость разогревания металла внутренней поверхности корпуса реактора в зоне отжига: не больше 20 °С/ч; температура отжига: 475±15 °С (режим выдержки); время выдержки зоны отжига при температуре отжига: 150 часов; скорость расхолаживания зоны отжига: не больше 30 °С/год. _________________________________________________ По паспортному содержанию фосфора (0,037%) и меди (0,21%), установленному в рамках выполнения работ по ТАРЕГ 2.01/03 корпус реактора блока №1 РАЭС относится к самым «грязным» корпусам, для которых уже выполнен восстановительный отжиг. Результаты спектрального анализа показали неоднородность материала сварного шва по содержанию фосфора, и поэтому при обосновании ресурса применялось значение верхней 95% доверительной оценки для всех измерений, которое составляет 0,041%.
- #14 По результатам выполнения восстановительного отжига была достигнута основная цель - восстановление критической температуры хрупкости металла сварного шва №4, который определяет радиационный ресурс корпуса реактора. Значение критической температуры хрупкости ( Тк) для металла сварного шва после выполнения восстановительного отжига снизилось с 129 °С и составило 55 °С. При этом критерии сопротивления хрупкому разрушению (ТК < Тка) для корпуса реактора выполняются до конца срока эксплуатации 60 лет, при этом существует запас по температуре ТК (Тка-) равный 17 0С. Дальнейшее сопровождение состояния металла корпуса реактора обеспечивается путем реализации новой программы образцов-свидетелей, разработанной по результатам выполнения восстановительного отжига и мониторирования накопленного флюенса нейтронов. _________________________________________________ В частности, в процессе эксплуатации образцы-свидетели подвергаются вместе с корпусом реактора воздействию эксплуатационных факторов таких как температура, флюенс нейтронов. Таким образом, выполняя периодическое извлечение части образцов-свидетелей и их испытания (металлографические исследования, испытания образцов на статическое растяжение, на ударный изгиб, определение флюенсов быстрых нейтронов) подтверждаются прогнозные значения механических свойств материалов корпуса реактора и консервативность принятых в расчетах зависимостей их изменений. Кроме того, в процессе последующей эксплуатации реакторной установки необходимо выполнять контроль эксплуатационных факторов, таких как флюенс нейтронов, воздействующих на материал корпуса реактора, для возможности сравнения их с принятыми в расчетных обоснованиях. Программой управления старением для корпусов реакторов блоков 1 и 2 предусмотрено постоянно определять условия облучения и текущую радиационную нагрузку характерных зон корпуса реактора (СШ №4 и зоны обечайки КР, места где флюенс имеет максимальное значение). Для этого была разработана и установлена системы мониторирования радиационной нагрузки, позволяющая выполнить контроль флюенса нейтронов на стенку корпуса реактора после проведения топливных кампаний.
- #15 При оценке технического состояния элементов зданий и сооружения определялась фактическое соответствие параметров прочности бетона и армирования железобетонных конструкций нормативным требованиям путем отбора проб материалов с их последующими лабораторным исследованием. При этом по результатам ОТС определено, что: • фактическая прочность бетона железобетонных конструкций соответствует проектным требованиям; • фактические характеристики армирования железобетонных конструкций соответствующих проектным требованиям; • фактические характеристики облицовок помещений соответствуют проектным требованиям; • измеренные значения дефектов и повреждений по отдельным конструкциях не превышают нормативные требования. Перечисленные результаты позволили обосновать возможность продления сроков эксплуатации строительных зданий и сооружений на сверхпроектный период. Величина ресурса зданий на сверх проектный период определена на основании анализа состояния конструктивных элементов зданий и динамики деградационных процессов и составляет не менее 25 лет. Для мониторинга безопасной эксплуатации зданий и сооружений в сверхпроектный период, разработаны мероприятия по управлению старением строительных конструкций с конкретными сроками их реализации. Например: срок эксплуатации брызгальных бассейнов энергоблоков № 1,2 определен в 25 лет (до 2034) на основании скорости деградации металлических элементов, вследствие разрушения антикоррозионного покрытия. При этом при восстановлении антикоррозионного покрытия металла, в рамках выполнения соответствующей программы управления старением позволит продлить срок эксплуатации как металлических элементов так и как следствие в целом брызгальных бассейнов.
- #16 С целью ПСЭ кабельной продукции энергоблоков №1,2 ОП РАЭС выполнялись следующие работы: обследование технического состояния кабельных конструкций лабораторные исследования контрольных и силовых кабелей различных типов и с различной изоляцией : обследования контрольных и силовых кабелей различных типов и с различной изоляцией в условиях эксплуатации: По результатам выполнения ОТС кабелей в условиях эксплуатации, анализа эксплуатационной надежности и результатов лабораторных исследований были выпущены итоговые отчеты, включающие рекомендации о возможности ПСЭ и необходимые мероприятия по управлению старением кабелей, на основании которых были разработаны и согласованы с ГКЯРУ Решения о продлении сроков эксплуатации. Результаты выполненной ОТС кабелей и кабельных конструкции позволиили продлить их проектный срок эксплуатации на 4,5 – 22 лет и провести модернизацию кабельного хозяйства. _______________________________________________________________________ Параметр Uv связан со старением изоляции. На рисунке даны кривые Uv в долях от зарядного напряжения в исходном состоянии (1) и после дополнительного теплового старения образцов (2). Для образца АВВГ 3х70+1х35 наблюдается существенная деградация изоляции: растет амплитуда Uv и скорость последующего снижения Uv.
- #17 При выполнении ОТС, на основании результатов анализа технической документации, опыта эксплуатации, результатов контроля материалов определенные возможные и существующие механизмы старения, в соответствии с которыми разработанные мероприятия по управлению старением, что дополняют существующий эксплуатационный контроль с целью мониторинга материалов оборудования в сверхпроектный период. Мероприятия по управлению старением содержатся в решениях о продлении сроков эксплуатации оборудования и обобщенные в “ Программе управления старением энергоблоков №1 и №2 Ривненской АЭС ” №191-136-ПР-УС-08.
- #18 Одной из составляющих обоснования возможности продолжения срока эксплуатации энергоблока есть подтверждение квалификационного статуса оборудования. Квалификация оборудования - подтверждение того, что конструкция, система (элемент) в пределах всего срока службы будет выполнять положенные функции как при нормальной эксплуатации, так и во время проектных аварий с учетом характеристик среды, в которой функционирует система (НП 306.2.141-2008). В перечень оборудования, подлежащего квалификации, включено оборудование систем и элементов, важных для безопасности, выполняющие следующие функции безопасности при исходных событиях проектных аварий и сейсмических воздействий (к МРЗ включительно): безопасная остановка реактора и содержание его в таком состоянии необходимое время; отведение от активной зоны остаточного тепла в течении необходимого времени; ограничение последствий аварий путем удержания радиоактивных веществ, которые выделяются, в установленных пределах (для элементов, локализующих систем безопасности).
- #19 По результатам выполнения квалификации, разными методами (испытание, адаптация, анализ) для 98% оборудование подтвержден квалификационный статус, не подтвержденный квалификационный статус лишь для 4% оборудования. Для такого оборудования разработанные и согласованные с Госатомрегулирования Украины технические решения о возможности эксплуатации неквалифицированного оборудования на период до реализации модернизации или замене с целью приведения характеристик этого оборудования к уровню квалификационных требований. В части квалификации на сейсмические действия, в период ППР-2010 выполнены работы по проведению динамических испытаний всех типопредставителей оборудование энергоблоков №1,2, разработанные и согласованные из Госатомрегулирования технические решения об эксплуатации неквалифицированного оборудования. Последующее повышение квалификационного статуса оборудования должно выполняться в рамках согласованного Госатомрегулирования «Плана мероприятий по оценке сейсмической опасности и проверке сейсмостойкости действующих АЭС». Данная деятельность также учитывает рекомендации МАГАТЭ, представленные в документе « « Требования к проектированию и квалификации оборудования АЭС на сейсмику ”, NS-G-1.6.
- #20 В атомной энергетике нельзя применять понятие достаточности по отношению к достигнутому уровню безопасности . Поэтому, с целью улучшения показателей безопасности и устранению дефицитов безопасности на энергоблоках Украины, Кабинетом Министров Украины была одобрена Концепция повышения безопасности действующих энергоблоков атомных электростанций (дальше - КПБ) (Распоряжение №515-р от 13 декабря 2005) . Выполнение мероприятий по повышению безопасности являлось одним из условий продления сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС сверх проектного срока.
- #21 Всего на блоке №1 необходимо было выполнить 60 мероприятий КПБ (все пилотные). Все мероприятия КПБ выполнены, отчеты согласованы Госатомрегулирования. Всего на блоке №2 необходимо было выполнить 37 мероприятий КПБ (все адаптационные). Все мероприятия КПБ выполнены, отчеты согласованы Госатомрегулирования. Дальше представлены несколько основных из реализованных мероприятий на энергоблоках №1,2 ОП РАЭС.
- #22 Типивой проект УСБ был разработан более 30 лет тому назад, и не отвечал современным требованиям и действующим НД, предъявляющимся к системам контроля и управления. Основная часть оборудования УСБ была морально и физически устаревшей. Алгоритм работы защиты, блокировок, сигнализации и управления механизмами выполненных, на базе ПТК УСБ повышает надежность оборудования, уменьшает количество указывающих и регистрирующих приборов, обеспечивает оперативный персонал информационной поддержкой о состоянии оборудования.
- #23 Одновременно с заменой электротехнического оборудования выполнена модернизация кабельного хозяйства и кабельных трасс. Эта модернизация позволила устранить отступления от НД, а именно - замена кабельных конструкций и кабелей с «горючим» покрытием на огнестойкое и выполнено распределение систем безопасности.
- #24 Новые щиты заменены в соответствии с новыми техническими условиями, современное цифровое с функциональными способностями оборудование имеют функции самоконтроля. Срок службы нового силового оборудования 25 лет.
- #25 Выполнена замена АБП российского производства на АБП швейцарской фирмы &quot;Гутор&quot;, срок службы которого 30 лет. Современное оборудование с цифровой системой управления и новыми функциональными возможностями.
- #26 Дополнительная система аварийной питательной воды (ДСАПВ) предназначена для поддержки необходимого уровня в парогенераторах в целях гарантированного отведения тепла от активной зоны реактора и предотвращения недопустимого перегрева и разрушения ТВЭЛ, обеспечение аварийной остановки РУ и безопасного перевода ее в &quot;холодное&quot; состояние при выходе из строя систем основной и аварийной питательной воды энергоблоков №1,2 Ривненской АЭС, то есть ДСАПВ запроектирована для работы при ЗПА. ДСАПВ дублирует работу всех существующих систем подачи воды в ПГ при разных исходных событиях аварий.
- #27 Замена импульсных предохранительных устройств компенсатора давления (ИПУ КД) позволила снять несоответствие старых ИПУ КД требований Правил АЭС (устройство рычажного типа). В результате новые ИПУ КД позволяют: защищать 1-й контур во всем диапазоне давления во всех режимах эксплуатации (ЗХО - защита от опрессовки в холодном состоянии); работать на воде; реализация процедуры &quot;вывод - подпитка&quot; (&quot; bleed-feed &quot;).
- #28 Назначение мероприятия по модернизации САОЗ ВД и НД - реализация технических мероприятий по управлению расходом (давлением) насосов САОЗ ВД и НД для обеспечения возможности управления давлением при работе насоса системы на 1-й контур в режиме течи теплоносителя первого контура и течью теплоносителя из первого контура во второй, обеспечение возможности отведения остаточных тепловыделений активной зоны с помощью САОЗ НД в аварийных режимах.
- #29 Замена предохранительного клапана (ПК ГЕ) на новый, в результате исчерпания ресурса. Полностью отвечает ПНЯРБ.
- #30 Так же одним из важных заданий по модернизации и повышению безопасности энергоблока есть повышение плотности гермооболочки реакторного отделения. При этом необходимо признать, что в период после 2000 года ОП РАЭС, выполняя работы по повышению плотности оболочки конфаймента собственными силами и технологиями, которые были доступны на то время, не позволяли достичь значительного улучшения этого показателя. При этом, по сотоянию плотности гермообоочки радиологические последствия проектных аварий на границе санитарно-защитной зоны удовлетворяют критериям приемлимости согласно требованиям НРБУ-97.
- #31 В то же время, в Восточной Европе имелся позитивный опыт выполнения аналогичных заданий словацкой компанией &quot;ВУЭЗ&quot;, в связи с чем, с целью кардинального улучшения значения плотности гермооболонки было принято решение по привлечению этой организации на 1 и 2 энергоблоках ВП РАЕС.
- #32 На энергоблок ах №1 ,2 в результате выполненных в период 200 7 -201 1 г.г. работ достигнут ы следующие значения утечки: энергоблок №1 - по окончанию ППР - 2011 значение утечки составляет 17,5±0,04 М/сутки; энергоблок №2 - по окончанию ППР - 2010 значение утечки составляет 25,29±0,04 М/сутки; Необходимо отметить, что за время выполнения данного мероприятия, начиная с 2007 года, значения улучшены более чем в два раза (с 42,8 %М/сутки в 2007 году на энергоблоке №1 и с 45,1 %М/сутки в 2007 году на энергоблоке №2). При этом, по состоянию утечки на 2007 год согласно анализу радиологических последствий их значения удовлетворяют критериям приемлемости в соответствие с НРБУ-97 для максимально проектной аварии.
- #33 Важной составляющей обоснования продления срока эксплуатации является наличие системы обращения с РАО в период сверхпроектной эксплуатации С учетом текущего состояния систем поведения из РАО на ОП РАЭС и планов по внедрению оборудования и установок для вытягивания и переработки ТРВ, обоснованы объемы для хранения твердых и жидких радиоактивных отходов достаточных для обеспечения безопасной эксплуатации энергоблоков ВП РАЕС, как в период проектной эксплуатации, так и на весь сверхпроектный период эксплуатации энергоблоков №1,2. На данное время на ВП РАЕС эксплуатируются следующие установки по переработке РАО: установка центрифугирования (введенная в промышленную эксплуатацию в 2005 г., проект Тacis) установка глубокого упаривания (введенная в промышленную эксплуатацию в 2007 г.)
- #34 В рамках проекта TACIS (U1.01/01b) запланировано внедрение, со сроком реализации в 2012 году, комплекса по переработке твердых радиоактивных отходов (ТРО)
- #35 Выводы: На сегодня выполнен всесторонний анализ безопасности блоков с ВВЭР- 440 на детерминистической основе с привлечением украинских специалистов и международных экспертов, выполненный углубленный анализ безопасности с использованием современных методологий, в том числе вероятностные анализы безопасности для энергоблоков №1,2 ОП РАЭС. По результатам анализа составлена и согласована с Госатомрегулирования Украины «Комплексная (Сводная) программа повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины» (СППБ), которая учитывает выполнение мероприятий по анализу «тяжелых аварий» и повышению квалификационного статуса оборудования. В частности СППБ содержит: для энергоблока №1 - 26 мероприятий; для энергоблока №2 - 31 мероприятие.
- #36 Целью переоценки безопасности является обоснование того, что уровень безопасности энергоблока к следующей периодической переоценке или к сроку прекращения его эксплуатации будет отвечать требованиям действующих норм и правил ядерной и радиационной безопасности.
- #37 Учитывая результаты комплексного анализа безопасности, можно сделать следующие основные выводы: В результате принятых технических и организационных мероприятий, достигнутые уровни безопасности удовлетворяют критериям безопасности для действующих энергоблоков и приближаются к критериям для новых энергоблоков. Критерии безопасности по &quot;Общим положениям безопасности атомных станций&quot; НП 306.2.141-2008 &quot;АС отвечает требованиям безопасности, если в результате принятых в проекте технических и организационных мероприятий достигнута базовая цель безопасности. Критериями безопасности для действующих энергоблоков АС являются: - непревышение оценочного значения частоты тяжелого повреждения активной зоны, которая равняется 10-4 на реактор за год. Необходимо стремиться к тому, чтобы оценочное значение частоты такого повреждения не превышало 10-5 на реактор за год; - непревышение значения частоты предельных аварийных выбросов радиоактивных веществ в окружающую природную среду для действующих АС устанавливается на уровне не более, чем 10-5 на реактор за год. Необходимо стремиться к тому, чтобы значение такого показателя не превышало 10-6 на реактор за год.
- #38 Согласно требованиям Закона Украины «О разрешительной деятельности в сфере использования ядерной энергии» с 15 по 19 ноября 2010 на Ривненской АЭС проведено комиссионное комплексное инспекционное обследование с участием государственных инспекторов центрального аппарата Госатомрегулирования и Государственных инспекций по ядерной безопасности на других АЭС, специалистов ГНТЦ ЯРБ и представителей МЧС, МОЗ, Минприроды Украины, с целью проверки полноты и достоверности сведений, содержащихся в предоставленных ЗППБ, и готовность эксплуатации энергоблоков № 1,2 в сверх проектного срока. По результатам инспекционного обследования было установлено, что на ОП РАЭС выполняются условия действующей лицензии; сведения, предоставленные в ОППБ, по направлениям ядерной, радиационной и пожарной безопасности, воздействиям на окружающую среду, население и здоровье персонала АЭС подтверждаются, а эксплуатирующая организация готова к эксплуатации энергоблоков № 1,2 Ровенской АЭС в сверх проектного срока.
- #39 9 декабря 2010 Госатомрегулирования Украины пригласило на встречу с общественностью для проведения конструктивного диалога по продолжению эксплуатации энергоблоков №1,2, т.е. до проведения заседания совета Госатомрегулирования по этому вопросу. Комментариев и предложений, представленных представителями общественности, включая членов Общественного совета Госатомрегулирования, были приняты во внимание в соответствующей резолюции Совета Госатомрегулирования. Визит в РАЭС-1, 2 был организован для представителей общественности и СМИ в ходе совещания. Руководство РАЭС представило подробную информацию об усилиях, предпринимаемых для обеспечения продолжения эксплуатации РАЭС-1, 2.
- #40 10 декабря 2010 г. состоялось выездное заседание коллегии Государственного комитета ядерного регулирования Украины (в г. Кузнецовск) по принятию решения о продлении срока эксплуатации энергоблоков № 1 и № 2 ОП «Ривненская АЭС» в сверхпректный срок. В заседании коллегии приняли участие председатель Госатомрегули-рования Украины Е. Миколайчук, президент ГП НАЭК «Энергоатом» Ю. Недашковский, первый заместитель председателя Ривненской ОГА А. Юхименко, генеральный директор ОП «РАЭС» М. Колесниченко, генеральные директора АЭС Украины, представители ГНТЦ ЯРБ на главе с директором Г. Громовым, а также представители научных организаций, ОКБ «Гидропресс», местных органов власти и журналисты. Активное участие в заседании принимали также представители общественных организаций Украины.
- #41 Госатомрегулирования Украины подытоживая результаты работы в этом направлении, рассмотрены на выездном заседании, приняло решение о продлении срока эксплуатации энергоблоков № 1, 2, который составит 20 лет при условии переоценки безопасности этих блоков каждые 10 лет.
- #42 Для нашей страны продления сроков эксплуатации энергоблоков Ривненской АЭС является пилотным проектом, своеобразным наработкой опыта, который будет использован и для других отечественных АЭС. Успешное выполнение всех запланированных мероприятий еще раз доказывает высокий профессионализм украинских атомщиков.
- #43 Удельные затраты: Блок 1: Р1 = 1 412 669 грн. / 420 000 кВт = 3 050,21 грн./кВт (381,3 дол/кВт). Блок 2: Р2 = 1 163 568 грн. / 415 000 кВт = 2 682,02 грн./кВт. (335,3 дол/кВт). В результате удельные расходы на продление эксплуатации для энергоблоков №1,2 составили в среднем на каждый энергоблок $360 на кВт установленной мощности АЭС, что меньше значений согласованного Минтопэнерго Украины технико-экономического расчета (ТЭР), в котором обоснованы расходы на ПСЭ энергоблоков АЭС Украины. В соответствии с ТЭР, удельные расходы на продление эксплуатации могут составлять до $680 на кВт установленной мощности АЭС, в зависимости от объемов модернизации и реконструкции основных и дополнительных систем блока. Для примера, согласно анализа 2006 года, стоимость кВт/ч для строительства новых энергоблоков составляла - $2000, что подтверждает экономическую целесообразность продления эксплуатации энергоблоков АЭС, при условии выполнения действующих норм ядерной и радиационной безопасности. Для сравнения, по предоставленной Концерном «Росэнергоатом» (Российская Федерация) информацией, прогнозные расходы для энергоблоков АЭС России, например №2 «Кольской АЭС» (ВВЭР-440 - аналог РУ РАЭС-1,2) и №5 «Нововоронежской АЭС» (ВВЭР-1000), составляют 279 и 350 $/кВт соответственно.