10 марта 2026 года в 4:43 был выведен на 100 % мощности реактор первого энергоблока Курской АЭС-2. После проведения пусконаладочных испытаний на номинальном уровне мощности энергоблок будет введен в эксплуатацию.
Первый энергоблок Курской АЭС-2 — головной энергоблок проекта ВВЭР-ТОИ (типовой оптимизированный информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором ВВЭР-1300). Генеральный проектировщик – АО "Атомэнергопроект", главный конструктор реакторной установки – АО ОКБ "Гидропресс". НИЦ "Курчатовский институт" – научный руководитель проектов реакторной установки и АЭС в части ядерной и радиационной безопасности. ВВЭР-ТОИ — модификация проекта АЭС-2006 (ВВЭР-1200), разработанная с максимальным учетом опыта эксплуатации реакторов данного типа на Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2. Также здесь учтены причины, приведшие к аварии на АЭС "Фукусима": землетрясение, цунами, человеческий фактор.
Системы безопасности проекта ВВЭР-ТОИ обеспечивают отсутствие разрушения активной зоны реактора в течение не менее 72 часов при любом сценарии протекания аварии, в том числе в условиях полного обесточивания АЭС. На случай тяжелых аварий, при которых разрушение активной зоны все же возможно, в проекте используется уникальная российская технология — устройство локализации расплава. Оно обеспечивает после аварии в условиях полного обесточивания АЭС локализацию и охлаждение расплава при отсутствии дополнительной подачи охлаждающей воды извне герметичной оболочки. Для проекта ВВЭР-ТОИ НИЦ "Курчатовский институт" выполнил целый ряд работ.
Подробнее> Нейтронно-физические расчёты активной зоны. Обеспечение разработки и поставки системы контроля за состоянием активной зоны во время эксплуатации. Расчёты ряда аварийных ситуаций, включая реактивностные аварии и тяжёлые аварии с повреждением активной зоны. Работы по обоснованию радиационной безопасности при всех режимах работы станции, в том числе в проектных и запроектных авариях. Разработка водно-химического режима 1-го контура.
Обоснование: – безопасности транспортно-технологических операций при обращении с топливом; – локализации расплавленного топлива в смеси конструкционных материалов в устройстве локализации расплава; – ресурсных характеристик корпуса реактора и прочностных характеристик топливных кассет; – безопасности первого выхода активной зоны в критическое состояние Обязанности научного руководителя пуска энергоблока, включая руководство при осуществлении загрузки топлива в реактор и первого пуска. На разных этапах проекта различными направлениями работ руководили: Ю. Семченков, К. Косоуров, М. Лизоркин, А. Калинушкин, А. Русинкевич, А. Осадчий, Н. Задонский, Ю. Звонарёв, Я. Штромбах, А. Тутнов, В. Иванов, А. Дубов, С. Цыганов.