Новости

Об этом во время презентации годового отчета работы Госатомрегулирования сообщил директор департамента по вопросам безопасности ядерных установок Борис Столярчук. В настоящее время топливо Westinghouse эксплуатируется на втором и третьем энергоблоках Южно-Украинской АЭС, а также на первом, третьем, четвертом и пятом блоках Запорожской АЭС.

В рамках диверсификации источников поставок ядерного топлива для атомных станций Украины и снижения зависимости от одного источника – российской компании "ТВЭЛ" - НАЭК "Энергоатом" в апреле 2014 года заключил договор с американско-японской компанией Westinghouse, которая производит топливо на своем заводе в Швеции.

По итогам первого полугодия 2017 года "Энергоатом" сократил долю поставок ядерного топлива из России с 58% до 49%, при этом доля поставок от Westinghouse составила 51%.

В конце января 2018 года "Энергоатом" и Westinghouse продлили срок действия договора о поставках ядерного топлива для семи из 15 украинских атомных энергоблоков на период 2021-2025 годов.

Кроме изготовления и поставки ядерного топлива, компания Westinghouse внедряет на Укрине ряд других проектов. В частности, на энергоблоках 1, 2 Южно-Украинской АЭС реализуется проект по фильтрованному сбросу давления из гермооболочки, а на четырех энергоблоках ЗАЭС продолжаются работы по проекту  внедрения систем послеаварийного мониторинга (ПАМС) и мониторинга концентрации водорода. Также компания Westinghouse является участником реализации одного из важных проектов, который сейчас входит в число приоритетных задач Энергоатома - «Энергетический мост «Украина - Европейский Союз», который предусмотривает экспорт электроэнергии с энергоблока №2 Хмельницкой АЭС в страны ЕС.

Обсуждается сотрудничество в области поставки систем принудительного сброса давления и длительного охлаждения контаймента для малых энергоблоков РАЭС и текущие планы электростанции по реализации «постфукусимських мероприятий» на энергоблоках ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, а именно: принудительный сброс давления (водорода) из гермооболочки, снижение концентрации водорода в гермооболочке, содержание расплава ядерного топлива в корпусе реактора.