Что является теплоносителем в реакторе типа ввэр
Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000
Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000
Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000.
Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главными циркуляционнными насосами. Из реактора “горячий” теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.
Количество циркуляционных петель
Рабочее давление в первом контуре, МПа (кгс/см)
Номинальная температура теплоносителя, К(С):
На входе в реактор
На выходе из реактора
Расход теплоносителя через реактор, см/ч
Количество топливных кассет
Количество приводов СУЗ
Масса реактора (без воды и топливных кассет), кг
Корпус реактора предназначен для размещения внутрикорпусных устройств и активной зоны. Корпус представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд и состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки и цилиндрической части с эллиптическим днищем.
Фланец корпуса имеет 54 резьбовых отверстий М170х6 под шпильки и две клиновидные канавки под установку прутковых прокладок для уплотнения главного разъема.
Корпус имеет два ряда патрубков Ду 850 (по четыре патрубка в ряду). На уровнях верхнего и нижнего ряда патрубков Ду 850 выполнено по два патрубка Ду 300 для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, на уровне верхнего ряда расположен патрубков Ду 250 для вывода импульсных линий контрольно-измерительных приборов.
Верхний блок предназначен для создания замкнутого объема и рабочего давления в реакторе, для удержания от всплытия блока защитных труб, для размещения приводов и электрооборудования системы управления и защиты (СУЗ).
Блок состоит из крышки и металлоконструкции. Крышка представляет собой штампо-сварную конструкцию, состоящую из усеченного эллипсоида и фланца. В крышке имеются патрубки для размещения приводов СУЗ, для вывода датчиков термоконтроля и нейтронного потока. Крепление крышки к корпусу реактора осуществляется 54 шпильками М170х6. Уплотнение главного разъема реактора осуществляется двумя прутковыми никелевыми прокладками.
Металлоконструкция верхнего блока расположена на штангах, закрепленных в крышке, и предназначена для размещения устройства охлаждения приводов, их центровки относительно каналов СУЗ реактора, а также для размещения и крепления выводов каналов внутриреакторного контроля.
Блок транспортируется в пределах реакторного помещения с помощью специальной траверсы, закрепленной на штангах блока.
Материал крышки – легированная сталь, с коррозионностойкой наплавкой на внутреней поверхности. Масса – 116000 кг.
Шаговый электромагнитный привод СУЗ
Шаговый электромагнитный привод СУЗ предназначен для обеспечения дискретного (шагового) возвратно-поступательного перемещения органа регулирования в активной зоне реактора с целью автоматического поддержания заданного уровня мощности реактора, перевода реактора с одного уровня мощности на другой, компенсации изменения реактивности и для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции путем быстрого ввода в активную зону поглащающих стержней.
Основными узлами привода являются блок электромагнитов, чехол, блок перемещения, штанга, преобразователь перемещения и датчик положения. Узлы привода, расположенные внутри чехла, работают в воде первого контура реактора: узлы, расположенные снаружи – в воздушной среде.
Требуемый режим работы привода обеспечивается подачей в определенной последовательности импульсов тока на катушки тянущего, запирающего и фиксирующего электромагнитов.
Полюса электромагнитов, соединенные с защелками и другими элементами блока перемещения, передвигаются под действием электромагнитного поля и обеспечивают необходимые перемещения штанги или ее фиксирование в заданном положении.
Для быстрого прекращения ядерной реакции (в режиме аварийной защиты) все три электромагнита обесточиваются, защелки открываются и штанга с органом регулирования имеет возможность свободного падения.
Преобразователь перемещения служит для преобразования линейного перемещения штанги во вращательное движение элементов датчика положения, обеспечивающего индикацию положения штанги. Сцепление штанги с органом регулирования осуществляется с помощью байонетного соединения.
Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.
Скорость перемещения регулирующего органа в режиме регулирования, мм/с
Время аварийного сброса штанги с регулирующим органом с полной высоты рабочего хода, с
Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.
Компенсатор давления предназначен для работы в составе системы первого контура реактора и служит для создания поддержания давления в контуре при номинальных режимах работы установки и ограничений колебаний давления в переходных и аварийных режимах.
Давление в компенсаторе создается и поддерживается с помощью регулируемого подогрева воды, осуществляемого электронагревателями. Для предотвращения повышения давления в контуре выше расчетного в переходных и аварийных режимах, сопровождающихся быстрым ростом давления, в компенсаторе предусмотрена система впрыска воды в паровое пространство из “холодных” ниток первого контура через разбрызгивающее устройство. При этом достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в паровом пространстве.
Материал корпуса компенсатора – легированная сталь с коррозионностойкой наплавкой на внутренней поверхности.
Рабочее давление, МПа (кгс/см)
Рабочая температура, К(С)
Объем воды на номинальном режиме, м
Объем пара на номинальном режиме, м
Мощность одного блока электронагревателей, кВт
Суммарная мощность электронагревателей, кВт
Масса (в сухом состоянии), кг
(«2») Емкость системы аварийного охлаждения зоны
Рабочее давление, МПа (кгс/см)
Рабочая температура, К(С)
Общий объем полости, м
Объем жидкой фазы, м
Объем газовой фазы, м
Масса (без воды и газа), кг
Ионообменный фильтр представляет собой вертикальный сосуд высокого давления. В рабочем состоянии фильтр заполнен ионообменными смолами.
Фильтр предназначен для работы в системе первого контура и служит для очистки теплоносителя от осколочной радиоактивности растворимых и нерастворимых продуктов коррозии. Фильтрация теплоносителя осуществляется двумя фильтрами, включенными параллельно.
Материал корпуса фильтра коррозионностойкая сталь.
Рабочее давление, МПа (кгс/см)
Рабочая температура, К(С)
Объем фильтрующей загрузки, м
Общий объем внутренней полости, м
Масса (без загрузки), кг
(«3») Парогенератор представляет собой однокорпусный двухконтурный теплообменный аппарат горизонтального расположения с погружным трубным пучком. Парогенератор состоит из корпуса, входного и выходного коллекторов. U-образного трубного пучка поверхности теплообмена, раздающего коллектора питательной воды, сепарационнного устройства, пароотводящей системы, системы продувок и дренажа.
Парогенератор предназначен для работы в составе первого и второго контуров и служит для выработки сухого насыщенного пара из воды второго контура.
Материал парогенератора – легированная сталь. Внутренние поверхности корпуса защищены коррозионностойкой наплавкой.
Тепловая мощность, МВт
Рабочее давление в межтрубном пространстве по второму контуру, МПа (кгс/см)
Поверхность теплообмена, м
Расход теплоносителя, м/ч
Влажность пара на выходе, %
Реакторная установка ВВЭР-640
Основные технические задачи,
решаемые проектом АЭС с ВВЭР-640
Повышение уровня безопасности должно осуществляться за счет максимального использования опыта создания и эксплуатации блоков с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000;
снижение чувствительности АЭС к ошибкам персонала и экстремальным внешним событиям;
повышение безопасности АЭС должно обеспечиваться пассивными системами в различных аварийных ситуациях, при отказе аварийных дизель-генераторов, включая перегрузку топлива и ремонтные работы, в принципе без ограничения времени;
улучшение удельных технико-экономические показателей по топливу, металлопрокату, железобетону и т. д., за счет оптимизации систем, оборудования и усовершенствования активной зоны.
Основные отличия АЭС с ВВЭР-640
Обеспечение останова, расхолаживание реактора и отвода остаточного тепла, как при плотном контуре, так и при его разгерметизации, набором пассивных систем, не требующих для работы вмешательства оператора и подачи энергии извне;
возможность компенсации запаса реактивности во всех состояниях до температуры 1000 С;
использование двойной защитной оболочки;
возможность хранения отработанного топлива вплоть до вывода блока из эксплуатации;
снижение общего количества отходов и их переработка в сухое негорючее состояние;
резервирование энергоснабжения двумя системами (каждая система состоит из двух каналов) дизель-генераторов и возможность контроля АЭС только от аккумуляторных батарей;
повышение коэффициента полезного действия(КПД) станции, за счет увеличения номинального давления на выходе из парогенераторов до 7 Мпа;
улучшение технико-экономических показателей.
Все реакторное оборудование, расположено внутри металлической оболочки “ядерного острова” АЭС, а в шахте реактора установлено оборудование и системы, предотвращающие развитие аварийной ситуации даже при запроектной аварии, такой как расплав активной зоны реактора.
Основные характеристики реакторной установки
Расчетный срок службы: корпуса реактора
Тепловая мощность реактора
Число циркуляционных петель
Загрузка активной зоны
Средняя глубина выгорания
Давление теплоносителя на выходе из реактора
Температура теплоносителя
— вход в активную зону
— выход из активной зоны
— количество приводов СУЗ
Давление пара на выходе из парогенератора
Средняя энергонапряженность активной зоны
Активная зона реактора В-407 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), в которых размещены поглощающие стержни системы управления и защиты (ПС СУЗ) и невыемные СВП (стержень выгорающего поглотителя).
В качестве топлива для ТВЭЛ используется слабообогащенный дисоксид урана, применяемый в настоящее время в АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Длительность работы стационарной топливной загрузки составляет 298 эф. сут, средняя глубина выгорания выгружаемого топлива ROшл =39,6 Мвт. сут/кг U. В максимально выгоревшей ТВС эта величина составляет 45,5 Мвт. сут/кг U, в максимально выгоревшем твэле 49,0 Мвт. сут/кг U, в максимально выгоревшей топливной таблетке 54,1 Мвт. сут/кг U.
Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА
При создании ГЦНА учитывался многолетний опыт по созданию и эксплуатации ГЦНА на АЭС с ВВЭР, а также результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ с длительной проверкой ресурса работы основного узлов.
Компенсатор давления
В качестве компенсатора давления, применяется хорошо отработанный и эксплуатирующийся в настоящее время компенсатор давления ВВЭР-1000.
Парогенератор
Парогенератор представляет собой однокорпусной теплообменный аппарат горизонтального типа.
Все конструкционные материалы, которые применяются для изготовления парогенераторов прошли опыт эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 и АЭС с ВВЭР-440.
Технико-экономические показатели
Существенное повышение экономической эффективности данной разработки осуществляется, как за счет значительного снижения удельных показателей по строительным работам, металлоемкости элементов и оборудования, повышения эффективности использования ядерного топлива и увеличения проектного срока эксплуатации АЭС, так и за счет применения технических решений и научных исследований для реконструкции действующих АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.
Факторы, непосредственно влияющие на экономическую эффективность:
— снижение (в 1.5-2 раза) удельных показателей на строительные работы, прямо влияющих на капитальные затраты при сооружении АЭС.
— Сокращение (примерно в 2 раза) численности эксплуатационного персонала;
— Увеличение (примерно на 20-25%) эффективности использования ядерного топлива;
— Увеличение проектного срока службы АЭС до 50 лет.
Факторы косвенно влияющие на экономическую эффективность:
-Более высокий уровень безопасности ( снижение вероятности аварий на 2 порядка по сравнению с действующими АЭС);
— Снижение влияния АЭС на экологическую обстановку;
— Сокращение общего годового количества радиоактивных отходов за счет применения соответствующих технологий для переработки твердых, жидких и газообразных продуктов.
Технико-экономические показатели АЭС с ВВЭР-640 были проанализированы в рамках выполнения работы “Совместное Параллельное Исследование Альтернатив Развития Ядерной Энергетики для России (JPNAS)”. По заказу Министерства энергетики США и Минатома России специалистами Брукхэвенской Национальной Лаборатории (DNL) с привлечением других организаций выпущен отчет, который показал, что технико-экономические показатели данной АЭС соответствуют современным международным требованиям.
Таблица сравнения экономических показателей
АЭС России и США
Водо-водяной энергетический реактор
Элемент о котором идёт речь в статье является радиоактивным, или излучает большую дозу радиации!
В этой статье указаны элементы с помощью которой осуществляется структура работы АЭС
Описание: Водный реактор
Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни;
Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.
Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР-210 стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).
Создатели реакторов ВВЭР:
Содержание
Характеристики ВВЭР [ ]
| Характеристика | ВВЭР-210 [5] | ВВЭР-365 | ВВЭР-440 | ВВЭР-1000 | ВВЭР-1200 | ВВЭР-13 [9] [10] [11] 00 [12] [13] [14] |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Тепловая мощность реактора, МВт | 760 | 1325 | 1375 | 3000 | 3212 | 3300 |
| К. п. д., (нетто) % | 25,5 | 25,7 | 29,7 | 31,7 | 35,7 [15] | 37,9 |
| Давление пара, кг/см² | ||||||
| перед турбиной | 29,0 | 29,0 | 44,0 | 60,0 | 70,0 | |
| в первом контуре | 100 | 105 | 125 | 160,0 | 165,1 | 165.2 |
| Температура воды, °C: | ||||||
| на входе в реактор | 250 | 250 | 269 | 289 | 298,2 [16] | 297,2 |
| на выходе из реактора | 269 | 275 | 300 | 319 | 328,6 | 328,8 |
| Диаметр активной зоны, м | 2,88 | 2,88 | 2,88 | 3,12 | — | |
| Высота активной зоны, м | 2,50 | 2,50 | 2,50 | 3,50 | — | 3,73 [17] |
| Диаметр ТВЭЛа, мм | 10,2 | 9,1 | 9,1 | 9,1 | 9,1 | 9,1 |
| Число ТВЭЛов в кассете (ТВС) | 90 | 126 | 126 | 312 | 312 | 313 |
| Количество кассет (ТВС) [18] [19] | 349 (312+АРК 37) Кольская | 163 | 163 | |||
| Загрузка урана, т | 38 | 40 | 42 | 66 | 76-85,5 | 87,3 |
| Среднее обогащение урана, % | 2,0 | 3,0 | 3,5 | 4,26 | 4,69 | |
| Среднее выгорание топлива, МВт·сут/кг | 13,0 | 27,0 | 28,6 | 48,4 | 55,5 |
Классификация [ ]
| Поколение | Имя | Модель | Страна | Энергоблок |
|---|---|---|---|---|
| I | ВВЭР | В-210 (В-1) [22] | Россия | Нововоронеж-1 (закрыта) |
| В-70 (В-2) | Германия | Райнсберг (KKR) (закрыта) | ||
| В-365 (В-3М) | Россия | Нововоронеж-2 (закрыта) | ||
| II | ВВЭР-440 | В-179 | Россия | Нововоронеж-3 (закрыта) |
| В-230 | Россия | Кола 1-2 (1 блок модернизирован, 2 реконструкция) | ||
| Германия | Грайфсвальд 1-4 (закрыта) | |||
| Болгария | Козлодуй 1-4 (закрыта) | |||
| Словакия | Богунице 1-2 (закрыта) | |||
| В-213 | Россия | Кола 3-4 | ||
| Германия | Грайфсвальд-5 (закрыта) | |||
| Украина | Ровно 1-2 | |||
| Венгрия | Пакш 1-4 | |||
| Чехия | Дукованы 1-4 | |||
| Финляндия | Ловииса 1-2 | |||
| Словакия | Богунице 3-4 | |||
| В-213+ | Словакия | Моховце 3-4 (идёт строительство) | ||
| В-270 | Армения | Армянская-1 (закрыта) | ||
| III | ВВЭР-1000 | В-187 | Россия | Нововоронеж-5 |
| В-302 | Украина | Южно-Украинск-1 | ||
| В-338 | Украина | Южно-Украинск-2 | ||
| Россия | Калинин 1-2 | |||
| В-320 | Россия | Балако́во 1-4 Калинин 3-4 Ростов 1-4 Запорожье 1-6 Хмельницкий 1-2 Южно-Украинск-3 | ||
| Болгария | Козлодуй 5-6 | |||
| Чехия | Темелин 1-2 | |||
| В-428 | Китай | Тяньвань 1-2 | ||
| В-428М | Китай | Тяньвань 3-4 | ||
| В-412 | Индия | Куданкулам 1-2 Куданкулам 3-4 (идёт строительство) | ||
| В-446 | Иран | Бушер-1 | ||
| III+ | ВВЭР-1000 | В-528 | Иран | Бушер-2 (идёт строительство) |
| ВВЭР-1200 | В-392M | Россия | Нововоронеж 2 1-2 | |
| В-491 | Россия | Балтийск 1-2 (стройка заморожена) | ||
| Белоруссия | Белоруссия 1-2 (идёт строительство) | |||
| В-509 | Турция | Аккую 1-2 (идёт строительство) | ||
| В-523 | Бангладеш | Руппур 1-2 (идёт строительство) | ||
| ВВЭР-1300 | В-510К | Россия | Курск 2-1-2 (идёт строительство) |
ВВЭР-210 [ ]
За разработку блока была присуждена Государственная премия СССР за 1967 г. [24]
В 1984 году первый блок был выведен из эксплуатации.
ВВЭР-70 [ ]
[25] В соответствии с Постановлением Совета Министров СССР от 17 июля 1956 года в октябре 1956 года Институтом атомной энергии было разработано техническое задание на проект ВВЭР электрической мощностью 70 МВт для АЭС Райнсберг в ГДР. В январе 1957 года началась разработка ОКБ «Гидропресс» технического проекта ВВЭР-70 (В-2). В конце 1958 года технический проект реактора В-2 был закончен. Надо отметить, что разработка проекта В-2 велась с разрывом времени менее двух лет с проектом В-1, поэтому многие технические решения были аналогичны, но были и принципиальные отличия — крышка реактора полуэллиптической формы вместо плоской, однорядное расположение патрубков Ду 500.
После успешного завершения горячей обкатки, физического и энергетического пусков АЭС «Райнсберг» была 6 мая 1966 года включена в электрическую сеть и 11 октября 1966 года сдана в эксплуатацию.
ВВЭР-365 [ ]
[28] Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) предназначалась для второго блока как более совершенный вариант энергоблока, после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. Начало работ определялось постановлением Правительства от 30 августа 1962 года. Среди поставленных задач были сжатые сроки проведения научно-исследовательских работ на базе накопленного опыта.
Среди основных решений ВВЭР-365:
Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счет уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора. [29]
На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В 1990 г. ВВЭР-365 выведен из эксплуатации. [32]
ВВЭР-440 [ ]
Сравнение упаковки ТВС реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
Разработчик ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской области). Первоначально планировался на мощность 500 МВт (Электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт).
ВВЭР-440 действуют на:
3 и 4 блоках Нововоронежской АЭС
1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС
1 и 2 блоках АЭС «Ловииса» (Финляндия)
1-4 блоках АЭС «Козлодуй» (Болгария)
1-4 блоках АЭС «Пакш» (Венгрия)
3 и 4 блоках АЭС «Богунице» (Словакия)
1 и 2 блоках АЭС «Моховце» (Словакия)
1-4 блоках АЭС «Дукованы» (Чехия)
2 блок Армянской АЭС
а также действовали/строились на ныне закрытой восточно-германской АЭС «Грайфсвальд».
С 2009 года возобновились работы по достройке и вводу в эксплуатацию 3 и 4 блоков словацкой АЭС Моховце.
Пространственная схема первого контура с РУ ВВЭР-1000/320.
| Внешние видеофайлы | |
|---|---|
| Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000. | |
Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП (Стержень выгорающего поглотителя) диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.
Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и КПД блока.
Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг.
ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной оболочке из предварительно напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.
Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:
На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности: 1150 МВт.
ВВЭР-1200 [ ]
Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1200:
ВВЭР-1300 [ ]
[37] Основная статья: ВВЭР-ТОИ
Следующая модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». где «ТОИ» — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: Типизация принимаемых решений, Оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и Информатизация.
В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объёме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.
Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:
В апреле 2018 начато строительство блока № 1 Курской АЭС-2, в апреле 2019 начато строительство блока № 2.
Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1300:
Достоинства [ ]
Недостатки [ ]
ВВЭР-640 (проект) [ ]
[47] Базовый проект атомной электростанции нового поколения повышенной безопасности с реактором ВВЭР-640 разработан СПб «АЭП» и ОКБ «Гидропресс» в рамках подпрограммы «Экологически чистая энергетика», входящей в ФЦП «Топливо и энергия» и утверждён Министром Российской Федерации по атомной энергии протоколом от 11.10.1995.
Проектом обеспечено соответствие международным стандартам и требованиям современных норм и правил по безопасности, действующим в Российской Федерации, достижение оптимального уровня безопасности по сравнению с лучшими проектами в классе реакторов с водой под давлением, выполнение современных требований по экологии и охране окружающей среды на площадке строительства атомной электростанции.
Принципиально новыми техническими решениями, обеспечивающими качественное улучшение показателей ядерной и радиационной безопасности энергоблока, приняты следующие:
Сооружение энергоблоков с реактором ВВЭР-640 в условиях повышенной сейсмической активности возможно за счёт применения сейсмоизоляторов, устанавливаемых под фундаментную плиту здания реактора.
В проекте ВВЭР-640 используется оборудование, унифицированное с проектом ВВЭР-1000, включая корпус реактора, парогенератор, приводы СУЗ, компенсатор давления. Основными заводами-изготовителями Северо-западного региона Российской Федерации подтверждена возможность размещения заказов на изготовление оборудования в соответствии со спецификациями, за исключением незначительного перечня оборудования, для которого потребуется освоение новых модификаций типовых компонентов.
Снижение единичной мощности энергоблока по сравнению с реактором ВВЭР-1000 позволяет заказчику расширить диапазон поиска потенциальных площадок размещения атомной станции по условиям подключения к существующим инженерным коммуникациям и инфраструктуре региона, в котором предполагается сооружать атомную станцию.
ВВЭР-1500 (проект) [ ]
Перегрузка топлива [ ]
[50] На канальных реакторах типа РБМК перегрузка топлива производится на работающем реакторе (что обусловлено технологией и конструкцией и не влияет на вероятность возникновения аварийной ситуации по сравнению с ВВЭР само по себе). На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленном реакторе и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки в герметичном транспортном контейнере) и «мокрая» (когда ТВС, удалённые из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой).