Мир атома
Энергетическая стратегия
Диверсификация топлива
ПО «BEACON-MONITOR»
НАЭК «Энергоатом»
ОП «Запорожская АЭС»
ОП «Ровенская АЭС»
ОП «Хмельницкая АЭС»
ОП «Южно-Украинская АЭС»
Физические основы
Радиоактивность деления
Высвобождение энергии
Классификация реакторов
Развитие ВВЭР
Реактор типа ВВЭР
Характеристики (В-320)
Характеристики (В-392Б)
Ядерное топливо (ЯТ)
Реактор EPR-1500
Характеристики
Особенности
Реактор AP1000
Характеристики
АЭС-2006 (В-466П)
Особенности В-466П
Реактор типа CANDU
Описание
Характеристики
Регулирование
Функции
Деятельность
Управление качеством
Научно-техническая поддержка
Безопасность
Общая характеристика
Модернизация
Продление эксплуатации
Снятие с эксплуатации ЧАЭС
Противоаварийная тренировка
Исследования
Добыча урана
Отработанное ЯТ
ОЯТ на действующих АЭС
ОЯТ на ЧАЭС
Зона отчуждения
Объект «Укрытие»
Новости
   
 
 

Развитие ВВЭР. Характеристики (В-392Б)

Папка

Взаимное расположение активной зоны в реакторе и парогенераторов обеспечивает надежную естественную циркуляцию при неработающих ГЦН.

Парогенератор горизонтальной конструкции с паропроизводительностью 1470 т/ч.

Системы безопасности, реализованные в проекте АЭС с реакторной установкой В-392Б, построены на активном и пассивном принципе действия.

В отличие от проекта В-320 в проекте В-392Б предусмотрены новые системы безопасности, такие как система быстрого ввода бора, система пассивного отвода тепла (СПОТ) и система гидроемкостей второй ступени.

Система контроля и управления полностью автоматизирована и выполнена в соответствии с принципом глубокоэшелонированной защиты.

Общая архитектура системы контроля и управления проекта В-392Б совпадает с проектом В-320, однако имеются и ряд усовершенствований направленных на повышение надежности.

В проекте В-392Б применяется усовершенствованная система контроля и управления РУ.

Предполагаемый срок вода в эксплуатацию энергоблока с РУ проекта В-392Б – 7 лет после получения лицензии.

Проектный срок службы энергоблока составляет 40 лет.

Проект оборудования и систем энергоблока АЭС с РУ В-392, а значит – и с РУ В-392Б, обеспечивает возможность работы энергоблока с циклическими нагрузками и в режиме следования за нагрузкой в энергосистеме. Алгоритмы управления реакторной установкой и турбоустановкой обеспечивают возможность работы в режиме следования за нагрузкой на протяжении 75% длительности топливного цикла, а характеристики и схемы топливных загрузок обеспечивают экономичность эксплуатации как в базовом, так и в режиме следования за нагрузкой.

Предполагаемый коэффициент использования установленной мощности за проектный срок службы энергоблока составляет 90%.

Предполагаемое среднегодовое число часов использования установленной мощности 8400 часов/год (вместо 7000 часов/год на действующих АЭС).

Предположительно, по данным разработчика, длительность периодических планово-предупредительных ремонтов и перегрузки топлива снижена до 16 суток. Это достигается за счет применения современного оборудования и увеличения скорости перемещения перегрузочной машины. Раз в 8 лет предусматривается проведение капитального ремонта и проведение технического освидетельствования оборудования.

Данные по предполагаемым дозам облучения населения и персонала из источников в открытой печати не доступны. Предположительно, эти показатели не уступают соответствующим показателям по реактору с В-392, то есть:

  • годовой предел индивидуальной эффективной дозы при нормальной эксплуатации:

    • персонал 20 мЗв;

    • население 1мЗв.

  • целевой годовой предел коллективной эффективной дозы на персонал при нормальной эксплуатации и при планово-перегрузочных работах менее 5 чел?Зв/Гвт(э).

Суммарное по всем рассмотренным в настоящем анализе группам ИС значение частоты ПАЗ составляет 4,29Е-7 1/год.