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
   
 
 

АЭС-2006 (В-466П)

Папка

АЭС-2006 представляет собой усовершенствованный водо-водяной энергетический реактор. Установленная электрическая мощность энергоблока составляет 1140 МВт.

Проект РУ с ВВЭР-1200 не является новой разработкой, а предусматривает в основном модернизацию реактора и оборудования серийной РУ В-320 и В-392 с целью повышения уровня безопасности эксплуатации, улучшения технико-экономических, эксплуатационных и маневренных характеристик, и повышения конкурентоспособности РУ и АЭС в целом.

Папка

Расчетный срок сооружения серийного энергоблока не должен превышать 54-х месяцев от начала строительства (первый бетон) до энергопуска (включение в энергосистему).

Срок службы энергоблока должен быть не менее 60 лет. Срок службы оборудования, которое может быть заменено за время срока службы АС, должен быть не менее 30 лет.

Коэффициент полезного действия (нетто) – не менее 33,7 %.

Расход электроэнергии на собственные нужды станции - не более 7,0 % от выработки.

Проект активной зоны должна допускать эксплуатацию станции с топливным циклом длительностью от 12 до 24 месяцев с учетом плановых остановов на перегрузку топлива.

Значение годового коэффициента готовности, как целевого показателя, усредненного за весь срок службы АС, не ниже 92 %. При этом периодичность ремонтного цикла должна составлять не менее восьми лет. Для обеспечения продолжительности остановов РУ 16 суток и 24 суток допускается выполнять ряд подготовительных работ при работе РУ на мощности (ревизия перегрузочной машины, полярного крана, завоз «свежего» топлива и т.п.).

Энергоблок планируется использовать как в базовом режиме, так и в режиме следования за нагрузкой энергосистемы. Регулировочный диапазон нагрузок 20-100 % Nном.

Энергоблок должен обеспечивать возможность работы в базовом режиме до 8100 часов на номинальной мощности в год, с точностью ее поддержания ?2 % Nном.

Энергоблок должен обеспечить работу в режимах следования за нагрузкой в течение всего срока эксплуатации:

  • в диапазоне 100 – 50 % Nном со скоростями изменения мощности не более 5 % Nном/мин с количеством циклов не более 200 в год (но не более 2-х циклов в сутки);

  • в диапазоне 100 – 20 % Nном в соответствии с суточным графиком с количеством циклов не более 100 в год.

Для эксплуатационного персонала (группа А) в соответствии с НД принят основной предел эффективной дозы: 20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год.

Для эксплуатационного персонала (группа А) ?при нормальной эксплуатации и снятии АЭС с эксплуатации устанавливаются следующие целевые дозовые критерии:

  • среднее значение индивидуальной эффективной дозы облучения не должно превышать 5 мЗв/год;

  • среднее значение коллективной эффективной дозы на один энергоблок при ППР, на работы по разборке-сборке реактора и перегрузке топлива и при других штатных работах на энергоблоке в среднем за весь проектный срок эксплуатации 0,5 чел. Зв/год.

Целевой годовой предел индивидуальной эффективной дозы облучения персонала на БПУ при рассматриваемых в проекте авариях – 25 мЗв.

Цель обеспечения радиационной безопасности в проекте должна быть достигнута путем разработки инженерных и организационных средств обеспечения мероприятий, направленных на предотвращение аварий, ограничения их радиологических последствий, обеспечения риска аварии с большими радиологическими последствиями (сверхнормативный выброс) на уровне менее 1,0*10-7 на один год эксплуатации энергоблока.

Вероятность тяжелого повреждения активной зоны, в том числе на остановленном реакторе, должна быть менее 10-6 на реактор в год.