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
   
 
 

Реактор EPR-1500

Папка

Реактор EPR относится к реакторам типа PWR (водоводяных реакторов с водой под давлением) мощностью 1628 МВт. Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет.

Реакторная установка EPR имеющая четыре петли расположена в контайменте с двойной оболочкой. Вокруг контаймента расположены здания систем безопасности и хранилище свежего и отработавшего топлива. Каждый из четырех каналов безопасности и обеспечивающие их работоспособность системы расположены в отдельных четырех зданиях. Разделение на четыре канала выполнено как по механической, так и по электрической части.

Проект EPR базируется на применении концепции глубокоэшелонированной защиты.

Проектная тепловая мощность активной зоны реактора типа EPR составляет 4250 МВт. В качестве ядреного топлива в основном используется диоксид урана UO2, однако допускается использовать до 50% топливных сборок со смешанным оксидным ядерным топливом (МОХ). Основные технические характеристики и режимы работы РУ выбраны для достижения с одной стороны высокого КПД и минимальной стоимости топливного цикла, а с другой стороны для достижения высокой маневренности и гибкости по отношению к длительности топливного цикла.

Разработка проекта активной зоны реактора выполнена с учетом следующих требований и допущений:

  • давление в ПГ составляет 78 МПа с учетом консервативных оценок в отношении расхода теплоносителя;

  • достигаемая глубина выгорания топлива как минимум 60Вт сут/кг U;

  • длительность топливного цикла составляет 18 месяцев (может быть увеличена до 24 месяцев), при этом коэффициент готовности должен быть не менее 0,9 (допускается возможность использования двухгодичного топливного цикла);

  • система управления активной зоной обеспечивает необходимую маневренность в соответствии с требованиями энергосистемы: обеспечивается возможность длительной работы в маневренном режиме (скорость изменения мощности 5%Nном/мин в диапазоне мощностей от 50 до 100% и 2,5%Nном/мин в диапазоне мощностей от 20 до 50%).

Активная зона реактора включает в себя 241 топливную сборку длинной 420 см, расположенных в квадратной решетке 17?17. Сборки разных видов топлива (UO2 или MOX) состоят из 264 стержней.

Топливные стержни выполнены из труб из сплава типа M5™ и предполагают как возможность применения топливных таблеток из обогащенного по изотопу 235 диоксида урана, в том числе с выгорающим поглотителем, либо МОХ топливо из обедненного урана с диоксидом плутония.

Исходя из нейтронно-физических характеристик активной зоны среднее обогащение плутония в сборках МОХ ограничивается значением 7%. В тоже время сборка МОХ может содержать зоны с плутонием различного обогащения (максимальное возможное обогащение 7,44%).

Температура плавления необлученного UO2 составляет 2800 oC, а необлученного топлива типа МОХ составляет 2737 oC.

Для аварийного останова реактора используются до 89 регулирующих стрежней.

Контроль активной зоны реализуется по трем направлениям:

  • контроль температуры теплоносителя,

  • контроль аксиального распределения энерговыделений,

  • контроль положения регулирующих стержней с учетом обеспечения эффективности аварийной защиты.