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 AP1000

Папка

АР1000 представляет собой двухпетлевой реактор с водой под давлением (типа PWR), номинальной электрической мощностью 1210 МВт, с пассивными системами безопасности и значительным упрощением конструктивных и компоновочных решений для облегчения строительства, эксплуатации и технического обслуживания.

Главной отличительной особенностью АР1000 является широкое использование в их проектах для аварийного охлаждения активной зоны и контайнмента пассивных систем и инженерных средств безопасности, выполнение которыми требуемых функций безопасности в период после срабатывания зависит только от действия естественных сил природы, таких как сила тяжести, естественная циркуляция, конвекция, испарение и конденсация. Пассивные системы безопасности в случае обесточивания обеспечивают охлаждение активной зоны и контейнмента на протяжении 72 часов без вмешательства со стороны оператора. Все потребности в электроснабжении систем, важных для безопасности, удовлетворяются за счет аккумуляторных батарей класса 1Е, что устраняет необходимость в источниках надежного электроснабжения на площадке АЭС и значительно снижает зависимость от внешнего энергоснабжения.

При проектировании реакторной установки АР1000 применялся подход многоуровневой защиты, в результате чего была получена чрезвычайно низкая вероятность разрушения активной зоны.

Дополнительно безопасность достигается за счет разнообразия функций, выполняемых пассивными системами безопасности. Например, в случае отказов всех теплообменников системы пассивного отвода остаточных тепловыделений (PRHR) остаточные тепловыделения отводятся благодаря действию пассивной системы охлаждения реактора (впрыск бора и автоматическое снижение давления (пассивный feed and bleed).

Проектная тепловая мощность активной зоны реактора типа АР1000 составляет 3400 МВт. Проектом предусмотрен топливный цикл длинной в 18 месяцев. Коэффициент использования проектной мощности за проектный срок службы энергоблока составляет 93%. Глубина выгорания топлива до 60 МВт?сут/кг U.

Активная зона состоит из 157 топливных сборок типа 17?17, высотой 4,3 м. Проектом обеспечивается как минимум 15% запас до кризиса теплообмена в активной зоне и очень высокий отрицательный коэффициент реактивности.

Активная зона разделена на три радиальных региона, которые отличаются различным обогащением U235 от 2,35 до 4,8%.

В АР1000 используются регулирующие стержни с пониженной реактивностью (так называемые "серые" стержни) для регулирования общей реактивности в течении топливной кампании без изменения концентрации бора. Использование "серых" стержней совместно с автоматической системой слежения за нагрузкой значительно упрощает конструкцию РУ благодаря исключению оборудования связанного с обработкой бора (таких как различные испарители, насосы, задвижки и т.д.).

Проект РУ АР1000 удовлетворяет требования регулирующих органов США и Европы в плане соответствия детерминистическим и вероятностным критериям безопасности с большим запасом.

В проекте использованы хорошо зарекомендовавшие себя и простые в обслуживании парогенераторы, циркуляционные насосы и турбогенераторная установка. Цифровая система диагностики и управления позволяет избежать непредусмотренных срабатываний аварийной защиты. Это позволяет снизить количество срабатываний аварийной защиты (менее чем 1 раз на год) и обеспечить стабильную и надежную работу энергоблока.

Учитывая вышесказанное, а также принимая во внимание малую длительность периодических планово-предупредительных ремонтов и перегрузки топлива (17 суток) и длительность топливного цикла от 18 до 24 месяцев, предполагаемый коэффициент использования проектной мощности за проектный срок службы энергоблока составит 93%.

Компоновка оборудования обеспечивает свободный доступ для обслуживания.

Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет.