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

Папка

Отличительными особенностями реакторных установок ВВЭР являются высокие показатели использования принципа самозащищенности РУ, заложенные в проектные основы систем и оборудования во всех проектах РУ ВВЭР.

Это выражается в способности РУ ВВЭР в аварийных ситуациях длительное время ограничивать развитие исходных событий и их последствий в границах проектных критериев безопасности в первую очередь за счет свойств пассивной безопасности реакторов ВВЭР.

  • Проекты АЭС с ВВЭР первого поколения разрабатывались в 50 – 60-тых годах в условиях отсутствия отечественных НТД по безопасности.

  • Постулировалась невозможность крупных течей из 1-го контура (разрыв ГЦТ полным сечением).

  • Принцип обеспечения безопасности опирался на предотвращение возникновения опасных аварий с помощью технических и организационных мер без развитых систем безопасности.

  • Проекты АЭС с ВВЭР следующего поколения разрабатывались в 70-ых годах, когда для системного определения проектных основ были сформулированы требования к безопасности АЭС в виде ОПБ-73.

  • Было определено, что принцип обеспечения безопасности основывается на широком использовании активных и пассивных систем безопасности. Это позволило в качестве максимальной проектной аварии рассматривать разрыв ГЦТ полным сечением.

  • Значительно вырос объем расчетно-экспериментальных обоснований проектов.

  • Была заложена концепция глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды.

  • Промышленность начала ориентироваться в направлении соответствия западным нормам в части программ качества.

  • Аварии на АЭС "Три Майл Айленд" в США (28 марта 1979 г.) и в Чернобыле (26 апреля 1986 г.), причиной которых явились недостатки отдельных типов реакторов и ошибки персонала, привели к пересмотру нормативно-технической документации в сторону ужесточения требований.

  • Появились новые требования:

    • снизить вероятность тяжелых аварий с плавлением активной зоны в 10 раз по сравнению с уровнем требований для действующих АЭС (до 10-5 1/реактор-год);

    • вероятность недопустимого выброса радиоактивности, приводящего к необходимости эвакуации населения, д.б.снижена в 10-100 раз (до 10-6 - 10-7 1/реактор-год);

  • Проекты новых АЭС должны учитывать возможность возникновения запроектных аварий, и предусматривать меры (технические и организационные) для управления ими с целью уменьшения или предотвращения их последствий.

  • Проекты АЭС-92 и АЭС-91/99 являются головными при воплощении перечисленных целей. Прототипом этих проектов является проект серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320).

  • Концепция проектов АЭС-92 и АЭС-91/99 является основой разработанных проектов РУ В-412 и РУ В-428 соответственно.

  • Проекты современных РУ охватывают широкий диапазон конструкторских разработок: от эволюционного на базе В-320 до новых конструкций основного оборудования с более широким использованием передовых технологий