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. Особенности

Папка

Особенностью компонентов первого контура проекта EPR является увеличенный объем по сравнению с реакторами предыдущего поколения. Увеличенный объем в корпусе реактора между патрубками первого контура и верхней границей активной зоны обеспечивает больший объем над активной зоной и таким образом обеспечивает дополнительный запас времени до осушения активной зоны при авариях с потерей теплоносителя. Увеличенный объем также полезен при потере функции отвода остаточных тепловыделений на остановленном реакторе.

Парогенератор проекта EPR представляет собой вертикальный теплообменник с U образным трубной поверхностью, естественной циркуляцией, оборудованный аксиальным экономайзером.

Системы безопасности спроектированы по четырехканальному принципу и двухканальному типу. Четырехканальная конфигурация основных систем, согласуется с четырех петлевой конфигурацией первого контура, что упрощает проектирований таких систем. Это также упрощает организацию отвода тепла в режиме останова энергоблока. Крое того, четырехканальная конфигурация систем позволяет значительно увеличить допустимое время на ремонт и обслуживание их при работе энергоблока на мощности.

Система контроля и управления полностью автоматизирована и выполнена в соответствии с принципом глубокоэшелонированной защиты и в зависимости от выполняемых функций подразделяется на несколько уровней.

При проектировании EPR было уделено большое внимание снижению влияния "человеческого фактора". Это достигается применением эргономического дизайна органов управления и большими временными периодами до вмешательства персонала при неожиданных ситуациях или аварийных условиях.

Реакторное отделение находится в центральной части АЭС и содержит основное оборудование ЯППУ и бассейн перегрузки и запаса воды в контайменте (IRWST). Основное назначение строительных конструкций реакторного отделения – обеспечить надежную защиту окружающей среды от опасностей внутреннего происхождения и РУ от опасностей внешнего происхождения. Здание состоит из внутренней цилиндрической преднапряженной оболочки (контаймент) с металлической облицовкой толщиной 6 мм (рассматривается возможность выполнения облицовки из многослойного композитного материала) и внешней железобетонной оболочки. Толщина каждой из оболочек 1,3 м. Внутренний диаметр контаймента составляет 46,8 м, высота контаймента 57,5 м, внутренний объем контаймента около 80000 м2. В пространстве между внешней и внутренней оболочкой поддерживается разрежение и удаляются возможные протечки через внутреннюю оболочку.

Внешняя железобетонная оболочка предназначена для защиты РУ от внешних опасностей в том числе взрывной волны и падения самолета. Внешняя защитная оболочка укрывает реакторное отделение, хранилище свежего и отработавшего топлива и два из четырех зданий систем безопасности. Два других здания систем безопасности разделены территориально (находятся по разные стороны от реакторного отделения). Здания реакторного отделения, хранения свежего и отработавшего топлива и систем безопасности расположены на одном цельном фундаменте из железобетона толщиной 6 м.

Максимальное давление внутри контаймента возникающее при тяжелых авариях согласно расчетам составляет 0,55 МПа. С учетом этого установлено расчетное давление 0,65 МПа. В тоже время, внутренняя оболочка даже без облицовки способна удовлетворять критерию ограничения протечек (1%) вплоть до 0,75 МПа, а предел прочности оболочки оценивается значением 1,4 МПа.

Для предотвращения возможного взрыва водорода, выделяющегося внутри гермообъема, в контайменте установлены каталитические дожигатели поддерживающие концентрацию водорода менее 10% и предотвращающие возгорание и взрыв водорода.

Для предотвращения роста давления внутри контаймента в случае тяжелых аварий предусмотрена двухканальная система отвода тепла (CHRS). Большой объем контаймента (80000 м3) дает возможность оператору активизировать эту систему без превышения проектного давления внутри гермооболочки даже для тяжелых аварий как минимум через 12 часов. Также система отвода тепла из контаймента может работать в режимах залива ловушки расплава и подачи воды непосредственно в спринклерную систему.

Внутри контаймента предусмотрена специальная ловушка расплава площадью 170 м2, в которую стекают расплавленные материалы в случае тяжелых аварий с плавлением активной зоны.

Под реактором предусмотрен специальный колодец, отводящий расплавленные материалы в ловушку. Верхняя часть колодца закрыта крышкой которую проплавляет попавший на нее "кориум", тем самым обеспечивая доступ к ловушке расплава. Поверхность колодца также как и ловушки расплава покрывает слой бетона под которым находится защитный слой циркониевого металла.

Под ловушкой расплава для охлаждения расплава снизу и предупреждения повреждения фундамента предусмотрены каналы, в которых циркулирует вода, охлаждаемая системой отвода тепла из контаймента.

После попадания расплава в ловушку инициируется срабатывание пассивной системы залива расплавленного металла из бака, который отделяется от ловушки плавкой заглушкой. Так же существует возможность залива зоны расплава непосредственно от системы отвода тепла из контаймента.

Эффективный теплоотвод обеспечивает стабилизацию расплава через несколько часов, а полное застывание в течение нескольких дней.

Проектное время строительства энергоблока от момента заливки первого бетона до момента загрузки топлива в активную зону не превышает 48 месяцев.

Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет.

Система управления энергоблока обеспечивает возможность изменения мощности и длительной работы в пределах от 20 до 100%Nном, тем самым обеспечивается необходимая маневренность в соответствии с требованиями энергосистемы.

Предполагаемый коэффициент использования проектной мощности за проектный срок службы энергоблока составляет 92%.

Длительность периодических планово-предупредительных ремонтов и перегрузки топлива снижена до 16 суток, при этом длительность только цикла перегрузки топлива не превышает 12 суток. Раз в 10 лет в течение 38 суток предусматривается проведение капитального ремонта, в рамках которого проводятся углубленные инспекции оборудования первого и второго контуров, испытания гермооболочки повышением давления и др.

Улучшенная защита от радиации в проекте EPR обеспечивает непревышение коллективной дозы для оперативного персонала 0,4 челЗв/реактор в год, тогда как существующими нормативными требованиями в Европе и США этот показатель ограничивается значением 1 челЗв/реактор в год.

Риск предельного аварийного выброса и тяжелого повреждения активной зоны оценивается значением менее 1*10-7 на реактор в год.