Ядерные Энергетические Реакторы Устройство в котором происходит

Ядерные Энергетические Реакторы

Устройство, в котором происходит управляемая цепная реакция, называется ядерным реактором. Энергия, образующаяся в результате деления тяжелых ядер, выделяется в реакторе в виде теплоты, которая затем может быть преобразована в энергию другого вида. Первый ядерный реактор, в котором была осуществлена управляемая реакция, был пущен в США в 1942 году под руководством Э. Ферми. В Советском Союзе первый исследовательский ядерный реактор начал работать в 1946 г. В его создании участвовала группа физиков, руководимая И. В. Курчатовым.

Основные технические данные реактора ВВЭР-1000 С РУ В-320

Наименование характеристики ВВЭР-1000[1] Мощность тепловая номинальная, МВт 3000 КПД, % 33. 3 Высота реактора в сборе, мм 19137 Расход теплоносителя через реактор в номинальном режиме, м 3/ч 84800 Давление номинальное стационарного режима на выходе из активной зоны, МПа 15. 7 Температура теплоносителя в активной зоне в номинальном режиме, о. С на входе на выходе 289. 7 321 Удельная энергонапряженность на единицу объема, к. Вт/л 108 Максимальная линейная энергонапряж. твэл, Вт/см 448 Средняя линейная энергонапряженность твэл, Вт/см 167 Время нахождения топлива в активной зоне, лет Количество ТВС в активной зоне, шт. из них ПЭЛ Длина активной части твэла, мм Количество каналов измерения, шт энерговыделения в АЗ реактора температуры в реакторе 163 61 3530 64 98 Общая поверхность теплообмена зоне, м 2 5176 Радиальный коэффициент неравномерности 1. 50 Макс. температ. теплоносителя на выходе из канала, о. С 345. 7 Миним. коэфф. запаса до кризиса теплообм. (ном. реж. ) 1. 73 [1] Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности, 857 стр. , 1987

Общая принципиальная схема циркуляции теплоносителя

Состав I контура: 1. реактор; 2. 4 циркуляционных петли; 3. система компенсации давления; 4. Трубопроводы систем нормальной эксплуатации и безопасности. 1. 2. 3. Состав циркуляционной петли: главные циркуляционные трубопроводы Dy 850 ГЦН; парогенератор.

Общий вид реактора ВВЭР-1000 1. Корпус 2. Выгородка 3. Кольцо опорное 4. Шахта реактора 5. Кольцо упорное 6. Блок защитных труб (БЗТ) 7. Верхний блок 8. Чехол ВРК 9. Привод ШЭМ

Характеристики ТВС Параметры и характеристика Расположение твэлов Количество твэлов, шт. Шаг расположения твэлов. Размер "по ключ", номинальный, м. Количество направляющих каналов, шт. Материал направляющего канала Значение по треугольной сетке 312 12, 75· 10 3 0, 234 18 сплав Zr+1%Nb Наружный диаметр направляющего канала, м. 13, 0· 10 3 Внутренний диаметр направляющего канала, м. 11, 0· 10 3 Количество дистанционирующих решёток в топливной сборке, шт Материал дистанционирующей решётки. Вес дистанционирующей решётки, кг. Количество измерительных каналов, шт. 15 сплав Zr+1%Nb 0, 55 1 Наружный диаметр центральной трубки, м. 13, 0· 10 3 Внутренний диаметр центральной трубки, м. 11, 0· 10 3 Топливо, используемое в твэлах. Масса топлива в кассете, кг. Массовая доля смеси изотопов урана в топливе, %, не менее. Массовая доля U 235 в смеси изотопов урана в топливе, %. Высота столба свежего топлива в холодном состоянии, мм, номинальная. Мощность тепловая, МВт, максимально допустимая. cпечённая двуокись урана (UO 2) 491, 4 5, 5 87, 8 1, 6; 2, 4; 3, 3; 3, 7 3530 27 Глубина выгорания топлива, МВт·сут/кг U, максимально допустимая. 49, 0 Масса кассеты, кг, номинальная. 703

Характеристики ТВЭЛ Параметры и характеристика Материал топливной таблетки. Значение UO 2 Вес UO 2 в твэле, кг. ~ 1, 575 Материал оболочки. сплав Zr+1%Nb Внешний диаметр оболочки, м. 9, 1· 10 3 Внутренний диаметр оболочки, м. 7, 72· 10 3 Высота столба топлива в холодном состоянии, м. 3, 53 Начальное давление гелия под оболочкой, МПа. 2, 0 Наружный диаметр топливной таблетки, м. 7, 57· 10 3 Диаметр центрального отверстия в топливной таблетки, м. 1, 5· 10 3

Конструкция ТВС Конструкция ТВЭЛ 1. Узел сцепления пучка ПЭЛ со штангой СУЗ 2. ПЭЛ 3. Головка ТВС (подвижная часть) 4. 1. Верхняя заглушка 2. Проставка Направляющие трубки ПС СУЗ 3. Оболочка 4. Пружинная вставка 5. Пружинные блоки 5. Таблетка двуокиси урана 6. Неподвижная часть головки ТВС 6. Нижняя заглушка 7. Конусообразная перфорированная часть головки ТВС 8. Дистанционирующая решетка 9. ТВЭЛ 10. Нижняя опорная решетка 11. Хвостовик ТВС

Характеристики СУЗ Параметры и характеристика Значение Количество ПЭЛ, шт. 18 верхняя часть карбид бора (В 4 С) нижняя часть титан диспрозия (Dy 2 O 3·Ti. O 2) Поглощающий материал общая Высота столба поглощающего материала, м. 3, 53 ~ 3, 23 нижняя часть Плотность поглощающего материала, г/см 3, не менее верхняя часть ~ 0, 30 В 4 С Dy 2 O 3·Ti. O 2 1, 7 4, 9 Наружный диаметр оболочки ПЭЛ, м. 8, 2· 10 3 Толщина оболочки ПЭЛ, м. 0, 5· 10 3 Материал оболочки ПЭЛ нержавеющая сталь Масса, кг, номинальная. 17, 4 Максимальное время эксплуатации, эфф. ч. в группе АР в том числе 23000 в группе АЗ 75000

Конструкция СУЗ

Характеристики СВП Параметры и характеристика Количество СВП в пучке СВП, шт. наружный диаметр оболочки СВП, м. Значение 18 9, 1· 10 3 Материал оболочки СВП сплав Zr+1%Nb Поглощающий материал Cr. B 2+Al Высота столба поглощающего стержня, м. Наружный диаметр поглощающего стержня, м. Плотность поглощающего материала, кг/м 3, не менее. 3, 55 7, 58· 10 3 2, 8· 103 0, 020 (18 шт. ) Содержание естественного бора в поглощающем материале, г/см 3 0, 036 (6 шт. ) 0, 050 (12 шт. )

Конструкция СВП

Характеристика ТВС

Картограмма первой топливной загрузки Основные характеристики первой топливной загрузки: • длительность работы на номинальных параметрах – 294 эфф. сут; • максимальное значение относительной мощности ТВЭлов составляет 1. 48; • максимальное значение линейной тепловой мощности ТВЭлов не превышает 350 Вт/см (без учета коэффициента запаса); • среднее выгорание выгружаемого топлива составляет 11. 8 МВТ сут. /кг.

Схема установки ТВС в реакторе 1. Нижняя плита БЗТ 2. Подвижная часть головки ТВС 3. Неподвижная часть головки ТВС 4. Опорный фланец БЗТ 5. Верхняя планка для опирания ВБ 6. Нижняя планка для защиты шахты от всплытия 7. Торовый сектор 8. Никеливые прутковые прокладки ГРР

Схема циркуляции теплоносителя в реакторе

Корпус реактора 1. Днище 2. Нижняя обечайка 3. Верхняя обечайка 4. Опорная обечайка 5. Нижняя обечайка зоны патрубков 6. Разделительное кольцо 7. Верхняя обечайка зоны патрубков 8. Фланец

Верхний блок с крышкой 1. Траверса 2. Дистанционирующая решетка 3. Привод ШЭМ 4. Каркас 5. Обечайка 6. Крышка

Шахта реактора 1. Перфорированное днище 2. Опоры ТВС 3. Кольцевое утолщение 4. Цилиндрическая обечайка 5. Фланец 6. Трубчатый сектор

Нижняя часть шахты реактора (опорные стаканы)

Блок защитных труб (БЗТ) 1. Защитная труба 2. Корпус 3. Защитный каркас 4. Средняя плита 5. Опорная обечайка 6. Труба для образцов свидетелей 7. Стояк 8. Опорный фланец

Выгородка

Бетонная шахта 1. Опора закладная для упорного кольца 2. Ферма опорная 3. Сухая защита 4. Рельсы для машины осмотра корпуса реактора 5. Каналы ИК 6. Кольцо закладное

Сборка реактора Установка корпуса реактора в бетонную шахту Установка шахты реактора в корпус Установка выгородки в шахту реактора 1 Установка выгородки в шахту реактора 2 Установка БЗТ Установка крышки реактора 1 Установка крышки реактора 2 Установка крышки реактора 3 Установка верхнего блока Установка траверсы

Конструкция реактора РБМК-1000

Реактор РБМК-1000. Общие сведения В состав реактора РБМК входит: Ø Ø Ø 2 КМПЦ – контура многократной принудительной циркуляции; 840 параллельных технологических каналов (ТК) с ТВС; 4 параллельно включенных ГЦН (три работают, один в резерве, Q=7000 т/ч, H=1, 5 МПа, ).

Основные технические характеристики реактора Номинальная тепловая мощность реактора, к. Вт Номинальный расход теплоносителя через реактор, м 3/ч 3, 2 х10*6 48 50 х10*3 Паропроизводительность, т/ч 5400 Среднее массовое паросодержание на выходе из реактора, % 14, 5 Температура теплоносителя°С, на входе в ТК/ выходе из ТК 270/284, 5 Давление теплоносителя кгс/см 2 на входе в ТК/выходе из ТК 79, 6/75, 3 Загрузка реактора, т Обогащение топлива, % Выгорание топлива в ТВС, МВт сут/т среднее по реактору в стационарном режиме перегрузок(кампания 1300 эфф. сут) Мах тепловой поток с поверхности ТВЭЛ, Вт/м 2 189, 7 2, 4 22500 0, 645 х10*6 Диаметр активной зоны, мм 12000 Высота активной зоны, мм 7000 Толщина бокового отражателя, мм 1000 Шаг технологической решетки, мм 250 х250

Контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) Состав КМПЦ: 4 ГЦН; всасывающий коллектор (ВК) ГЦН; напорный коллектор (НК); 2 барабан сеппаратора (БС); нижние водяные коммуникации (НВК); пароводяные коммуникуции (ПВК); 22 раздаточно групповых коллектора (РГК). ГЦН имеют общие ВК и НК сосуды Ø 1046× 73, L=20 м. От НК каждой стороны отходят по 22 РГК Ø 300 мм. От каждого РГК питаются в среднем по 38 трубопроводов НВК Ø 50 мм, по которым вода поступает непосредственно в ТК. На каждой НВК установлена арматура для регулировки расхода – запорно регулирующий клапан (ЗРК) и расходомер шарикового типа (ШАДР)

Контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) Теплоноситель поступает в ТК снизу с Твх=270 °С. Расход теплоносителя по каждому ТК регулируется независимо индивидуальным запорно регулирующим клапаном (ЗРК) Теплоноситель кипит. На выходе из ТК пароводяная смесь с х=14%. По пароводяным коммуникациям поступает в два гравитационных барабан сепаратора (БС). Отделенный в БС пар (у=0, 1%, Р=7 МПа) по двум трубопроводам поступает в две турбоустановки (ТУ) где совершает работу. Мощность каждой ТУ Nэл. =500 МВт. Теплоноситель после смешения с питательной водой в БС по 12 опускным трубам подается во всасывающий коллектор ГЦН.

Металлоконструкции реактора РБМК размещены в бетонной шахте размером 21, 6 х 25, 5 м. üС помощью сварных металлоконструкций (МК) осуществляется передача усилий от веса внутренних узлов, сборок и коммуникаций реактора на бетон, а также герметизация внутренней полости реактора. üМК также выполняют функции биологической защиты.

Металлоконструкция схемы "С" Металлоконструкция схемы «С» выполненна в виде креста и опирается на бетонное основание шахты реактора. Металлоконструкция схемы "С" является основной опорной металлоконструкцией для схемы "ОР". Выполнена в виде креста из двух плит высотой 5, 3 м, усиленных вертикальными ребрами жесткости. Передает вес от нижней металлоконструкции схемы "ОР", графитовой кладки и НВК на закладные части крестообразной фундаментной плиты из жаропрочного железобетона. Две отдельно стоящие стойки служат опорами боковой биозащиты – схемы «Л» .

Металлоконструкция схемы «ОР» выполнена в виде барабана диаметром 14, 5 м и высотой 2 м, собрана из трубных плит и обечайки. Служит опорой для графитовой кладки, схемы «КЖ» и коммуникаций низа реактора, является нижней биологической защитой реактора. Ребра жесткости образующие центральный крест совпадают с аналогичными ребрами МК схемы «С» .

Металлоконструкция схем «Л» и «Д» Металлоконструкции схем «Л» и «Д» являются боковой биозащитой реактора, снижают потоки излучения на бетон шахты; служат тепловым экраном; способствуют охлаждению кожуха реактора. Схема «Л» выполнена в виде кольцевого бака с водой, который установлен на опорных конструкциях (стойки схемы «С» ), крепящихся к бетонному основанию шахты реактора. Наружный диаметр схем «Л» и «Д» 19 м. Внутренний диаметр схемы «Л» 16, 6 м. Внутренний диаметр схемы «Д» 17, 8 м. Высота блоков МК схемы «Л» 11, 05 м. Высота блоков МК схемы «Д» 3, 2 м. Схема «Д» выполнена в виде кольцевого бака с водой, который установлен на схеме «Л» . Металлоконструкция схемы «Л» является также опорной конструкцией для схемы «Е» .

Металлоконструкция схемы “КЖ" Металлоконструкция схемы "КЖ" вместе с нижней плитой схемы "Е" и верхней плитой схемы "ОР" образуют вокруг кладки реактора герметичную полость реакторное пространство, в котором удерживается N 2 Не смесь. Вверху и внизу схема «КЖ» и схема «Л» соединены диафрагмами с компенсаторами линейных удлинений. Таким образом, между кожухом и боковой защитой образуется кольцевая, герметичная полость. Конструкция схемы "КЖ" выполнена в виде цилиндрического сварного кожуха диаметром 14, 5 м из листового проката ст. 10 ХСНД толщиной 16 мм с 4 мя кольцевыми компенсаторами из той же стали толщиной 8 мм.

Металлоконструкция схемы “Е" Металлоконструкция схемы "Е" служит верхней биозащитой реактора и опорой для ТК, спец. каналов, плитного настила и трубопроводов коммуникаций верха реактора. Внутренняя полость заполнена серпентенитовой засыпкой (60% по массе) и гали (40%). МК схемы опирается с помощью 16 катковых опор на боковую биозащиту МК сх. "Л и Д", каждая из которых рассчитана на нагрузку 750 т. Представляет собой барабан диаметром 17 м и высотой 3 м, собрана из трубных плит объединенных цилиндрической обечайкой и внутренними вертикальными ребрами жесткости, верхней и нижней плит толщиной 40 мм.

Металлоконструкция схемы “Г" Металлоконструкция схемы "Г" представляет собой плиты и короба перекрытия, которые служат биозащитой ЦЗ от ионизирующих излучений верхних коммуникаций реактора. Нижняя часть схемы, толщиной 70 см, выполнена в виде металлических коробов из стали 10 ХСНД, заполненных смесью из серпентинитовой гали(14% по массе) и стальной дроби (86%). Верхняя часть схемы выполнена из плит углеродистой стали толщиной 10 см, облицованных со стороны ЦЗ коррозионно стойкой листовой сталью 0 Х 18 Н 10 Т толщиной 5 мм. Балки и короба схемы имеют дыхательные болты М 24 для сообщения засыпки с атмосферой и исключения образования в засыпке гремучего газа.

Плитный настил сб. 11 служит биозащитой ЦЗ от ионизирующих излучений коммуникаций верха реактора и ТВС при извлечении ее из ТК, а также является тепловой защитой ЦЗ Верхние блоки настила образуют пол ЦЗ в районе расположения каналов. Блоки настила заполнены серпентинитовым бетоном и для придания прочности углы блоков и верхние торцы облицованы сталью 08 Х 18 Н 10 Т. Металлоконструкция схемы “Э" Металлоконструкция схемы "Э" является дополнительной биозащитой помещений НВК, устанавливается над проемами нижних коммуникаций реактора и выполнена в виде стальных плит толщиной 100 мм

Расположение металлоконструкций

Графитовая кладка используется в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. В графитовом замедлителе происходит уменьшение энергии нейтронов деления до тепловой, а графитовый отражатель снижает утечку нейтронов из активной зоны реактора. Графитовая кладка размещена внутри защитного кожуха схемы "КЖ" (реакторное пространство). Она представляет собой вертикально расположенный цилиндр диаметром 14, 0 м и высотой 8, 0 м. собранный из отдельных графитовых блоков, изготовленных из графита удовлетворяющего специальным требованиям по ядерной чистоте и плотности в 14 слоев, образующих 2488 колонн с шагом 250 мм общей массой 1760 т. Четыре периферийных ряда колонн по всей окружности кладки выполняют функцию бокового отражателя. Графитовая кладка включает в себя активную зону в форме вертикального цилиндра с диаметром 12 м. и высотой 7 м. В 1693 колоннах активной зоны имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в колоннах тракты для размещения ТК и других спец. устройств, обеспечивающих работу реактора. Графитовые блоки имеют квадратное сечение 250 х250 мм. и различную высоту 200, 300, 500 и 600 мм. Основными являются блоки высотой 600 мм

Графитовые колонны стоят на стальных опорных плитах, которые опираются на опорные стаканы, приваренные к верхней плите схемы «ОР» . Нагрузку от графитовой кладки, стальных опорных плит и стаканов несет металлоконструкция схемы "ОР". К опорным стаканам с помощью шайб крепится диафрагма 4, набранная из отдельных листов стали 0 Х 13 Н 10 Т толщиной 5 мм. В верхней части графитовая колонна крепится с помощью стальных защитных плит.

Технологический канал

Назначение. Технологические каналы (ТК) реактора предназначены для установки ТВК и организации потока теплоносителя через реактор. Технологический канал представляет собой сварную трубную конструкцию, состоящую из корпуса и надетыми на него графитовыми втулками и кольцами. Верхняя часть труба Ø 95 х5 мм, длина 4460 мм Материал – ст. 0 Х 18 Н 10 Т Средняя часть труба Ø 88 х4 мм, длина 8000 мм Материал – сплав Zr + 2, 5% Nb АКТИВНАЯ ЗОНА Нижняя часть труба Ø 60 х5, 5 мм, приваренная к НВК Материал – ст. 0 Х 18 Н 10 Т

Стальная часть Б Технология сварки обеспечивает оптимальную по составу и толщине диффузионную прослойку, чем достигается высокая вакуумная плотность и коррозионная стойкость в пароводяной смеси и газовой среде в контакте с графитом. Сварные соединения А – электроннолучевая сварка; Б – аргонодуговая сварка. Теплоотвод от графитовой кладки к ТК осуществляется посредством 272 разрезных графитовых кольца высотой 20 мм, установленных на центральную часть корпуса канала в пределах активной зоны. Кольца двух типов, – одно кольцо одевается с натягом по трубе канала, другое с натягом в отверстие графитового блока. Графитовые кольца Графитовый блок 1, 3 Циркониевая часть Нижняя часть ТК 1, 5 А Переходное соединение 20 Средняя часть ТК Соединение центральной части ТК с нижней и верхней производится с помощью переходников сталь цирконий посредством диффузионной сварки. ТК

Размещение технологических и специальных каналов по активной зоне. Система координат

Конструкция ТВС В состав ТВС входят: • два пучка ТВЭЛов; • хвостовик; • наконечник; • стержень центральный со штангой; • крепежные и фиксирующие детали. ТВС состоит из 18 ТВЭЛов, каркаса и 18 обжимных колец, предназначенных для крепления ТВЭЛов в концевой решетке каркаса. Каркас состоит из трубы, концевой решетки и 10 дистанционирующих решеток Дистанционирующие решетки изготавливаются из коррозионно стойкой стали и циркониевого сплава и представляют собой сотовую конструкцию: центральная и 18 фигурных ячеек собраны внутри обоймы и соединены между собой и с обоймой точечной контактной сваркой

Характеристика ТВЭЛ Максимальная температура °С : наружной поверхности оболочки 295 внутренней поверхности оболочки 323 максимальная температура в центре топливной таблетки, °С . 2100 максимальная линейная мощность твэла, Вт/см 360 385 Размеры твэл : наружный диаметр, мм. 13, 63 0, 18 толщина стенки оболочки мм. 0, 825 диаметральный зазор между топливом и оболочкой мм. длина, мм. 0, 22 0, 39 3642 масса всего, кг. 125 (155) Таблетки твэл : геометрическая форма таблетки - цилиндр со сферическими лунками на торцах. диаметр таблетки мм. высота столба топлива номинальная мм. 11, 5 15 3460

Характеристика ТВС Длина ТВС мм. 10017; Диаметр ТВС мм 79 Масса коррозионно стойкой стали в ТВС, кг 1, 1 Масса Zr сплавов в ТВС, кг 40 Мощность мах напряженного канала, к. Вт 3000 3200 Расход теплоносителя через канал при мах мощности, м 3/ч 39 Среднее массовое паросодержание на выходе из кассет, % 14, 5 Масса U 238 в свежей ТВС, кг Масса U 235 в свежей ТВС (ср. по обогащению), кг 114, 7 ; 2, 5 ; Масса ТВС, кг 185(184); Масса ТВС, в сборе с подвеской кг. 285(284); Количество тепловыделяющих сборок в активной зоне штук. 1580

Система управления и защиты реактора. Общие положения СУЗ предназначена для: ü управления реактивностью и мощностью РУ; ü контроля плотности нейтронного потока, скорости его изменения, технологических параметров, необходимых для защиты и управления реактивностью и мощностью РУ; ü перевода активной зоны реактора в подкритическое состоя ние поддержания ее в и подкритическом состоянии. В СУЗ РБМК-1000 управление нейтронным потоком осуществляется введением в активную зону стержней поглотителей, содержащих бор. Ручное регулирование 110 Укороченные поглотители (ручное регулирование) 32 Автоматическое регулирование 8 ЛАР Локальное автоматическое регулирование 12 ЛАЗ Локальная аварийная защита (предупредительная) 24 БАЗ Быстродействующая аварийная защита 24 РР Перемещение стержня поглотителя осуществляется с помощью исполнительного механизма. Исполнительные механизмы работают в комплекте с указателями положения стержней в активной зоне, снабженными сельсинами датчиками, и ограничителями хода стержней в крайних положениях. УСП АР Итого 210

Реакторная установка БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования.

Принципиальная тепловая схема блока 1 Реактор; 2 Главный циркуляционный насос 1 контура; 3 Промежуточный теплообменник; 4 Тепловыделяющие сборки; 5 Парогенератор; 6 Буферная и сборная емкости; 7 Главный циркуляционный насос 2 контура; 8 Турбоустановка; 9 Генератор; 10 Трансформатор; 11 Конденсаторы; 12 Циркуляционные насосы; 13 Конденсатные насосы; 14 Подогреватели; 15 Деаэратор; 16 Питательные насосы; 17 Пруд охладитель; 18 Отпуск электроэнергии потребителю;

Конструкция реактора БН-600 Ядерный реактор БН 600 выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора нержавеющая сталь марки Х 18 Н 9. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны. Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок(ТВС). 1 Шахта; 2 Корпус; 3 Главный циркуляционный насос 1 контура; 4 Электродвигатель насоса; 5 Большая поворотная пробка; 6 Радиационная защита; 7 Теплообменник "натрий"; 8 Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 Активная зона.

Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса. Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами "под ключ" 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. В хвостовике ТВС и в напорном коллекторе выполнены дроссельные устройства, обеспечивающие требуемое распределение расхода теплоносителя через ТВС, в соответствии с тепловыделением в них. Твэлы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси"отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из "отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Основные технические и теплофизические характеристики реактора БН-600 Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Номинальная мощность реактора электрическая, МВт Время работы на номинальной мощности между перегрузками, сутки Количество ТВС активной зоны (Ак. з. ), в том числе шт: ЗМО ЗСО ЗБО Максимальное выгорание топлива, % т. а. : ЗМО ЗСО ЗБО Количество ТВС боковой зоны воспроизводства (БЗВ), шт. в том числе: внутренней наружной Топливный материал Обогащение по урану 235, %вес. : ЗМО ЗСО ЗБО Плутониевьй коэффициент реактора Наработка плутония за год работы реактора с коэффициентом нагрузки 0, 8, кг Количество урана 235 и плутония 239 в Ак. з. в начале интервала между перегрузками, кг 1470 600 160 136 94 139 9, 0 9, 5 10 161 201 UO 2 17 21 26 0, 85 378 2020+110

ТВС и ТВЭЛ активной зоны

ТВС и ТВЭЛ зоны воспрозводства

Реактор БН-600 (вертикальный разрез по ГЦН и теплообменнику) 1 – катковая опора реактора; 2 – страховочный корпус; 3 – корпус реактора; 4 – ГЦН; 5 – защитный колпак; 6 – приводы СУЗ; 7 – поворотная пробка; 8 – центральная поворотная колонна; 9 – теплообменник Na-Na; 10 – отражатель нейтронов; 11 – активная зона; 12 – зона воспроизводства; 13 – напорная камера; 14 – подвод греющего газа

Реактор БН-600 (вертикальный разрез по элеватору) 1 – активная зона; 2 – центральная поворотная колонна; 3 – внереакторный механизм перегрузки; 4 – элеватор загрузки (выгрузки) ТВС; 5 – ТВС; 6 - ионизационные камеры; 7 – вытеснители; 8 – внутреннее хранилище; 9 – напорная камера

Первый контур. Основное оборудование. Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса и двух промежуточных теплообменников. Натрий от насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства а также подается на охлаждение корпуса реактора внутреннего хранилища и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550 С в активной зоне реактора натрий поступает через кольцевой зазор радиационной защиты в промежуточные теплообменники каждой петли, где подогревает натрий второго контура до 520 С и охладившись возвращается на вход насосов. Главный циркуляционный насос первого контура центробежный погружного типа, с нижним гидростатическим подшипником работающим на натрии и с плавным регулированием числа оборотов вала электроприводом (по схеме асинхронно вентильного каскада). Рабочее колесо насоса двухстороннего всасывания. Для произведения ремонта насоса конструкция предусматривает возможность извлечения его выемной части из бака и замены без разгерметизации газовой полости реактора. Промежуточный теплообменник "натрий' вертикальный кожухотрубный с коаксиальным подводом и отводом теплоносителя второго контура противоточный. Высокорадиоактивный натрий первого контура проходит в межтрубном пространстве теплообменника сверху вниз; нерадиоактивный натрий второго контура поступает в теплообменник по центральной трубе в нижнюю камеру и затем движется внутри трубок противоточно натрию первого контура. Для исключения возможности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под большим давлением, чем натрий первого контура.

Второй контур включает в себя также три параллельные петли. Главным циркуляционным насосом второго контура каждой петли натрий подается в промежуточный теплообменник, где нагревается за счет тепла первого контура до 520 С и направляется в парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура. Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановке блока предусмотрена разветвленная система электрообогрева всех трубопроводов и образования второго контура с устройствами контроля и автоматического регулирования температуры. Главный циркуляционный насос второго контура центробежный, вертикальный с нижним гидростатическим подшипником. Рабочее колесо одностороннего всасывания. Третий контур включает в себя три петли. В состав каждой петли входит конденсационная паровая турбина К 210 130 номинальной мощностью 210 МВт со стандартной тепловой схемой. Теплоноситель вода и пар.

Основные проектные характеристики реактора БН-600 Тепловая мощность, МВт диаметр высота Размеры корпуса реактора, м: : Общая масса реактора в сборе, без натрия, т в первом контуре во втором контуре Объем натрия, м 3: Размеры активной зоны (диаметр х высота), м Картограмма загрузки 1470 12, 8 12, 6 3900 820 960 2, 06 х 0, 75 369 127 6, 9 379 Количество ТВС активной зоны Количество твэлов в ТВС активной зоны Наружный диаметр твэла активной зоны, мм Количество ТВС зоны воспроизводства 37 14, 2 Количество твэлов в ТВС зоны воспроизводства Наружный диаметр твэла зоны воспроизводства, мм Температура натрия первого контура, °С: на выходе из активной зоны на входе в активную зону 380 550 1 ТВС активной зоны с малым обогащением; 2 ТВС активной зоны со средним обогащением; 3 ТВС активной зоны с большим обогащением; 4 ТВС внутренней зоны воспроизводства; 5 ТВС внешней зоны воспроизводства; 6 Хранилище отработавших сборок; 7 Стержни автоматического регулирования; 8 Стержни аварийной защиты; 9 Компенсирующие стержни; 10 Фотонейтронный источник.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора. СУЗ включает в себя 27 органов управления реактивностью, в том числе 19 стержней компенсации изменения реактивности, 2 стержня автоматического регулирования, 6 стержней аварийной защиты. Система перегрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ в реактор, выгрузку ТВС и элементов СУЗ из реактора, перестановку и разворот ТВС в реакторе. Комплекс механизмов и устройств системы перегрузки топлива включает в себя поворотные пробки, механизмы перегрузки, систему наведения элеваторы транспортировки ТВС и элементов СУЗ, механизм передачи сборок барабан свежих и барабан отработавших сборок, устройства управления комплексом механизмов перегрузки.

ТВС и твэлы активной зоны ТВС и твэлы зоны воспроизводства 1. Оболочка твэла 2. Блочки "отвального" урана 3. Втулки обогощенного урана 4. Дистанционирующая проволока 5. Головка ТВС 6. Сборка твэлов 7. Хвостовик ТВС 1. Оболочка твэла 2. Ребро 3. Блочки "отвального" урана 4. Хвостовик ТВС 5. Сборка твэлов 6. Головка ТВС

Перспективные реакторные установки По материалам ОКБ «Гидропресс»

Состояние атомной энергетики в России В настоящее время в России и за рубежом в эксплуатации находятся 52 АЭС с ядерными реакторными установками (РУ) с водоохлаждаемыми реакторами типа ВВЭР и среди них 28 РУ с реактором ВВЭР-1000 и 24 РУ с реактором ВВЭР-440. Более 1290 реакторолет эксплуатации продемонстрировали высокий уровень безопасности АЭС с ВВЭР при экономических характеристиках, соответствующих требованиям эксплуатирующих организаций. Особенностью современного этапа развития атомной энергетики является повышение требований к экономическим характеристикам при обеспечении безопасности не ниже требований действующих нормативных документов. Поставлена задача уже на данном этапе начать разработку новых проектов для обеспечения перехода к инновационным технологиям развития атомной энергетики на последующем этапе, с принципиальной ориентацией на замкнутый топливный цикл.

Проекты РУ с ВВЭР проект РУ В-392 с ВВЭР 1000 МВт, электрической мощности; проект РУ В-448 с ВВЭР 1500 - 1600 МВт, электрической мощности; проект РУ В-466 Б с ВВЭР 1000 МВт, электрической мощности; проект РУ В-392 М с ВВЭР 1200 МВт, электрической мощности; проект РУ В-491 с ВВЭР 1200 МВт, электрической мощности; проект РУ В-488 с ВВЭР 1300 МВт, электрической мощности; проект РУ В-498 с ВВЭР 600 МВт, электрической мощности; проект РУ В-407 с ВВЭР 640 МВт, электрической мощности; проект РУ В-478 с ВВЭР 300 МВт, электрической мощности.

РУ с ВВЭР-1000 В-392 и В-428

Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проектов В-392 и В-428 Параметр Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт Номинальная тепловая мощность РУ, МВт Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Давление теплоносителя первого контура, МПа Давление пара в парогенераторах , МПа Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС Значение В 392 В 428 1000 3012 3000 15, 7 6, 27 291 Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС Назначенный срок службы АЭС, лет Срок службы основного оборудования РУ, лет Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет Коэффициент использования установленной мощности, % Топливный цикл, лет Периодичность перегрузок, месяцев Максимальное выгорания по ТВС, МВт∙сутки/кг. U Ремонтный цикл, лет Среднегодовая продолжительность плановых остановок (на перегрузку топлива, регламентные работы по обслуживанию), суток, не более Продолжительность перегрузки топлива , суток, не более Количество неплановых остановок реактора за год, не более Вероятность тяжелого повреждения активной зоны, реакт/год Вероятность предельного аварийного выброса, реакт/год Проектное и максимальное расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ), баллы Соответствие требованиям EUR, да/нет 321 30 40 40 30 6 90 3 4 12, 18 49, 60 12 49 4 30 25 17 1, 0 10 6 14 1, 0 10 5 10 7 7/8 да

Структура систем безопасности АЭС-92 (РУ В-392) и АЭС «Тяньвань» (РУ В-428) Наименование системы Основные технические решения АЭС 92, проект РУ В 392 АЭС «Тяньвань» , проект РУ В 428 СУЗ (количество приводов) До 121 Активная часть САОЗ Совмещенная четырехканальная система высокого Раздельные четырехканальные системы высокого и и низкого давления с насосами эжекторами с низкого давления с резервированием 4 х100% резервированием каналов 4 х100% каждая Пассивная часть САОЗ (ГЕ 1) Пассивная четырехканальная резервированием 4 х33% Система пассивного залива активной зоны (ГЕ 2) Пассивная четырехканальная система с Отсутствует резервированием 4 х25% с двумя емкостями в каждом канале Пассивная четырехканальная система быстрого Четырехканальная активная ввода бора (СБВБ) с резервированием 4 х25% резервированием 4 х50% Система аварийного ввода борной кислоты Система аварийной питательной воды Система пассивного отвода тепла До 121 система с Пассивная четырехканальная резервированием 4 х33% система с Замкнутая активная четырехканальная система с Четырехканальная активная система с резервированием 4 х100% с баками запаса аварийной питательной воды Пассивная четырехканальная система с Отсутствует резервированием 4 х33% с тремя охлаждаемыми воздухом теплообменниками в каждом канале

РУ с ВВЭР-1500 В-448

Основные технические решения Ø увеличенный размер корпуса реактора; Ø сниженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР 1000; Ø увеличенная высота обогреваемой части активной зоны; Ø ПГ горизонтальный типа ПГВ 1000 М; Ø пассивные системы безопасности рассчитаны на работу в течение не менее 24 часов; Ø технические средства управления тяжелыми авариями; Ø назначенный срок службы основного оборудования 50 лет, корпуса реактора 60 лет.

Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-448 Параметр Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Давление теплоносителя первого контура, МПа Давление пара в парогенераторах , МПа Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС Срок службы АЭС, лет Коэффициент полезного действия, нетто, % Продолжительность топливного цикла, лет Периодичность перегрузок, месяцев Максимальное выгорание по ТВС, МГВт·сутки/кг. U Продолжительность периода между ремонтами, лет Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год Количество неплановых остановок реактора за год, не более Запас по глушению трубок в парогенераторе, % Вероятность тяжелого повреждения активной зоны на реактор в год Вероятность предельного аварийного выброса на реактор в год Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час Проектное/максимальное расчетное землетресение (ПЗ и МРЗ), баллов по шкале MSK 64 Соответствие требованиям EUR Значение 1550 4250 15, 7 7, 34 297, 7 330 50 35, 7 6 12 24 69 8 17 1, 0 2 менее 10 6 менее 10 7 72 6 / 7 да

РУ с ВВЭР-1000 В-446 Б

Конструктивные особенности

Привод СУЗ ШЭМ-3 Парогенератор

ТВСА

Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-466 Б Параметр Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт Номинальная тепловая мощность РУ, МВт Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Давление теплоносителя первого контура, МПа Давление пара в парогенераторах , МПа Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС Срок службы АЭС, лет Срок службы основного оборудования РУ, лет Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет Коэффициент использования установленной мощности, % Коэффициент готовности оборудования РУ, %, более Коэффициент полезного действия, нетто, % Продолжительность топливного цикла, лет Периодичность перегрузок, месяцев Максимальное выгорание по ТВС, МГВт·сутки/кг. U Продолжительность периода между ремонтами, лет Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год Вероятность тяжелого повреждения активной зоны, реакт/год Вероятность предельного аварийного выброса, реакт/год Проектное и максимально расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ), баллы по шкале MSK 64 Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет Соответствие требованиям EUR, да/нет Значение 1000 3012 3000 15, 7 6, 27 291 321 60 60 30 6 90 90 33, 3 3 4 12, 18 60 8 14 <10 6 <10 7 * да да

Проект РУ В-488 (для АЭС-2006 М) Перспективы и направления дальнейшего развития РУ большой мощности Достижение следующих целевых показателей по проектам РУ и АЭС: ü реализация оптимального сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и топливоиспользования (КИУМ=0, 9, КТИ=0, 92, длительность топливной кампании – до 350 эфф. сут, максимальная глубина выгорания топлива – до 70 МВт сут/кг. U, топливный цикл – 24 мес. и т. д. ); ü увеличение тепловой мощности реактора до 3300 МВт с одновременным повышением КПД (нетто) энергоблока до 36%, что позволит увеличить электрическую мощность (брутто) до 1300 МВт.

Оптимизация технических решений по системам безопасности ü модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов; ü проработка вариантов общестанционных систем безопасности (например: обеспечивающие системы безопасности, обслуживающие несколько энергоблоков); ü увеличение времени эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии до 72 ч; ü проработка варианта удержания расплава в корпусе реактора при тяжелых авариях за счет внутреннего и внешнего охлаждения; ü исключение избыточности в АСУ ТП.

Оптимизация параметров РУ, характеристик систем нормальной эксплуатации и модернизация оборудования РУ ü проработка варианта с повышением расчетного давления ПГ по второму контуру до 9, 5 Мпа; ü проработка варианта ПГ с экономайзерным участком; ü применение обогащенного до 42% бором– 10 раствора борной кислоты в теплоносителе первого контура (снижение химического воздействия борной кислоты на оборудование первого контура при переходе на топливный цикл в 24 месяца). ü повышение показателей использования принципа внутренней самозащищенности РУ за счет соответствующих изменений конструкции основного оборудования (увеличение объема КД, запаса воды в ПГ, применение усовершенствованной конструкции ГЦНА, применение концепции удержания расплава внутри корпуса реактора); ü применение для используемого оборудования РУ сталей, которые позволят повысить его срок службы более 60 лет; ü применение концепции обслуживания топлива при работе реактора на мощности (увеличение КИУМ и т. д. ).

Усовершенствование активной зоны Ø усовершенствование конструкции активной зоны: ü направленное на увеличение загрузки топлива на 16 – 18% (обогащение U 235 более 5%), ü увеличение высоты топливного столба на 200 – 250 мм, ü твэл без центрального отверстия; ü интенсификация внутрикассетного и межкассетного перемешивания теплоносителя, ü повышение расхода через активную зону, ü уменьшение неравномерности энерговыделений в ТВС и активной зоне в целом, в том числе, за счет увеличения радиуса расположения в ТВС поглощающих стержней ПС СУЗ; Ø изучение возможности и достижения экономического эффекта при использовании «тонких» твэлов и «керметного» топлива, применении сорбента в газовом зазоре, использовании «грязного» (регенерированного) МОХ-топлива; Ø проработка вариантов, исключающих объемное кипение в ТВС; Ø применение активной зоны, способной работать при низких концентрациях бора с осуществлением маневренных режимов без изменения концентрации бора.

Проект РУ В-407

Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-407 № 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 12 15 16 17 18 19 21 25 26 27 28 29 31 32 Параметр Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт (э) Номинальная тепловая мощность РУ, МВт Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Давление теплоносителя первого контура, МПа Давление пара в парогенераторах, МПа Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС Срок службы АЭС, лет Срок службы основного оборудования РУ, лет Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет, не менее Коэффициент использования установленной мощности, % Коэффициент полезного действия, нетто, % Продолжительность топливного цикла, лет Периодичность перегрузок, месяцев Максимальное выгорание по ТВС, МВт сут. /кг. U Продолжительность периода между ремонтами, лет Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год Запас по глушению трубок в парогенераторе, % Вероятность тяжелого повреждения активной зоны (на один реактор в год), менее Вероятность предельного аварийного выброса (на один реактор в год), менее Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час Проектное и максимально расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ) Диаметры трубопроводов первого контура, для которых применима концепция течь перед разрывом (ТПР), мм Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет Значение 645 1800 15, 7 7, 06 294, 3 322, 7 60 60 30 90 33, 3 6 12 45, 60 8 14 2 10 6 10 7 24, 72 7 и 8 760 x 70 Да

Перспективы и направления дальнейшего развития РУ средней мощности. Проект РУ В-498 üприменение имеющегося оборудования проектов В-392 М и В-491; üдвухпетлевая схема РУ; üреактор с двумя входными и двумя выходными патрубками; üреализация оптимального применения принципов резервирования, независимости и разнообразия для формирования оптимальной по составу и эффективности структуры систем безопасности; üреализация концепции удержания расплава активной зоны при тяжелых авариях внутри корпуса реактора за счет внутреннего и внешнего охлаждения.

Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-498 Наименование параметра Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт (электрических) Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Давление теплоносителя первого контура, МПа Давление пара в парогенераторах, МПа Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС Назначенный срок службы АЭС, лет Срок службы основного оборудования РУ, лет Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет Коэффициент использования установленной мощности, % Коэффициент полезного действия, нетто, % Топливный цикл, лет Периодичность перегрузок, месяцев Максимальное выгорание по ТВС, МВт·сутки/кг. U Продолжительность периода между ремонтами, лет Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год Количество неплановых остановок реактора за год, не более Запас по глушению трубок в парогенераторе, % Частота тяжелого повреждения активной зоны, 1/год, менее Частота предельного аварийного выброса, 1/год, менее Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час Значение 1) 600 15, 7 16, 2 7, 0 299, 0 325, 8 60 60 30 До 90 3) 35 4 10 12 24 До 70 4 8 16 1, 0 2 10 6 10 7 24 72

Проекты реакторных установок малой мощности. Проект РУ В-478 ü проект разрабатывается для регионов, имеющих электрические сети малой мощности; ü основное оборудование петель (ПГ, ГЦНА, ГЦТ) по конструкции, материалам, теплотехническим параметрам максимально унифицировано с аналогичным оборудованием, применяемым в проекте ВВЭР-640 (В-407); ü активная зона на базе ТВС-2; ü удержание расплава активной зоны при тяжелых авариях внутри корпуса реактора за счет охлаждения корпуса снаружи; ü локализация течи из первого контура во второй без радиоактивных выбросов в атмосферу.

Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-478 Параметр Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт Номинальная тепловая мощность реактора, МВт Давление теплоносителя первого контура, МПа Давление пара в парогенераторах, МПа Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС Срок службы АЭС, лет Срок службы основного оборудования РУ, лет Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет, не менее Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет Коэффициент использования установленной мощности, % Коэффициент полезного действия, нетто, % Продолжительность топливного цикла, лет Периодичность перегрузок, месяцев Максимальное выгорание по ТВС, МВтсутки/кг. U Продолжительность периода между ремонтами, лет Среднегодовая продолжительность плановых остановок (на перегрузку топлива, регламентные работы по обслуживанию), не более, суток за год Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год Количество неплановых остановок реактора за год, не более Запас по глушению трубок в парогенераторе, %, не менее Вероятность тяжелого повреждения активной зоны на реактор в год, менее Вероятность предельного аварийного выброса на реактор в год, менее Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час, не менее Проектное и максимально расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ) Значение 300 850 15, 7 7, 0 294 – 296 322 – 330 60 60 20 4, 5 До 90 35, 3 8 24 до 60 70 4 8 16 40 5 1, 0 2 10 6 10 7 72 6 и 7

ВВЭР со сверхкритическим давлением теплоносителя ü сохранение достигнутого уровня по надежности и безопасности эволюционных проектов ВВЭР поколения 3+; ü коэффициент полезного действия (КПД) примерно 45%; ü коэффициент воспроизводства (КВ) топлива более 0, 8; ü максимальное использование освоенной технологии ВВЭР и котлотурбинных установок со сверхкритическими и суперкритическими параметрами.

Проекты инновационных водоохлаждаемых корпусных реакторов Параметр Быстрый паро-водяной ВВЭР СКД-И, Одноконтурная РУ с энергетический реактор (1990 г. ) быстрорезонансным (БПВЭР), (1984 г. ) ВВЭР-СКД, (2007 г. ) Мощность тепловая, МВт 3450 1350 до 3830 Электрическая, МВт 1200 515 до 1700 КПД , % 35 37 42 45 Топливо UO 2 + Pu. O 2 Паро водяная смесь Вода СКД (Р=23, 5 МПа) (Р=24, 5 МПа) 365 345/ 290/540 Теплоноситель Температура теплоносителя 347/360 (вход/выход), о. С Коэффициент воспроизводства 381 378 до 1, 20 0, 78 0, 9

Вариант реактора ВВЭР-СКД с однозаходной активной зоной для одноконтурной РУ

Реакторная установка СВБР-75

Разработана в рамках программы продления срока службы блоков АЭС первого поколения с ВВЭР. Выбор номинальной мощности 75 МВт (эл. ) обусловлен необходимостью сохранения технологической схемы, возможностью полного заводского изготовления и транспортирования по железной дороге. Параметры ПГ унифицированы применительно к схемам второго контура на всех восстанавливаемых блоках. Проект РУ разработан как базовый с возможностью многоцелевой модернизации. РУ СВБР 75 имеет интегральную компоновку первого контура, включающую реактор, двенадцать парогенерирующих модулей и два циркуляционных насоса. Тип РУ СВБР 75 – двухконтурная, с жидкометаллическим теплоносителем свинец висмут в первом контуре и реактором на быстрых нейтронах.

Технические характеристики РУ СВБР-75 Мощность тепловая, МВт 265 Количество циркуляционных петель, шт. 2 Температура теплоносителя на выходе из реактора, 0 С 439 Расход теплоносителя через реактор (номинальный), м 3/ч 3492 Давление во 2 контуре, МПа 3, 24 Температура пара на выходе из ПГ, 0 С 238 Количество органов регулирования СУЗ, шт. 37 Количество ТВС, шт. 61 Кампания активной зоны, тыс. эфф. ч. 50