Interested Article - АЭС-2006

ashanti
  • 2020-01-17
  • 1

АЭС-2006 — проект российской атомной станции нового поколения «3+» с улучшенными технико-экономическими показателями.

Проект разработан в соответствии с Федеральной целевой программой развития атомной энергетики. Цель проекта — достижение современных показателей безопасности и надёжности при оптимизированных капитальных вложениях на сооружение станции.

Технические характеристики

  • Реактор ВВЭР-1200 — на тепловых нейтронах, тепловая мощность 3200 МВт, теплоноситель — вода с борной кислотой под давлением 16,2 МПа.
  • Четыре горизонтальных парогенератора второго контура ПГВ-1000МКП, каждый генерирует (1602+112) т/ч сухого насыщенного пара с давлением 7,0 МПа.
  • Турбина с начальным давлением 6,8 МПа содержит цилиндр высокого давления и четыре цилиндра низкого давления (2ЦНД+ЦВД+2ЦНД). Номинальная электрическая мощность блока 1198,8 МВт.
  • Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ): 92 %.
  • Длительность периода между перегрузками топлива: до 24 месяцев.
  • Срок службы незаменяемых элементов: не менее 60 лет .

При единстве целевых показателей, определённых техническим заданием на проект АЭС-2006, проектные решения, принимаемые обоими генеральными проектировщиками (московским ОАО «Атомэнергопроект» и ОАО "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «Атомэнергопроект»), несколько отличаются, что обусловлено традициями и опытом каждого из институтов. Конкурентный подход при разработке проектов позволит в дальнейшем принять оптимальное решение при развороте серийного строительства АЭС в соответствии с принятой Федеральной целевой программой .

Особенности проекта

  • использование дополнительных пассивных систем безопасности в сочетании с активными традиционными системами.
  • защита от землетрясения, цунами, урагана, падения самолета.
  • двойная защитная оболочка реакторного зала ( гермообъём );
  • «ловушка» расплава активной зоны, расположенная под корпусом реактора;
  • пассивная система отвода остаточного тепла;
  • увеличение срока службы энергоблока до 60 лет;
  • увеличение срока службы ядерного реактора за счёт ужесточения требований к химическому составу стали с целью понижения критической температуры ;
  • увеличен диаметр корпуса реактора и количество комплектов образцов-свидетелей, отслеживающих текущее состояние и определяющих прогнозную оценку изменений свойств металла корпуса .

Развитие проекта АЭС-2006

Проект « ВВЭР-ТОИ » — следующий шаг в развитии проекта АЭС-2006. Планируемое развитие атомной энергетики в России в ближайшей перспективе будет осуществляться, прежде всего, на основе проекта « ВВЭР-ТОИ » (типовой оптимизированный информатизированный).

Разработка проекта выполняется на базе проектных материалов, разработанных для проекта АЭС-2006 с максимальным учётом опыта, полученного отраслевыми организациями при разработке последних проектов АЭС , основанных на технологии ВВЭР ( Нововоронежская АЭС-2 ). В проекте « ВВЭР-ТОИ » в полном объеме будут практически применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.

Участники проекта

Предыдущие проекты АЭС России и СССР

Атомные станции

Построенные АЭС (частичное соответствие АЭС-91)

Построенные АЭС-2006

Строящиеся АЭС

Планируемые АЭС

Примечания

  1. ↑ (pdf). Атомэнергопроект (2013). Дата обращения: 21 июля 2015. Архивировано из 1 июля 2015 года.
  2. . НИАЭП. Дата обращения: 26 февраля 2010. 11 января 2010 года.
  3. . Дата обращения: 26 февраля 2010. Архивировано из 1 марта 2009 года.
Источник —

ashanti
  • 2020-01-17
  • 1
  • Tags:

Same as АЭС-2006

The title for the last searches