Открыть главное меню

АЭС-2006

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 характеристикиПравить

  • 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[1].

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[2].

Особенности проектаПравить

  • 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 охрупчивания;
  • увеличен диаметр корпуса реактора и количество комплектов образцов-свидетелей, отслеживающих текущее состояние и определяющих прогнозную оценку изменений свойств металла корпуса[1][3].

Развитие проекта АЭС-2006Править

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 проектаПравить

Предыдущие проекты АЭС России и СССРПравить

Атомные станцииПравить

Построенные АЭС (частичное соответствие АЭС-91)Править

Строящиеся АЭСПравить

Планируемые АЭСПравить

ПримечанияПравить