Проекты, включающие в себя ректор типа ввэр8

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)⁹ на АЭС¹⁰ в реакторе использует воду под давлением¹¹. Эти реакторы являются самыми безопасными и надежными в мире. Эффективность реакторов ВВЭР⁹ была доказана за 40 лет безаварийной эксплуатации. Они схожи с западными реакторами PWR-типа.¹²

АЭС¹⁰ с ВВЭР⁹ , ранее построенные по проекту ОАО АТОМПРОЕКТ¹ в Европе («Дукованы» АЭС в Чехии, «Богунице» и «Моховце» АЭС в Словакии, «Ловиса» АЭС в Финляндии) эффективно работают в настоящее время.

После катастрофы на Фукусиме, указанные АЭС успешно прошли испытания на надежность при запроектных авариях. Специалисты компании разработали проектную и рабочую документацию для Тяньваньской АЭС Фазы I (Китай), введенной в эксплуатацию в 2007 году, и для турбинного острова Бушерской АЭС (Иран), введенной в эксплуатацию в 2011 году.

Примечания:

1 – название компании JSC ATOMPROEKT¹ осуществляется с помощью вкрапления. Полное название Joint-stock company ATOMPROEKT переводится дословно «ОАО АТОМПРОЕКТ».

2 – название проекта Virtual Nuclear Power Plant Unit осуществляется с помощью вкрапления. Переводится дословно как «Виртуальный блок атомной электростанции».

3 –словосочетания hardware and software complex переводится как устойчивое словосочетание аппаратно-программный комплекс.

4 – словосочетания virtual power units переводится в данном контексте как словосочетание виртуальные энергоблоки.

5 – словосочетания of all nuclear power plant переводится в данном контексте как словосочетание всего оборудования атомной электростанции.

6 – словосочетания NPP’s systems and equipment переводится в данном контексте как словосочетание систем и оборудования АЭС.

7 – словосочетания mathematic models переводится как устойчивое словосочетание математических моделей.

AES-91 DESIGN

The reactor plant as a part of the nuclear power plant is intended for producing electrical energy both in basic and maneuvering mode. The reactor plant includes following main equipment and systems – pressurized water vessel reactor with thermal power of 3000 MW with heat exchanger pressure of 15.7 MPa, the water with boric acid is the heat exchanger and the moderator in the reactor. Acid concentration varies while in operation. Slightly enriched Uranium dioxide serves as a fuel; – four horizontal steam generators PGV-1000M type with widely spaced corridor arrangement of pipe matrices. Each steam generator produces 1470 t/h of dry saturated steam with 6.27 MPa pressure; - four reactor coolant pump sets of GTsNA-1391 type; - main circulation pipeline Du-850; - pressure compensation system; - equipment of reactor concrete vault; - safety systems. The secondary circuit is not radioactive and includes steam generating portion of the steam generators, main steam pipelines, one turboset, their auxiliary equipment and service systems, equipment for deaeration, heating and supply of feed water to the steam generators.

The Arrangement of each Power Unit is performed according to the principle of maximum possible blocking of buildings and constructions with territorial separation of the supervised area building from the free access area buildings.

The NPP is designed to withstand the following external hazards: aircraft engine drop (200 kg / 50 m/s) and other missiles (1.8 t / 31.5 m/s).

Principal process equipment used in the design has a long-term positive operational back-ground at the domestic NPPs and NPPs constructed as per Russian designs.

Safety assurance in the TNPS design is based on defense in depth principle. The design may be licensed because of the following;

• the design is based on the safety criteria contained in the valid Russian norms and regulations with consideration of the IAEA recommendations;

• the design concept is founded on the use of the mastered technology of proposed equipment, the prototype availability, construction and production experience of domestic and foreign power units;

• the design concept is based on the use of well-es­tablished and approved in the nuclear power industry engineering solutions.

Перевод

АЭС-91

Реакторная установка в составе атомной станции предназначена для производства электрической энергии, как в основном, так и в маневренном режиме. Реакторная установка включает в себя следующие основные системы и оборудование:

– реактор с водой под давлением с тепловой мощность 3000 МВт, теплообменник с давлением 15,7 МПа, вода с борной кислотой как теплообменник и регулятор реактора. Концентрация кислоты изменяется во время работы. Топливом служит слабообогащённый диоксид урана – четыре горизонтальных парогенераторов типа ПГВ-1000М расположенные трубной матрицей с широко расставленными коридорами. Каждый парогенератор производит 1470 т / ч сухого насыщенного пара с давлением 6.27 Мпа.

- четыре циркуляционных насоса типа ГЦНА-1391

- главный циркуляционный трубопроводы Ду-850

- система компенсации давления

- оборудование бетонной шахты реактора

- системы безопасности.

Второй контур - не радиоактивный и состоит из паропроизводительной части парогенераторов, главных паропроводов, одного турбоагрегата, вспомогательного оборудования и обслуживающих систем, оборудования деаэрации, подогрева и подачи питательной воды в парогенераторы.

Компоновка каждого энергоблока АЭС выполнена по принципу максимального блокирования основных зданий и сооружений с сохранением территориального разделения зданий с зоной контролируемого доступа и зданий свободного доступа.

Проект АЭС выполнен с учетом следующих экстремальных внешних нагрузок: падения самолета (200 кг/ 50 м/с) и прочих реактивных снарядов (1.8 т/ 31.5 м/с).

Основные технологическое оборудование, примененное в проекте, имеет многолетний положительный опыт эксплуатации на отечественных АЭС и АЭС построенных по российским проектам.

Обеспечение безопасности при проектировании основано на принципе глубокоэшелонированной защиты. Проект может быть лицензирован по следующим причинам:

• Проект основан на критериях безопасности, содержащихся в нормативной российской документации, и правилах с учетом рекомендаций МАГАТЭ;

• Концепция проекта основана на использовании освоенной технологии предлагаемого оборудования, наличии прототипов, опыте сооружения и эксплуатации отечественных и зарубежных энергоблоков;

• Концепция проекта базируется на применении общепринятых и одобренных в ядерной энергетике технических решений.

AES-2006 DESIGN

The AES-2006 design is an evolutionary development of the NPPs designs with WWER-type reactors. It was initially based on the AES-91 design implemented at two units of the Tianwan NPP in China using a number of technologies (passive systems of heat removal from the steam generators and reactor containment) that had been validated in the course of WWER-640 design development.

The architecture of the safety systems designed by JSC ATOMPROEKT bases on evolutionary principles which means that is factors in the proven and reasonable solutions, thus reducing risks during units licensing.

The said units are designed and constructed in line with the Russian regulatory framework. In addition, the design complies with the IAEA and EUR recommendations and meets the post-Fukushima requirements

The AES-2006/E design factors in the EUR and WENRA requirements to NPP safety, including those related to protection against heavy aircraft crash and increased seismic load at the NPP site. The design leans heavily on the functional redundancy principle; it complies with the European regulatory framework

The power unit has a double-loop thermal circuit.

The V-491 reactor plant comprises the following major equipment and systems:

• Pressurized water vessel reactor with thermal power of 3200, MW with heat exchanger pressure of 16.2 MPa. The heat exchanger and the moder­ator in the reactor is water with boric acid. Acid concentration varies while in operation. Slightly enriched uranium dioxide is used as a reactor core fuel;

• Four PGV-1000MKP type horizontal steam generators with widely spaced corridor arrangement of pipe matrices. Each steam generator produces (1602+112) t/h of dry saturated steam with pres­sure of 7.0 MPa;

• Four GTsNA-1391 type reactor coolant pump sets;

• Main circulation pipelines Du-850;

• Pressure compensation system;

• Equipment of reactor concrete vault

To design the safety systems for the AES-2006 1WWER­12001 design. The following principles were applied:

• The defense-in-depth concept. A system of bar­riers is used to prevent the release of radioactive material into the environment.

• Deterministic principles. Redundancy, diversity and segregation.

• Compliance with the target probability criteria, as well as with radiation safety criteria. The target probability criteria are set at the statutory level.

The secondary circuit is not radioactive. It consists c the steam-generating part of the steam generators main steam pipelines, a turbine plant, auxiliary and service systems, equipment for deaeration and feet ter heating and supply to steam generators. The typ turbine plant is defined in the design depending on customer's requirements.

As part of the NPP power unit, the reactor may operate both in basic and maneuvering mode

A remarkable achievement of the Company in terms of safety systems designing for modern NPPs was introducing the so-called core catcher (a passive safety device for the containment of molten core material). In the event of a beyond — design — basis (severe) accident, the main tasks of the device are as follows:

• Receive and retaining molten core material escap­ing from the reactor;

• Prevent the spread of the molten core material beyond the containment area;

• Ensure subcriticality of the molten core in the concrete vault;

• Ensure sustained cooling of the molten core ma­terial;

• Minimize the release of radioactive substances into the containment,

• Ensure minimum release of hydrogen.

In addition, the core catcher itself has self-contained energy-independent cooling mechanism regulated by passive safety systems.

First reactors to be equipped with core-catchers were two of Tianwan NPP units in China commissioned in 2007.

The following facilities are under construction to the AES – 2006 design:

• The Leningrad Nuclear Power Plant II (Power Units 1 to 4, Leningrad Region, Russia). Power Unit 1 start-up is scheduled for 2015;

• The Baltic Nuclear Power Plant (Power Units 1 and 2, Kaliningrad Region, Russia);

• The Belarusian Nuclear Power Plant (Power Units 1 and 2, the Republic of Belarus). Power Units 1and 2 are scheduled to be commissioned in 2018 and 2020, respectively.

The priority design works are underway for Hanhikivi-1 NPP in Finland (the NPP-2006/E modification).

Currently, the Rosatom State Corporation is in contract negotiation over the implementation of NPP-2006 de­sign for further construction of the Paks NPP in Hungary and the Ninh Thuan NPP in Vietnam.