Росатом построит четыре новых энергоблока на АЭС в Ленинградской и Смоленской областях

• В этих конструкциях осуществлена давняя задумка о переходе на новую ступень мощности: тепловая производительность энергоблоков АЭС‑2006 превышает 3200 МВт, а электрическая составляет около 1200 МВт брутто, в зависимости от площадки. У ВВЭР-ТОИ тепловая мощность немного превышает 3300 МВт, а электрическая — 1250 МВт брутто. Прирост электрической мощности достигнут не только наращиванием тепловой, но и увеличением коэффициента полезного действия: заявленный КПД достигает 37,9% брутто.
• Срок службы незаменяемого оборудования реакторных установок В‑491, В‑392М и В‑510 увеличен до 60 лет. Это достигается, среди прочего, определенным набором мер в отношении ключевого элемента РУ, подверженного наиболее жестким воздействиям, — реактора. В частности, в сплавах корпуса и сварных швах оптимизировано содержание легирующих элементов (прежде всего никеля) и ряда примесей, уменьшающих радиационную стойкость металла, усиливающих его охрупчивание со временем (олова, меди, серы, фосфора, сурьмы, мышьяка). Для снижения воздействия потока нейтронов на стенки корпуса его внутренний диаметр увеличен у В‑491 и В‑392М на ~10 см, а у В‑510 — почти на ~40 см. Таким образом, внутренний диаметр реактора проекта ВВЭР-ТОИ увеличился примерно на полметра по сравнению с серийным ВВЭР‑1000 (до 4645 мм). При этом АЗ практически не изменилась в поперечнике, но ее высота выросла на 20 см, что способствовало увеличению загрузки урана и приросту мощности. На ту же величину подросла и выгородка. Такое изменение пропорций увеличило расстояние от АЗ до корпуса и позволило усилить железо-водный отражатель, детали которого также подверглись некоторым модификациям.
• На сохранение ключевого барьера безопасности — корпуса реактора — направлены и другие меры: при почти на 30 см большей длине корпуса новейших ВВЭР число сварных швов у В‑510 сокращено до четырех, а в перспективе — до трех (по сравнению с пятью швами у В‑320 и шестью — у первых реакторов АЭС‑2006). Сварные соединения быстрее теряют свойства от радиационного охрупчивания, в том числе из-за большего содержания примесей, поэтому сокращение их числа благотворно сказывается на надежности корпуса. А кроме того, у В‑510 изменено расположение швов по сравнению с предыдущими ВВЭР: одно из сварных соединений убрано дальше от АЗ, то есть выведено из-под перпендикулярного воздействия нейтронного потока. Все перечисленные меры обеспечивают снижение флюенса нейтронов до приемлемого уровня, что способствует увеличению в полтора раза срока службы новейших реакторов.
• К мерам по повышению надежности материала корпуса добавляются усовершенствованные методы контроля: расширенная программа образцов-свидетелей, предусматривающая их размещение в большем количестве непосредственно на корпусе реактора, что повышает достоверность оценок.
• Существенно эволюционировали СУЗ новейших реакторов. Для В‑391М и В‑491 число поглощающих сборок СУЗ возросло до 121 по сравнению с 61 в серийном ВВЭР‑1000. У ВВЭР-ТОИ число органов регулирования СУЗ сокращено до 94. При этом, в отличие от однородной конструкции прежних серийных ВВЭР, здесь применяются ПС СУЗ с разным числом поглощающих элементов (ПЭЛ): 79 сборок имеют 18 ПЭЛ, а 15 содержат 16 ПЭЛ. Последние интегрированы с частью КНИТ — гибридными устройствами внутриреакторного контроля, совмещающими ранее разделенные функции ­измерения параметров температуры и энерговыделения в АЗ.
• К новшествам в первом контуре относятся модернизированные ГЦНА увеличенной на ~5% производительности, в которых внедрены долгожданная (планировавшаяся еще для серийного ВВЭР‑1000) водяная смазка главного подшипника вала и негорючие смазки мотора; приняты меры для сохранения уплотнения вала в аварийных ситуациях с длительной (до трех суток) потерей охлаждения.
• В отношении различных элементов главного циркуляционного трубопровода новых реакторов реализована концепция «течь перед разрушением», позволяющая избежать быстрого развития аварийных процессов (таких как разрыв трубопровода диаметром 850 мм) и вовремя принять меры. Другая новация в первом контуре — усовершенствованный, по сравнению с реакторами В‑491 и В‑392М, водно-химический режим с прямым дозированием водорода.
• В компоновке реакторной установки ВВЭР-ТОИ впервые для водо-водяных энергетических реакторов российского типа предусмотрена осевая симметрия в плане, при которой ПГ размещаются в одну линию, а некоторые элементы первого контура зеркально повторяют друг друга. Такая компоновка упрощает конструкцию и обеспечивает экономию материалов и расходов на строительно-монтажные работы и обслуживание.
• В проектах ВВЭР‑1200 используются модернизированные горизонтальные ПГ, которые отличаются от базовых конструкций, применяемых в серийных ВВЭР‑1000: увеличенной на 9% производительностью; бóльшим на 20 см внутренним диаметром корпуса (до 4,2 м); увеличенными площадью теплообмена и запасами воды во втором контуре (63 тонны вместо 52 тонн, что особенно важно при некоторых нештатных ситуациях); так называемой коридорной компоновкой теплообменных труб с четырехугольной решеткой в местах заделки в коллекторы взамен применявшейся ранее плотной шахматной треугольной решетки (это облегчает циркуляцию); оптимизированными устройствами сепарации пара и более эффективными средствами продувки ПГ и удаления шлама (что препятствует коррозии). Для В‑510 применяется ПГ дополнительно увеличенного объема за счет удлинения на один метр (до 14,82 м). Из его конструкции исключен внешний коллектор пара, характерный для ПГ предыдущих ВВЭР; вместо десяти патрубков для отвода пара используется один большого диаметра. Новый П Г обладает повышенной производительностью (1652 т/ч — на 11% больше ПГ ВВЭР‑1000), он проще в обслуживании и еще эффективнее выполняет функции безопасности в аварийных условиях. Срок его службы увеличен вдвое по сравнению с ПГ ­реакторов ВВЭР‑1000 — до 60 лет.
• Безопасность в проектах АЭС‑2006 и ВВЭР-ТОИ также поднята на новый уровень. Так, к обычному для ВВЭР поколения II набору противоаварийных средств (САОЗ, САВБ, активным устройствам аварийного теплоотвода от парогенераторов, системе аварийного газоудаления и др.) добавлены системы, уже опробованные в проектах модернизированных ВВЭР‑1000. Это, например, ГЕ‑2 (у В‑392М и ВВЭР-ТОИ), СПОТ (уже в качестве стандартного решения в обеих версиях АЭС‑2006 и у ВВЭР-ТОИ), система пассивного отвода тепла из гермообъема (СПОТ ЗО в санкт-петербургской версии АЭС‑2006), устройство локализации расплава и двойной вентилируемый контейнмент (во всех трех мощнейших ВВЭР). Наконец ВВЭР-ТОИ включает систему ГЕ‑3, не имеющую аналогов в других ВВЭР; она продлевает примерно до трех суток залив АЗ борированной водой при авариях с повреждением первого контура и полной невозможности восстановить источники энергоснабжения.

http://atomicexpert.com/review_vver