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.
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.
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.
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 учетом 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.
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.
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.
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.
Разработка проекта выполняется на базе проектных материалов, разработанных для проекта АЭС-2006 с максимальным учетом 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.