При выборе технических решений в проектах АЭС нового поколения предпочтение отдано процессам и конструкциям, которые хорошо изучены и не вызывают сомнений, а новые решения дают возможность обеспечить качественный переход на новый повышенный уровень безопасности при эксплуатации АЭС и при преодолении аварийных ситуаций на АЭС.
В рамках государственной программы “Экологически чистая энергетика” разработаны проекты АЭС-92 (с реакторной установкой ВВЭР-1000 типа В-392); АЭС-91 (с реакторной установкой ВВЭР-1000 типа В-428); АЭС ВВЭР-640.
В этих проектах, которые базируются на опыте строительства и эксплуатации 18 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000, учтены самые последние требования норм безопасности, действующих в России, и решаются следующие основные задачи:
- повышение уровня безопасности за счет максимального использования положительного опыта создания и эксплуатации блоков с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000;
- внедрение усовершенствованной системы безопасности, обеспечивающей разнопринципное (пассивное и активное) выполнение функций безопасности, что позволяет в 500-1000 раз снизить вероятность тяжелого повреждения активной зоны реактора и снизить в 5-7 раз чувствительность АЭС к ошибкам персонала;
- обеспечение останова, расхолаживания и длительного отвода остаточного тепла с помощью пассивных систем, не требующих для работы вмешательства оператора и подачи энергии извне;
- использование двойной защитной оболочки и ряд других технических решений, направленных на достижение более высоких показателей по безопасности АЭС.
- увеличение эффективности органов аварийной защиты реактора, позволяющей поддерживать реактор в подкритическом состоянии при расхолаживании до температуры 100-120° С без ввода борного раствора;
- улучшение нейтронно-физических характеристик активной зоны;
- реализация комплекса современных систем диагностики состояния оборудования;
- применение четырехканальной структуры систем безопасности;
- решение вопросов повышения сейсмостойкости;
- рассмотрение и учет тяжелых аварий реактора и предполагаемых переходных процессов без быстрого останова реактора;
- применение системы сброса давления из защитной оболочки и очистки этого выброса;
- увеличение расчетного срока эксплуатации (проектный ресурс) основного оборудования реакторной установки и АЭС с 30 до 40 лет, а также запланирован ряд других технических решений, направленных на повышение безопасности энергоблоков при эксплуатации. (В. Черкасов – wdcb.ru) (Продолжение)