29 березня 2018 року пройшов черговий день лекцій освітнього проекту "Весняна школа НАЕК "Енергоатом", у рамках якого Юрій Черепанов, заступник директора з нових ядерних установок - начальник управління головних фахівців ВП "Атомпроектінжиніринг" ДП "НАЕК "Енергоатом", розповів учасникам Школи про будівництво нових енергоблоків АЕС в Україні.

1. Строительство новых
энергоблоков АЭС в
Украине
Докладчик: Черепанов Ю.В
Заместитель директора по новым ядерным установкам – начальник
управления главных специалистов ОП «Атомпроектинжиниринг»

2. Необходимость создания новых энергоблоков АЭС в Украине
График продления эксплуатации двенадцати энергоблоков АЭС Украины
Начиная с 2030 по 2040 года генерация электроэнергии на АЭС Украины уменьшится с 13,8 ГВт до 3 ГВт (принимая во внимание пессимистический
сценарий) в связи с выведением из эксплуатации действующих энергоблоков.
При планировании строительства замещающих мощностей необходимо учитывать длительность цикла сооружения энергоблока АЭС, которая составляет 8-
12 лет (активная фаза строительства 6-7 лет). Следует учитывать, что при одновременном строительстве трех энергоблоков для создания 11 ГВт замещающих
мощностей будет необходимо более 20 лет.
Стоимость программы замещения при средней стоимости 5000 дол. США за кВт ∙ час. составляет 11 ГВт × 5000 $ / кВт ∙ час = 55 млрд. $, что эквивалентно
ежегодному освоению (до 2040 року) приблизительно 2,2 млрд. $ капиталовложений.
Поэтому строительство энергоблоков Хмельницкой АЭС и освоение новых площадок АЭС имеет наиважнейшее значение для сохранения атомной
энергетики в Украине и обеспечению энергетической безопасности.

3. Строительство новых энергоблоков АЭС
Распоряжением от 18 августа 2017 г. № 605-р Правительством Украины одобрена Энергетическая стратегия
Украины на период до 2035 года «Безопасность, энергоэффективность , конкурентоспособность».
Энергетическая стратегия является базовым документом государственной энергетической политики Украины.
Новой Энергетической стратегией помимо замещающих мощностей предусматривается дополнительное
размещение на территории Украины энергоблоков АЭС общей установленной мощностью 1-2 ГВт. Исходя из мировых
тенденций это должны быть энергоблоки АЭС с реакторами III-го поколения или III+. Считается, что реакторы этих
поколений являются передовыми, и имеют усовершенствованные системы безопасности. Выбор типа энергоблока АЭС будет
осуществлен на основании международного конкурса.
Проекты новых АЭС будут разрабатываться так, чтобы в полной мере было обеспечено выполнение основных
целей безопасности в соответствии с законодательством и требованиями Украины и международных стандартов по ядерной
и радиационной безопасности.
Для выбора места расположения новых АЭС в Украине был разработан Кадастр, в котором обоснован выбор 7-ми
площадок для строительства новых АЭС.
Процесс выбора новой площадки включает в себя длительную работу по согласованию с территориальными
громадами возможности дальнейших мероприятий по рассмотрению площадок для размещения новой АЭС.

4. История реализации проекта ХАЭС-3,4
 В марте 1973 г. было принято решение о строительстве Хмельницкой АЭС в составе 4-х энергоблоков общей
мощностью 4000 МВт (е);
 Начало строительства энергоблока №3 - сентябрь 1985 г., а энергоблока №4 - июнь 1986 г.;
 Строительство ХАЭС приостановлено в 1990 году, в связи с введением в Украине моратория на
строительство новых энергоблоков АЭС;
 В составе действующей ХАЭС создана и эксплуатируется инфраструктура, которая рассчитана на 4-х
блочную станцию;
 В 2005 году Правительством принято решение “Про підготовчі заходи щодо будівництва нових енергоблоків
Хмельницької АЕС” (распоряжение КМУ от 21 июля 2005 г. N 281-р) .

5. История реализации проекта ХАЭС-3,4
 В 2008 году проведен международный конкурс по выбору типа РУ для строительства энергоблоков №3,4 ХАЭС.
Конкурсной комиссией выбран проект ВВЭР-1000/В-392Б, который был представлен ЗАО «Атомстройэкспорт», ГК
“Росатом” (РФ).
 9 июня 2010 года между Кабинетом Министров Украины и Правительством Российской Федерации было
подписано Соглашение о сотрудничестве при строительстве энергоблоков № 3 и №4 Хмельницкой АЭС;
Кабинетом Министров Украины одобрено технико-экономическое обоснование (ТЭО) распоряжение от 4 июля
2012 г. № 498-р ;
принят Закон Украины от 6 сентября 2012 года № 5217-VI «Про розміщення, проектування і будівництво
енергоблоків № 3 и 4 Хмельницької АЕС».

6. Общий вид энергоблоков ХАЭС

7. План энергоблоков ХАЭС

8. Состояние существующих строительных конструкций на
площадке ХАЭС-3,4
 В 2005 году было Украиной было принято решение о продолжении сооружения этих энергоблоков.
 Для подтверждения использования существующих строительных конструкций, зданий и сооружений в 2006-2009 годах были выполнены
обследования и оценка их технического состояния.
 Вывод главной экспертной организации в области строительства был таким: подтверждена возможность обеспечения требований к проектной
долговечности и надежности эксплуатации существующих строительных конструкций с учетом проведения комплекса ремонтно-
восстановительных работ.
На момент приостановки строительства в 1990 г. выполнено :
Энергоблок №3 – 75% готовности СК Энергоблок №4 – 28% готовности СК

9. Состояние существующего оборудования предназначенного
для строительства энергоблоков ХАЭС-3,4
Проведено обследование оборудования ранее поставленного для проекта РУ В-
320.
Выполняется мониторинг и мероприятия по поддержанию состояния
строительных конструкций и оборудования.

10. 10
Оборудование, которое может быть применено для
дальнейшего использования в технологических системах
блока №3, 4

11. Состояние существующих строительных конструкций на
площадке ХАЭС-3,4
Примеры строительных конструкций созданных для строительства энергоблоков
ХАЭС-3,4.

12. Состояние дел при реализации проекта “Создание энергоблоков
№3, 4 Хмельницкой АЭС
 В 2014 году проведен анализ возможности завершения строительства энергоблоков №3, 4 Хмельницкой АЭС.
Разработано Концептуальное решение «Будівництво енергоблоків №3,4 на Хмельницькій АЕС» №КР.46.001-14,
которое утверждено ГИЯРУ, Минэнергоуголь и Минрегионстрой;
 Анализ показал, что альтернативными поставщиками реакторной технологии и оборудования РУ ВВЭР-1000
могут быть чешские компании;
 Концептуальным решением установлено обеспечение необходимого уровня безопасности энергоблоков №3,4
Хмельницкой АЭС и учтена локализация производства оборудования в Украине на уровне 70%;
 В 2014 году НАЭК «Энергоатом» и компанией Skoda JS подписан Меморандум о сотрудничестве.

13. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
Завершение сооружения АЭС с использованием строительных конструкций, которые были
построены в 1985 - 1990-х годах является распространенной практикой, в частности в странах ЕС:
• Чехия - АЭС Темелин,
• Словакия - АЭС Моховце,
• Румыния - АЭС Черновода;
• в Российской Федерации - Ростовская АЭС и Калининская АЭС,
• США - АЭС «Watts Bar» .
В настоящее время в мире идет сооружение либо находятся в эксплуатации более 10 таких энергоблоков.

14. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
Хмельницкая АЭС ,
энергоблок №2, ВВЭР-1000
Ровенская АЭС ,
энергоблок №4, ВВЭР-1000

15. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
Ростовская АЭС, блоки № 2,3,4 с ВВЭР-1000
Строительная готовность на момент принятия решения о
достройке -2006г.
После окончания строительства: энергопуск в марте
2010 г

16. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
Калининская АЭС, энергоблоки № 3,4 ВВЭР-1000
Строительная готовность после вынужденного простоя 1985-
1997 годов
После окончания строительства: ввод в эксплуатацию
в 2005 г.

17. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
АЭС «Моховце», энергоблоки №3, 4, ВВЭР-440
Общий вид АЭС на момент принятия решения о достройке в
2009г.
Монтаж корпуса реактора на блоке Моховце-3

18. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
АЭС «Темелин»,
энергоблоки №1, 2, ВВЭР-1000.
АЭС Чернавода в 2006 году.
Единственным действующим на тот
момент был 1-й блок станции (крайний
справа). 2-й энергоблок пустили в 2007
году.

19. Примеры реализации проектов
с использованием строительных конструкций
АЭС Watts Bar в штате Теннеси, США;
Два блока PWR-1200 (Westinghouse);
Начало строительства в 1972 году.
Строительство приостановлено в 1985 году.
Блок №1:
Строительство возобновлено в 1990 году;
Ввод в промышленную эксплуатацию в мае 1996 года.
Блок №2:
Строительная готовность блока оценена на 80%;
В 2007 году принято решение про достройку;
В конце 2015 года КЯР США выдано разрешение на ввод в
эксплуатацию.

20. Предпосылки для корректировки Технико-экономического
обоснования энергоблоков №3,4 ХАЕС
 Закон Украины от 16.09.2015 № 696-VIII «Про припинення дії Угоди між Кабінетом Міністрів України та Урядом
Російської Федерації про співробітництво в будівництві енергоблоків № 3 та 4 Хмельницької АЕС» ;
 Закон Украины от 16.09.2015 № 697-VIII «Про визначенням таким, що втратив чинність, Закону України «Про
розміщення, проектування та будівництво енергоблоків № 3 і 4 Хмельницької атомної електричної станції».
 Разработаны и согласованы:
o «Технічні вимоги до реакторної установки типу ВВЕР-1000 для енергоблоків №3,4 Хмельницької АЕС»,
учитывающие использование РУ ВВЭР-1000 изготовителя Skoda JS
o «Технічні вимоги до тепломеханічної частини турбінного відділення енергоблоків № 3, 4 Хмельницької
АЕС». Планируется, что Изготовителем турбогенератора выступит украинский производитель.

21. Корректировка Технико-экономического обоснования
 ТЭО строительства энергоблоков № 3, 4 ХАЭС одобрено распоряжением КМУ от 04 июля 2012 года № 498-р;
 Корректировка ТЭО выполнена в соответствии с «Порядком розробки проектної документації на будівництво об'єктів»,
утвержденного Приказом Минрегионстроя от 16.05.2011 №45;
 В соответствии с Заданием на проектирование при корректировке ТЭО учтены:
o замена поставщика реакторной установки ВВЭР-1000 (с участием компании Skoda JS a.s.);
o необходимость реализации мероприятий по повышению безопасности, предусмотренные «Комплексной программой
повышения безопасности и надежности действующих АЭС Украины» и «Дополнительными требованиями по
безопасности к проектам новых энергоблоков АЭС» (с участием ИЯИ Ржеж);
o необходимость реализации положений нормативно-правовых актов и нормативных документов измененных или
введенных в действие после одобрения ТЭО.
 Технические решения не связанные с изменениями соответствуют одобренному ТЭО по всем объектам и сооружениям
комплекса энергоблоков № 3 и 4 ХАЭС.

22. Преимущества реализации варианта сооружения
энергоблоков с привлечением чешской компании
 Преимущества реализации конфигурации энергоблоков № 3, 4 Хмельницкой АЭС предложенной в корректированном
ТЭО подтверждается следующим:
o Использованием референтного основного и вспомогательного оборудования, в том числе:
 Реакторная установка ВВЭР-1000 модернизированная с учетом опыта эксплуатации и мероприятий, которые реализованы и
планируются к реализации на действующих энергоблоках АЭС Украины, в том числе в части приведения к действующим
нормам и правилам.
 Турбинная установка типа К-1000-60/1500-2М производства ОАО «Турбоатом».
o Использование современно вспомогательного оборудования с учетом максимально возможного использования
оборудования изготавливаемого в Украине (ожидается, что уровень локализации составит около 70%).
o Предусмотренные в проекте технические решения позволяют полностью заменить номенклатуру оборудования
энергоблока российский предприятий оборудованием изготовляемым на предприятиях Чехии и Украины и отвечает
действующим правилам и стандартам по ядерной и радиационной безопасности.
o Возможность разработки всех проектных решений (в том числе по безопасности и в части необходимых анализов и
обоснований) собственными силами с привлечением чешских партнеров, включая дальнейшее сопровождение
эксплуатации и обеспечения продления проектных сроков.

23. Сводные технико-экономические показатели по проекту
строительства энергоблоков № 3, 4 Хмельницкой АЭС
Наименование параметра Единица
измерения
Значения показателей
Всего I очередь II очередь
Длительность эксплуатации лет 50 50
Основное технологическое оборудование :
• реакторная установка мощность, МВт (т) 6 264 3 132 3132
• турбинная установка, турбогенератор мощность, МВт (е)
2 178 1 089 1 089
Годовая выработка электроэнергии млн. кВт-ч
16 226,100 8 113,050 8 113,050
Годовой доход от продажи электроэнергии без НДС тыс. грн.
10 009 930,582 5 004 965,291 5 004 965,291
Годовой доход от продажи тепловой энергии без НДС тыс. грн.
103 190,700 51 595,350 51 595,350
Общая сметная стоимость строительства,
в т.ч.:
тыс. грн.
72 342 904,149 36 722 954,778 35 619 949,371
• строительных работ тыс. грн. 11 120 957,326 5 878 256,282 5 242 701,044
• оборудование тыс. грн. 46 333 749,975 23 202 535,566 23 131 214,409
• другие затраты тыс. грн. 14 888 196,848 7 642 162,93 7 246 033,918
Удельная стоимость строительства грн./кВт
38 637 39 439 37 835
Длительность строительства мес. 60 60
Срок окупаемости, рассчитанный от момента пуска
второй очереди ХАЭС
лет
12

24. Инновационные системы безопасности
реализация которых запланирована
в рамках проекта ХАЭС-3,4
В рамках реализации проекта «Сооружение энергоблоков №3, 4 Хмельницкой АЭС запланировано по
применение системы охлаждения корпуса реактора (СОКР)
Основное назначение СОКР
 Предотвращение повреждения корпуса реактора при тяжелых авариях с разрушением АЗ и
исключение выхода кориума за пределы корпуса реактора.
 Сохранение локализирующих свойств ЗО, что решающим образом влияет на минимизацию
радиационного воздействия на население и окружающую среду при авариях, включая ТА с
повреждением ЯТ.

25. Система охлаждения корпуса реактора (СОКР)
Назначение системы: Система охлаждения корпуса реактора (СОКР) предназначена для удержания расплава активной зоны в
корпусе реактора при тяжелых авариях за счет:
• обеспечения остаточного съема энергии с внешней стенки и днища корпуса реактора;
• поддержания температуры корпуса реактора ниже температуры, при которой не обеспечивается его целостность;
• снижения давления в корпусе реактора до значений, при которых обеспечивается целостность корпуса.
Задания системы: обеспечение заполнения помещения под корпусом реактора с целью охлаждения самого корпуса реактора.
Охлаждающая среда : используется теплоноситель из запасов в реакторном отделении (заполненные шахты ревизии ВКУ и БЗТ),
а также от внешних источников.
Управление и запуск: осуществляется с БЩУ (РЩУ).
Защита от ошибочного срабатывания: Для исключения срабатывания СОКР при ПА и при ЗПА без тяжелого повреждения
активной зоны предусматриваются специальные клапаны, открытие которых происходит с БЩУ (РЩУ) после формирования
сигналов, согласно которых оператор идентифицирует переход аварии в тяжелую стадию.
Внешние источники охлаждающей среды: пассивная часть системы от емкостей запаса воды и активная часть системы от
мобильных насосных установок.

26. Принцип действия системы
охлаждения корпуса реактора

27. Способ доставки охлаждающей среды
27
Для доставки среды используются воздуховоды системы
охлаждения шахты реактора TL05. Для исключения
влияния СОКР на работу вентиляционных каналов при
НУЭ РУ предусматриваются : запорная арматура,
обратные клапаны на трубопроводе между шахтой
ревизии ВКУ и БЗТ и помещением под днищем корпуса
реактора, а также арматура на самом соединении
трубопровода. Предусматривается надежное
электропитание арматуры и возможность
дистанционного управления из помещения за
пределами гермообъема.

28. Базовый запас охлаждающей воды
Начальное положение при НУЭ: функционируют шахты
ревизии ВКУ и БЗТ.
Общий объем шахт - 328 м3. Дополнительный запас
теплоносителя в емкостях на отметках 28,8 РО (помещения А-
910 / 1,2, А-913), и на отметке 45,6 (перекрытие обстройки
РО)
Шахты соединяются между собой проходным люком
диаметром 900 мм.
Шахты ревизии ВКУ и БЗТ затоплены (дренажные линии
перекрыты).
Для СОКР организовывается : соединение шахты ревизии
ВКУ и воздуховода TL-05 путем выполнения в бетоне канала и
соединительного трубопровода (канал показан условно).
Техническими средствами исключена подача воды в шахту
реактора во всех режимах кроме режимов устранения
тяжелых аварий
28

29. Контур естественной циркуляции охлаждения корпуса
реактора
Контур создается следующими элементами систем нормальной
эксплуатации и систем безопасности :
 помещением под корпусом реактора (при работе является накопителем
охлаждающей среды и обеспечивает залив корпуса снаружи до
необходимого уровня);
 «подреакторной» металлоконструкцией (при работе обеспечивает
профильный канал для движения пароводяной смеси под днищем
корпуса);
 элементами (средствами) интенсификации теплообмена между
корпусом і охлаждающей средой;
 трубопроводами технологических систем, которые обеспечивают
подачу теплоносителя из ШР ВКУ, от источников за пределами
герметичной оболочки;
 системами управления исполнительными элементами системы;
 технологическими каналами для отвода пара из кольцевого зазора
между нижней частью корпуса реактора и тепловой изоляцией.
29

30. Пассивная часть
30
Функции: пассивный источник охлаждающей среды в
течении шести часов обеспечивает возможность
подключения активной части
На крыше надстройки (на отметке +45,6 м) размещаются 9
резервуаров общим объемом 648 м3.
Дополнительно : емкости в помещениях А910 / 1,2, А913 (на
месте баков технической воды гр. «А»), общим объемом
около 300м3.
В емкостях создается избыточное давление (при помощи
сжатого азота) для преодоления сопротивлению движения
теплоносителя в трубопроводах и противодавления в
контайнмент.
Емкости теплоизолированные с электрическим подогревом.

31. Активная часть
Функции активной части : обеспечение источника воды от канала пруда-охладителя.
Предусматривается использование мобильных насосных установок (МНУ), с подачей теплоносителя в шахту реактора при
помощи насосов с дизельным приводом.
Такое решение позволяет поставлять охлаждающую среду в шахту реактора после расходования запасов теплоносителя в
пассивных стационарных источниках.
МНУ предусматривается из расчета одна на два энергоблока.
Как источник запаса воды используется существующий канал от пруда-охладителя.
31

32. Экспериментальное подтверждение
работоспособности СОКР
Вопросы обоснования возможности внешнего охлаждения корпуса с целью предотвращения разрушения корпуса при тяжелом повреждении АЗ
рассматривались в разных странах:
• Министерством энергетики США выполнены расчетные оценки удержания расплава в КР с применением водяного охлаждения наружной
поверхности КР, которые показали реальность решения проблемы;
• Расчетные оценки были подтверждены экспериментальными данными в США, и в КНР применительно к реакторам PWR мощностью 1000 МВт и
выше (AP-1000, HPR-1000 и др.).
• Переговоры, которые провел ИЯИ Ржеж с разработчиками ВВЭР-1000 (ОКБГП и РНЦКИ) и Росэнергоатомом в 2015-2016 г.г. показали, что в
настоящее время данные организации считают данное направление перспективным для реакторов большой мощности (ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, ВВЭР-
ТОИ) и высказали заинтересованность в участии по анализам и обоснованиям применительно к ВВЭР-1000, которые выполняются ИЯИ Ржеж.
• Принято решение о реализации данной системы применительно к реакторам ВВЭР-440 (АЭС Пакш, АЭС Богунице).
Основная проблема для успешной реализации СОКР – надежность и обоснованность расчетных обоснований прочности КР, в том числе в части уровня
тепловых нагрузок, их распределения по наружной поверхности корпуса, режимов теплопередачи, определения критичных зон, предотвращения кризиса
теплообмена
ИЯИ Ржеж по согласованию с органом ядерного регулирования Чешской Республики и поддержке ЧЕЗ принял решение по реализации экспериментальных
установок, моделирующих условия реактора ВВЭР-1000. При этом принято решение рассматривать сразу два варианта:
• обоснование теплоотвода от КР при «чистой поверхности»;
• обоснование теплоотвода от КР с организацией предвартельного напыления/специального покрытия для существенного повышения
теплопередающих способностей.
Принятая программа включает два основных этапа:
• проведение «малых экспериментов» на различных моделях (в части размеров, конфигурации и др.);
• проведение «большого эксперимента» с моделированием полноценного фрагмента корпуса реактора (часть днища и вертикальной стенки).
«Малые эксперименты» выполнены и показали, что обеспечивается значительный запас по критическому тепловому потоку.
32

33. Экспериментальное подтверждение
работоспособности СОКР
С целью реализации «Большого эксперимента» создан специальный стенд.
33

34. Показатели безопасности
В рамках корректировки ТЭО были использованы результаты ВАБ 1-го и ВАБ 2-го уровней для полного спектра исходных
событий при работе энергоблока №2 ХАЭС на всех уровнях мощности и для состояния остановки с учетом мероприятий КСПБ,
реализованных и запланированных к реализации до 2020 года, влияющих на результаты ВАБ (базовая модель). В результате
реализации всех указанных мероприятий для энергоблоков № 3 и 4 ХАЭС, для полного спектра влияний при всех
эксплуатационных состояниях ЧПАЗ снизилась на 84,48%, ЧПАВ снизилась на 96,46% от значений полученных в «базовой
модели» (ХАЭС 2):
• ЧПАЗ 1,89E-06 1/год;
• ЧПАВ 1,21E-07 1/год.
Прогнозные значения интегральных ЧПАЗ и ЧПАВ для полного спектра исходных событий для всех регламентных состояниях
РУ энергоблоков № 3 и 4 ХАЭС удовлетворяют критериям безопасности для новых строящихся на Украине энергоблоков АЭС,
определенных в ОПБУ. Учитывая, что для энергоблоков №№3 и 4 предусматривается использование оборудования с лучшими
характеристиками по надежности, а также квалифицированного на условия работы при авариях, ожидается, что показатели ЧПАЗ
и ЧПАВ будут лучше.
34
ОПБУ (требуемые) ТЭО 2016
(расчетные для ХАЭС-3,4)
ЧПАЗ, 1/год 1Е-05 1,89E-06
ЧПАВ, 1/год 1Е-06 1,21E-07

35. Выводы относительно строительства
энергоблоков №3,4 ХАЭС
 Реализация проекта “Строительство энергоблоков №3,4 Хмельницкой АЭС” в соответствии с ТЭО позволит решить
следующие вопросы:
o повысить энергетическую безопасность Украины;
o обеспечить энергетический баланс Украины в 2025-2035 годах в условиях сокращения тепловой генерации и
возможного снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС;
o способствовать решению социально-демографических проблем региона путем создания дополнительных рабочих мест
при строительстве, монтаже и эксплуатации;
o уменьшить выбросы в атмосферу вредных и парниковых газов;
o генерировать значительные поступления в бюджет в периоды строительства и эксплуатации энергоблоков.
 Расширение Хмельницкой АЭС будет способствовать развитию современных наукоемких ядерных и смежных неядерных
технологий. Выполнение заказов для атомной станции позволит поднять технический, технологический уровень
промышленных предприятий и повысить квалификацию кадров.
 При реализации проекта “Строительство энергоблоков № 3, 4 Хмельницкой АЭС” обеспечиваются показатели финансово-
коммерческой эффективности.

36. Другие технологии рассматриваемые в качестве
применимых для создания новых энергоблоков АЭС в
Украине
В настоящее время ГП «НАЭК «Энергоатом» ведет активную деятельность в части выбора новых технологий для строительства
энергоблоков АЭС в Украине. В качестве наиболее перспективных в техническом и финансовом планах сегодня являются:
 Модульные реакторы малой мощности:
o На сегодня технология малых модульных реакторов признана одним из наиболее перспективных направлений в
строительстве АЭС. Общемировой рынок ММР после 2025 года оценивается примерно в $1 трлн. Десять ведущих стран
мира разрабатывают более пятидесяти проектов ММР. Рассматриваются модульные реакторы малой мощности SMR-160
производства компании Holtec (США).
 Сооружение реакторов большой мощности по китайскому проекту Hualong One (HPR-1000)
К основным проектным особенностям реактора Hualong One относятся:
o зрелость проекта, основанного на проверенных технологиях легководных реакторов поколения ІІІ;
o сочетание активных и пассивных систем безопасности;
o одноблочная компоновка АЭС;
o двойная гермооболочка.

37. Общие сведения и технические характеристики модульных
реакторах малой мощности SMR-160 от Holtec
Проект модульного водоохлаждаемого реактора малой мощности
SMR-160 мощностью 160 МВт(эл) разработан компанией SMR LLC,
которая является дочерним предприятием Holtec International, в
сотрудничестве с URS Nuclear.
В разработке SMR-160 также приняли участие AREVA и Shaw Group
Inc. По оценке Holtec, первый энергоблок с реактором SMR-160
может быть построен примерно за 3 года на площадке ядерного
центра в Саванна-Ривер (Южная Каролина). Соответствующий
меморандум о взаимопонимании был подписан между Holtec и
министерством энергетики США в марте 2012 г.
Тип реактора реактор с водой под давлением
Электрическая мощность 160 МВт
Тепловая мощность 525 МВт
Прогнозируемый КИУМ >98%
Проектный срок эксплуатации 80 лет
Площадь АЭС 20, 500 м2
Теплоноситель/замедлитель легкая вода
Циркуляция в І контуре естественная
Давление в системе 15.5 МПа
Температура на входе/выходе из АЗ 196/316°С
Высота корпуса реактора 15 м
Диаметр корпуса реактора 2.7 м
Масса корпуса реактора или модуля 200 тонн
Конфигурация системы охлаждения реактора интегрального типа
Тип топлива/конфигурация ТВС
таблетки из UO2/квадратная
ТВС
Рабочая длинна ТВС 3.7 м
Обогащение топлива <4.95%
Глубина выгорания топлива
45 ГВт в сутки на тонну
(исходный проект)
Продолжительность топливной кампании 24 месяца
Возможность теплофикации присутствует
Инженерные системы безопасности пассивные
Кол-во каналов безопасности 2

38. Преимущества энергоблоков с SMR-160
Основными преимуществами РУ SMR-160 являются:
o упрощенный проект и компактность;
o внутренне присущая безопасность;
o повышенная физическая защита;
o простота и надежность в эксплуатации;
o различное применение;
o сжатые сроки строительства;
o конкурентная экономика.
За счет применения воздушных систем
охлаждения реактор может быть построен в
регионах с дефицитом воды. Для
размещения АЭС с реактором SMR-160
потребуется менее 4,5 акров земли.
Инновации SMR-160 включают:
• Активная зона расположена глубоко под землей;
• Система пассивного охлаждения контаймента
включает затухающий отвод тепла от бассейна
выдержки и активной зоны при ненормальных
состояниях, включая полное обесточение;
• Пуск АЭС может происходить без подачи
электроэнергии из-за пределов площадки (т.e.,
способность “Темного пуска”);
• Большие запасы воды имеющиеся в АЗ делают
сценарий обезвоживания АЗ невероятным.
• Легкий доступ к критическим компонентам для
штатных осмотров и испытаний в соответствии со
стандартами.
• Отсутствие проходок в нижней части корпуса
реактора исключает возможность аварийного слива
воды из реактора
• Отсутствие в системе борной кислоты помогает
станции увеличить срок службы АЭС, который
установлен на уровне 80 лет.
• Пристанционное подземное хранение ОЯТ в
многоцелевых контейнерах.

39. Технология модульных реакторов малой мощности
рассматриваемые в качестве перспективных для создания
новых энергоблоков АЭС в Украине
Основные элементы РУ SMR-160 расположены внутри
вертикального цилиндрического контайнмента диаметром 14–16
метров и высотой 60 метров. Больше половины защитной
оболочки, включая расположенную внутри нее глубокую (свыше 25
метров) шахту реактора и бассейн выдержки, размещено ниже
уровня земли. АкЗ реактора размещена на дне защитной оболочки
реактора, обеспечивая тем самым защиту от несанкционированного
проникновения. Верхняя часть оболочки закрыта внешним
железобетонным контайнментом. Защитная оболочка реактора
расположена на одной фундаментной плите со зданиями
обстройки. Благодаря этому удалось упростить и уменьшить
стоимость и сроки сооружения энергоблока с РУ SMR-160.
Парогенератор, пароперегреватель и компенсатор давления
образуют отдельный модуль, соединенный с реактором коротким
трубопроводом. Такая компоновка упрощает доступ к АкЗ для
перегрузки. Кроме того, оба модуля расположены на значительно
различающихся уровнях, что способствует конвекции. Система
охлаждения реактора и теплосъем с контайнмента – полностью
пассивные во всех режимах работы.

40. 40
Характеристики та статистика енергоблоку
HPR-1000
Реактор Hualong One или HPR-1000 – Начиная с 2011 г. китайские корпорации CNNC и CGN
пытаются решить вопрос «слияния» двух конструкций ACP1000 и ACPR1000 в проект
АСС1000 или как его еще называют Hualong One (HPR1000).
Оба проекта РУ – ACP1000 компании CNNC и ACPR1000 компании CGN – представляют
собой легководный трехпетлевой реактор поколения III+ разработанные на основе
французской реакторной технологии. При этом активные зоны реакторов сильно
отличаются: ACP1000 имеет 177 сборок (ТВС) длиной 3,66 м, ACPR1000 имеет 157 сборок
длиной 4,3 м.
Тепловая мощность, МВт 3050
Электрическая мощность, МВт ≥1150
Рабочее давление, МПа 15,5
Топливо CF3
Кол-во ТВС в а.з. 177
Длина ТВС, м 3,66
Обогащение, % 4,45
Средняя глубина выгорания, МВт∙сут/т U 45 000
Длительность топливной кампании, месяцы 18
Температура теплоносителя на входе , °C 291,5
Температура теплоносителя на выходе, °C 328,5
Средняя температура по а.з., °C 310
Проектный срок службы, лет 60
Вероятность повреждения а.з. (CDF), реактор/год 1 ∙ 10-6
Частота раннего выброса радиоактивных веществ
(LERF), реактор/год
1 ∙ 10-7
Максимальное расчетное землетрясение, g ≤ 0,3
Коэффициент готовности, % ≥ 90
Средний КИУМ, % 90
Доза облучения персонала, чел-Зв/реактор в год <1
Способность к маневрированию есть
Период автономной работы без внешних
источников электропитания, час
72
Период невмешательства оператора, мин 30

41. 41
Внешний вид оборудования энергоблока
HPR-1000

42. Особенности и системы безопасности применяемые для
реакторных установок Hualong One
В проекте применяется двойная гермооболочка (свободный объем ~ 87000 м3) способная выдержать
падение тяжёлого пассажирского авиалайнера. Внутренняя оболочка представляет собой предварительно
напряженный железобетон с герметичной стальной внутренней облицовкой. Внешняя оболочка –
железобетонная конструкция. Пространство между оболочками используется для поддержания
отрицательного давления, а также сбора и фильтрации протечек.
В проекте применена концепция безопасности «течь перед разрушением» (leak before break, LBB) и
три полностью независимых канала безопасности со 100% резервированием.
На случай тяжёлых аварий проектом предусмотрено сочетание активных и пассивных систем для
выполнения следующих функций безопасности:
• аварийное охлаждение активной зоны;
• отвод остаточного тепловыделения от активной зоны;
• затопление и охлаждение шахты реактора (удержание расправа внутри КР аналогично с ранее
представленной системой СОКР);
• отвод тепла от гермооболочки.

43. Планы по строительству реакторов Hualong One
Реакторы Hualong One будут установлены на э/б №3 и 4 АЭС Фанчэнган (CGN) и э/б
№5 и 6 АЭС Фуцин (CNNC). В 2016 г. Корпорации CGN и CNNC объявили о планах
построить еще четыре энергоблока с Hualong One. CGN планирует установить реактор
Hualong One на э/б №5 и 6 АЭС Ниндэ;
CNNC намерена установить Hualong One на первые два блока АЭС Чжанчжоу.
В настоящее время CNNC ведет строительство реакторов Hualong One (ACP1000) на
э/б№ 2 и 3 АЭС Карачи в Пакистане. Также CNNC планирует участвовать в строительстве
АЭС с реактором Hualong One в Великобритании, Пакистане, Судане, Саудовской Аравии и
Аргентине.