Реакторы ВВЭР-440 первого поколения

В России в настоящее время действует концепция продления срока службы реакторов ВВЭР первого поколения [29], основанная на следующих положениях 1) к моменту окончания проектного срока службы должен быть проведен детерминистический и вероятностный анализ безопасности блока [c.221]

Почти все действующие энергоблоки АЭС построены и введены в эксплуатацию в период с 1971 г. по 1993 г. Из них 12 энергоблоков (первое поколение) суммарной электрической мощностью 5,8 ГВт разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности атомной энергетики. Они находятся в эксплуатации в среднем 25 лет. Для них предусмотрена программа поэтапной модернизации и замены части оборудования, выработавшего технический ресурс, с целью повышения безопасности и продления срока службы на 10 лет. Энергоблоки-второго поколения — 17 энергоблоков суммарной электрической мощностью 15,5 ГВт спроектированы и построены в соответствии с нормативными требованиями безопасности, введенными в 1982 и 1988 гг. Эти блоки находятся в эксплуатации в среднем 15 лет. В 2001 г. введен в эксплуатацию первый блок Волгодонской (Ростовской) АЭС с реактором ВВЭР-1000. В течение пяти лет предполагается ввод еще четырех энергоблоков. [c.239]

Одним из примеров таких работ является предлагаемая вниманию специалистов монография, в которой изложены методы и технологии обеспечения безопасности эксплуатация главных трубопроводов АЭС на основе концепции течь перед разрушением (ТПР). Описанные методы и технологии впервые в России (и в странах СНГ) реализованы на 4 блоках АЭС с реакторами ВВЭР-440 первого поколения (I, II блоки Кольской АЭС и III, IV блоки Нововоронежской АЭС). Указанные блоки выбраны не случайно, а в связи с тем, что они имеют наибольшие сроки наработки среди всех блоков, находящихся в эксплуатации в России. В результате применения новой технологии обеспечения безопасности эксплуатации, основанной на концепции ТПР, удалось существенно повысить надежность и безопасность эксплуатации главных трубопроводов этих реакторов, доведя их до приемлемого уровня, превышающего рекомендации МАГАТЭ. [c.3]

Реакторы ВВЭР-440 первого поколения [c.92]

За это время были выведены из эксплуатации 4 реактора первых поколений два на Чернобыльской АЭС на Украине и один ВВЭР-440 на Воронежской АЭС в России. Но одновременно был достроен реактор ВВЭР-1000 в России и вновь пущен в эксплуатацию энергоблок с ВВЭР-440 на Армянской АЭС, остановленный после землетрясения в 1988 г. [c.252]

Одобренная Правительством России в ноябре 1997 г. новая программа развития атомной энергетики предусматривает в период до 2010 г. вывод из эксплуатации трех реакторов первых поколений, завершение трех строящихся ВВЭР-1000 высокой степени готовности и сооружение 1-3 реакторов нового поколения. Важно подчеркнуть, что эта программа ориентирована также на продление эксплуатации части действующих АЭС сверх проектного срока их службы, и для обеспечения этого в России ведутся соответствующие научно-исследо-вательские работы. [c.254]

Работы по проектам АЭС с отечественными реакторами ВВЭР нового поколения начались в 1989 г в рамках государственной научно-технической программы Экологически чистая энергетика . На первом этапе реализации требований к АЭС нового поколения осуществлялась модернизация существующих проектов с активными системами безопасности в направлении упрощения конструкции, оптимизации теплотехнических параметров и повышения эффективности использования топлива, а также в направлении повышения надежности и безопасности эксплуатации станций во всех нормальных и аварийных режимах и особенно в неблагоприятных условиях запроектных аварий, связанных с потерей теплоотвода от активной зоны реактора. [c.156]

В середине 80-х годов перед нами была поставлена задача обеспечения безопасности эксплуатации на основе концепции ТПР для действующих реакторов ВВЭР-440 первого поколения. Уже в 1988 г. был завершен первый этап исследований, в рамках которого разработаны методология и методы исследований, учитывающие специфику этапа эксплуатации спроектированной без учета концепции ТПР конструкции трубопровода [9]. Была показана также принципиальная применимость концепции ТПР для ГЦТ реакторов ВВЭР-440. По результатам первого этапа были приняты принципиальные решения о направлениях реконструк- [c.10]

На III, IV блоках НВАЭС и I, II блоках КолАЭС установлены реакторы ВВЭР-440, которые можно отнести к реакторам первого поколения. Основные технические характеристики этих реакторов даны в табл. 10, а общая схема — на рис. 39. [c.92]

Испытания натурных образцов труб до разрущения осуществлялось в бронекамере 24 301 АО НПО ЦКТИ. На указанном стенде проводили испытания до разрушения моделей и натурных сосудов, в том числе натурных коллекторов реактора РБМК-1000, барабанов котлов, отработавших проектный срок службы, и других сосудов, также натурных труб реактора ВВЭР-1000 нового поколения. В настоящем разделе описаны результаты испытаний элементов трубопроводов первого контура реактора ВВЭР-440. [c.161]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...