VVER 1000/V392 - Atomenergoprojekt

Jadrový zdroj VVER 1000/V392 bol vypracovaný zo základného projektu JE-92. V projekte sú zakomponované skúsenosti s prevádzky viac ako 300 reaktor-rokov VVER 1000, požiadavky na zabezpečenie jadrovej a radiačnej bezpečnosti vychádzajúce zo súčasných predpisov a riešenia pre zvýšenie ekonomiky prevádzky JE. Projekt bol vypracovaný ruskými organizáciami SPB AEP (Atomenergoprojekt), OKB Gidpropress a RNC Kurčatovský inštitút.

Primárny okruh pozostáva z reaktora, 4 cirkulačných chladiacich slučiek (PG, 4 HCČ) a kompenzátora objemu. Zariadenia primárneho okruhu majú projektovanú životnosť 60 rokov.
Tlaková nádoba reaktora má vnútorný priemer 4,136 m a výšku 10,885 m, je vyrobená z prstencov bez pozdĺžnych zvarov. Hrúbka steny valcovej časti je 200 mm. Základný materiál je 15Kh2NMFA, vnútorná výstielka nádoby je z nerezovej ocele.
Parogenerátor je horizontálneho typu, obsahuje 10.798 teplovýmenných rúrok priemeru 16 mm, hrúbka steny rúrky 1,5 mm. Celková teplovýmenná plocha je 6.100 m2.
Hlavné cirkulačné čerpadlo je vertikálne, jednostupňové, odstredivé, upchávkové, nom. prietok 5,97 m3/s. Upchávkový systém čerpadla si zachová tesnosť aj počas úplnej strate el. napájania, pri 24 hodinového výpadku tesniacej a chladiacej vody.

Detailné usporiadanie sekundárneho okruhu je upravované podľa špecifických podmienok daného projektu. Para z VT dielu turbíny postupuje cez. separátory-prehrievače do NT dielov. Hlavný kondenzát je z kondenzátora turbíny podávaný kondenzátnymi čerpadlami do odplyňovačov napájacích nádrží cez kondenzátor komínkových pár, filtračnú stanicu a NT regeneráciu. Z napájacích nádrží je voda podávaná napájacími čerpadlami do parogenerátorov cez VT regeneráciu.
Odseparovaný kondenzát zo separátora a kondenzát vykurovacej pary z prehrievača a z VT regenerácie, NT regenerácie je kaskádovaný do trasy základného kondenzátu tak, aby teplo obsiahnuté v kondenzáte bolo využité čo najekonomickejšie.

Bezpečnostné systémy JE sú riešené ako 4 redundantné, pre zvládnutie projektovej havárie postačuje redundancia. Riešenie spĺňa požiadavky na zvládnutie kritéria jednoduchej poruchy pri uvažovaní vyradenia jednej redundancie iniciačnou udalosťou a vyradenia jednej redundancie údržbou.
Bezpečnostné systémy pozostávajú zo systémov:
- systému havarijného chladenia aktívnej zóny,
- pasívneho systému odvodu zbytkového tepla,
- aktívneho systému odvodu zbytkového tepla,
- systému rýchleho zabórovania,
- ochranného systému primárneho okruhu proti pretlakovaniu,
- ochranného systému sekundárneho okruhu proti pretlakovaniu,
- systému rýchločinných ventilov na parných potrubiach.

Systému havarijného chladenia aktívnej zóny obsahuje:
- hydroakumulátory (HA) s pretlakom dusíka (1. stupeň HA),
- pasívny systém zalievania aktívnej zóny (2. stupeň HA),
- aktívny systém ECCS s vysokotlakovými doplňovacími čerpadlami.
Pri havárii je aktívna zóna reaktora najskôr chladená HA 1. stupňa, po ich vyprázdnení preberie chladenie aktívnej zóny aktívny systém s vysokotlakovými doplňovacími čerpadlami. Pasívny systém zalievania aktívnej zóny (2. stupeň HA, v ktorých je atmosferický tlak) zalieva a chladí aktívnu zónu v poslednom stupni. Voda z HA vyteká iba pod hydrostatickým tlakom, postačuje na zalievanie a chladenie aktívnej zóny najmenej počas 24 hodín.
Aktívny systém obsahuje vysokotlakové čerpadlá, injektory, chladiče a spojovacie potrubia s armatúrami.
Pasívny systém odvodu zbytkového tepla obsahuje 4 vzduchom chladené chladiče, každý prepojený k sekundárnej strane jedného PG a spojovacie potrubie. Chladiče sú umiestnené mimo kontajnmentu. Para z PG kondenzuje v chladičoch a prirodzenou cirkuláciou sa kondenzát vracia do PG.
Aktívny systém odvodu zbytkového tepla cez sekundárny okruh pozostáva zo 4 uzatvorených slučiek, každá pripojená k jednému PG. Počas normálnej prevádzky je systém využívaný na chladenie odkalov PG.
Systém rýchleho zabórovania je navrhnutý ako záložný systém automatického odstavenia reaktora. Pozostáva zo 4 slučiek zapojených v obtoku hlavného cirkulačného čerpadla. Každá slučka obsahuje hydroakumulátor, v ktorom je roztok kyseliny boritej o vysokej koncentrácii, potrubia a rýchločinné armatúry, ktoré sa otvárajú od signálu automatického odstavenia reaktora.
Ochranný systém primárneho okruhu proti pretlakovaniu pozostáva z 3 poistných ventilov, potrubí a barbotážnej nádrže. Systém je navrhnutý aj na prúdenie parovodnej zmesi.
Ochranný systém sekundárneho okruhu proti pretlakovaniu pozostáva z rýchlobežných prepúšťacích ventilov a poistných ventilov.
Rýchločinné oddeľovacie ventily na parovodoch sú automaticky uzatvárané pri stúpnutí hladiny v PG, pri zvýšení aktivity v PG a pri signáli roztrhnutie parovodov.
Rovnako 4-redundantne je riešený aj ochranný systém (RPS - Reactor Protection System), výkonný systém zabezpečenia bezpečnosti (ESFAS), elektrické napájanie bezpečnostných systémov včítane zdrojov striedavého a jednosmerného napájania.
Redundancie bezpečnostných systémov sú fyzicky a funkčne oddelené tak aby nemohla vzniknúť porucha spoločnej príčiny. Systémy sú odolné voči externým rizikám ako je zemetrasenie, záplavy, požiare. Kontajnment je odolný voči hurikánom, tornádam, vonkajším tlakovým vlnám a pádu lietadla.
JE VVER 1 000/V392 spĺňa pravdepodobnostný cieľ projektu t.j. pre vnútorné udalosti počas výkonovej prevádzky je frekvencia tavenia aktívnej zóny 2,6.10^-8 za rok, pre vnútorné udalosti počas odstávky je frekvencia tavenia aktívnej zóny 2,2.10^-8 za rok a celková pravdepodobnosť frekvencie tavenia aktívnej zóny je 5,4.10^-8 za rok.

Licencia
Plnenie požiadaviek bolo posúdené západnými organizáciami v rámci medzinárodného projektu „Previerka JE92/Analytická správa o zhode s EUR". Projekt VVER 1000/V392 je v súčasnosti realizovaný v Rusku - JE Novovoronež 2, v Indii - JE Kudankulam a v Bulharsku - JE Belene.

Základné technické údaje zdroja VVER 1000