Полномасштабные строительные работы начались на площадке строительства Курской АЭС-2 после получения разрешения на сооружение от «Росатома». Об этом в среду сообщает управление общественных связей станции. Курская АЭС-2 должна заместить мощности старых энергоблоков КуАЭС. «На площадке Курской АЭС-2 начались полномасштабные строительные работы, что стало возможным после получения разрешения на сооружение от государственной корпорации „Росатом“, — сообщили в управлении. — В 2016 году объем инвестиций составит около 10 млрд рублей. Для сравнения: в 2015 году в период подготовительных работ — 2,8 млрд рублей».

Курская АЭС-2 должна заместить мощности старых энергоблоков Курской АЭС, введенных в эксплуатацию с 1976 по 1985 год. Общий объем инвестиций в проект составляет 400 млрд рублей. В строительстве новой АЭС будут задействованы до 7 тыс. человек, в ее эксплуатации — 2 тыс. специалистов. Ожидается, что ежегодные отчисления в бюджет составят 280 млн рублей. Таким образом, за 60 лет региональный и местный бюджеты получат около 200 млрд рублей в текущих ценах.

«Базовый проект Курской АЭС-2 объединяет преимущества передовых в мире типов энергоблоков, прежде всего по безопасности и эффективности. ВВЭР-ТОИ (типовой проект АЭС с водо-водяным энергетическим реактором) — абсолютно конкурентоспособный тип энергоблока, который будет создаваться в Курской области в качестве референтного для сооружения как внутри России, так и за рубежом», — добавили на станции.

Пуск первого энергоблока Курской АЭС-2 планируется на 2021-2022 год.

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-ТОИ (В-510)

Реакторная установка В-510 является результатом эволюционного развития и совершенствования реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами, технические решения которых проверены в процессе эксплуатации в составе АЭС. Проект РУ В-510 разработан с применением отработанных, надежных конструкций оборудования и узлов, хорошо себя зарекомендовавших себя в процессе эксплуатации, с введением технологических и конструкторских усовершенствований, которые направлены на выполнение технико-экономических требований, предъявляемых к типовому проекту энергоблока с ВВЭР-ТОИ.

При разработке проекта РУ использованы результаты проектирования, расчетное и экспериментальное обоснование проекта реакторной установки В-392М (АЭС-2006), а также опыт эксплуата-ции РУ с ВВЭР-1000. Проектные решения направлены на создание типового оптимизированного и информатизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ).

В концепцию реакторной установки заложено выполнение следующих требований:

• создание типового проекта РУ;
• создание информатизированной модели РУ;
• обеспечение тепловой мощности РУ не менее 3300 МВт на основании выбора оптимальных параметров и характеристик оборудования;
• обеспечение коэффициента технического использования, как целевого показателя, усредненного за весь срок службы РУ, не менее 93%;
• обеспечение возможности первичного и вторичного регулирования частоты сети, а также суточного регулирования мощности по графику (100-50-100)% от номинальной мощности;
• обеспечение автономности при запроектных авариях не менее 72 час;
• обеспечение срока службы РУ 60 лет;
• обеспечение учета условий по размещению и сейсмичности площадки энергоблока:

1. климатическое исполнение оборудования УХЛ по ГОСТ 15150-69 (для оборудования категории размещения 1,2,3 по ГОСТу 15150-69, которое может быть отключено без ущерба для работы систем энергоблока – температурный диапазон наружного воздуха от -41°С до +45°С; для оборудования категории размещения 1,2,3 по ГОСТу 15150-69, которое не может быть отключено без ущерба для работы систем энергоблока – значения температур воздуха приняты по таблице 3 ГОСТ 15150-69;
2. проектное землетрясение интенсивностью 7 баллов по шкале MSK-64;
3. максимальное расчетное землетрясение интенсивностью 8 баллов по шкале MSK-64.

В результате оптимизационных решений проект РУ ВВЭР-ТОИ включает в себя:

• применение ГЦНА-1732 со смазкой и охлаждением двигателя водой;
• применение парогенератора с давлением пара на выходе 7 МПа и увеличенной на 1 м длин-ной корпуса (по сравнению с проектом ПГВ-1000МКП (АЭС-2006)) для обеспечения тре-буемой паропроизводительности;
• применение 18-ти месячного топливного цикла;
• применение периодичности ремонтного цикла 7,5 лет;
• сокращение РО СУЗ до 94 шт.;
• наряду с использованием корпусной стали реактора, используемой в проекте АЭС-2006, внедрение новой стали на базе 15Х2МФА (ЦНИИ КМ «Прометей»);

Технические характеристики:

Понравилась статья? Тогда поддержите нас, поделитесь с друзьями и заглядывайте по рекламным ссылкам!