Утверждают, что реакторная установка В-392, это  вариант В-320 и она не может быть  отнесена к реакторам третьего поколения. 

- Предлагаемая для применения на ХАЭС-3,4 реакторная установка В-392  в сравнении с В-320 обладает целым рядом усовершенствований, внесенных в ее конструкцию на основе анализа опыта эксплуатации и рекомендаций МАГАТЭ для действующих АЭС с ВВЭР-1000.

К ним относятся следующие:

• повышена эффективность и надежность механической системы аварийной защиты реактора, обеспечивающей быстрый перевод реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии до температур ниже 100°С без подачи борной кислоты; это достигнуто благодаря увеличению количества рабочих органов с 61 для В-320 до 121 для В-392 ;

• разработана система автоматического подавления ксеноновых колебаний;

• применен новый главный циркуляционный насос ГЦН-1391, в котором для смазки и охлаждения подшипников используется вода; повышена стойкость уплотнений, которые могут работать без повреждений в течение не менее 24 часов в условиях потери их охлаждения;

• улучшена конструкция парогенераторов (ПГ), что обеспечивает существенное снижение частот течей через теплообменные трубки и коллекторы ПГ;

• усовершенствована конструкция активной зоны реактора, что позволяет повысить уровень надежности и снизить повреждаемость ее элементов;

• применены предохранительные клапаны, способные работать на пароводяной смеси;

• усовершенствована конструкция корпуса реактора;

• усовершенствован комплекс систем безопасности с расширением функций

• пассивных систем;

• усовершенствованы системы расхолаживания реакторной установки.

В проекте реакторной установки В-392 предусмотрены специальные меры по предотвращению повреждений трубопроводов главного циркуляционного контура и связанных с ним систем, включая применение конструкционных материалов, выполнение требований к эксплуатационным режимам и контролю состояния корпуса реактора, оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации, обеспечение необходимых запасов прочности.

Надежность гарантируется опытом эксплуатации и результатами специальных расчетных анализов прочности, включая оценки значений частот возникновения течей и разрушений корпусного оборудования и трубопроводов на основе вероятностно- прочностных моделей.

В проекте реализована «концепция течи перед разрывом», применение которой обеспечивает снижение на несколько порядков значений вероятности больших течей трубопроводов или разрушений корпусного оборудования и коллекторов парогенераторов.

 

Отличие корпусов реакторов В-392 и В-320 заключается в том, что:

- длина корпуса реактора увеличена на 300 мм за счет увеличения длины опорной обечайки;

- ограничено содержание никеля в основном металле и металле сварных швов, расположенных напротив активной зоны в пределах 1,0…1,3%.

Удлинение корпуса реактора позволяет:

• снизить отметку верха активной зоны по отношению к отметке фермы опорной, что позволяет снизить дозовые нагрузки на персонал, обслуживающий ГЦНА и парогенераторы, так как при работе реактора на мощности (по расчетным оценкам) существенно снижается плотность потока нейтронов в районе опоры реактора при прямом прохождении от активной зоны через корпус (уменьшается почти в два раза) и от “прострела” из зазора между корпусом реактора и теплоизоляцией (уменьшается почти на порядок);

• уменьшить значение флюенса быстрых нейтронов (примерно на 10 %) на шве приварки опорной обечайки к обечайке зоны патрубков, так как увеличивается расстояние от верха активной зоны до этого шва;

• улучшить условия охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях с потерей теплоносителя, увеличивается объем воды над активной зоной.

Стандартные системы безопасности, реализованные в проекте  В-392Б:

• система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки;

• система аварийного ввода бора;

• система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы;

• пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны (гидроемкости первой ступени);

• система защиты первого и второго контуров от превышения давления (ИПУ КД и ИПУ ПГ);

• система герметичной оболочки.

Дополнительные системы безопасности, реализованные в проекте В-392Б:

• Система быстрого ввода бора (СБВБ),

• Система пассивного отвода остаточных тепловыделений (СПОТ),

• Дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСП ЗАЗ).

Предельные величины природных и техногенных воздействий, при которых обеспечивается безопасность                  (в т.ч. сейсмика, ударная волна,                 смерч, падения самолета, пожары,                               затопления)

Предельные величины природных и техногенных воздействий, при которых обеспечивается безопасность:

Сейсмические нагрузки – 7 баллов.

Строительные конструкции зданий 1 категории рассчитаны на воздействие внешней воздушной ударной волны с давлением во фронте 30 кПа, продолжительностью фазы сжатия до 1 с.

Направление распространения воздушной ударной волны – горизонтальное.

Падение легких самолетов типа Lear Jet (вес 57 кН) и Cessna (вес 15 кН) на сооружение АЭС.

Строительные конструкции реакторного отделения и других зданий 1 категории рассчитаны и законструированы с учетом следующих особых воздействий:

- экстремальные ветровые (скорость ветра 40 м/с) и снеговые (2,0 кПа) нагрузки повторяемостью один раз в 10000 лет;

- смерчи с расчетной повторяемостью 1 раз в 10000 лет:

класс интенсивности смерча по шкале Фуджиты – 1,78;

максимальная скорость вращения стенки смерча – 55,8 м/с;

поступательная скорость движения смерча – 13,9 м/с;

перепад давления между периферией и центром воронки смерча – 36,1 гПа;

- затопление и подтопление площадки с вероятностью 10-4 год-1;

- экстремальные температуры с обеспеченностью один раз в 10000 лет :

max плюс 55 оС;

min минус 60,5 оС

Конструктивные особенности нового реактора В-392Б и применение ТВС-2 нового поколения на энергоблоке ХАЭС-3 обусловливают ряд особенностей топливного цикла, таких как:

• возможность достижения по выгружаемым ТВС среднего выгорания 46 МВт*сут/кг U;

• длительность кампании 326 эффективных суток;

• увеличение длительности кампании за счет работы на мощностном эффекте до 353 суток;

• обогащение топлива подпитки по U235                    4.28 %;

• кратность перегрузки 3,4;

• температура повторной критичности менее 100 °С;

• максимальное проектное значение линейной тепловой нагрузки ТВЭЛ 448 Вт/см.

Энергоблок с РУ В-392Б по своим техни­еским показателям и уровню безопасности  сопоставим с другими альтернативными вариантами, которые могут быть предложены на энергетическом рынке в рассматриваемый период.

В то же время данный вариант позволяет обеспечить:

• использование в полной мере построенных на площадке энергоблока № 3 ХАЭС сооружений;

• наиболее приемлемые условия в части лицензирования;

• уверенность в обеспечении предполагаемых сроков ввода энергоблока в промышленную эксплуатацию;

• предпосылки по минимизации затрат на создание энергоблока.