APR-1400
APR-1400 (англ. Advanced Power Reactor 1400 MW electricity) — модернизированный водо-водяной ядерный реактор, разработанный Korea Electric Power Corporation (KEPCO). Этот реактор относится к третьему поколению реакторов и был разработан на основе OPR-1000 и так же вобрал в себя конструктивные решения System 80+ американской компании Combustion Engineering (C-E).
История
[править | править код]Реактор APR-1400 начал разрабатываться в 1992 году и получил сертификат соответствия от Корейского института по ядерной безопасности в мае 2002 года[1]. В дальнейшем была подана заявка в Ядерную комиссию по регулированию (США) в декабре 2014 и марте 2015 года, которая подтвердила, что реактор соответствует базовым рекомендациям по безопасности США.
В октябре 2017 года организация European Utility Requirements (EUR) выдала разрешение на изменение конструкции системы аварийного охлаждения, которое позволяет строить станции за пределами Европы, используя европейские сертификаты[2].
В октябре 2017 года European Utility Requirements — техническая консультативная группа европейских коммунальных предприятий по атомным электростанциям — одобрила проект реактора APR-1400. Комиссия по ядерному регулированию США сертифицировала APR-1400 в августе 2019 года, подтвердив, что конструкция полностью соответствует требованиям безопасности США.
Технические характеристики
[править | править код]| Характеристика | APR-1400[3] |
|---|---|
| Тепловая мощность реактора, МВт | 3983 |
| К. п. д. (нетто), % | 35,1 |
| Давление пара перед турбиной, атм | |
| Давление в первом контуре, атм | |
| Температура воды, °C: | |
| на входе в реактор | 290,6 |
| на выходе из реактора | 323,9 |
| Диаметр активной зоны, м | 3,63 |
| Высота активной зоны, м | 3,81 |
| Диаметр топливного стержня, мм | 9,5 |
| Число топливных стержней в кассете | 236 |
| Число кассет | 241 |
| Загрузка урана, т | |
| Среднее обогащение урана, % | 4,09 |
| Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг | 44,6 |
Строящиеся и построенные реакторы
[править | править код]| Название | Локация | Энергоблоки | Мощность, МВт |
Начало строительства |
Пуск | Закрытие |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Син-Кори | Южная Корея | Син-Кори-3 | 1486 | 2008 | 2016 | |
| Син-Кори-4 | 1455 | 2009 | 2019 | |||
| Син-Кори-5 | 1400 | 2017 | ||||
| Син-Кори-6 | 1400 | 2018 | ||||
| Син-Ханул | Южная Корея | Син-Ханул-1 | 1455 | 2012 | 2022 | |
| Син-Ханул-2 | 1400 | 2013 | 2023 | |||
| Барака | ОАЭ | Барака-1 | 1400 | 2012 | 2020 | |
| Барака-2 | 1400 | 2013 | 2021 | |||
| Барака-3 | 1400 | 2014 | 2022 | |||
| Барака-4 | 1400 | 2015 | 2024 |
Примечания
[править | править код]- ↑ Lee, Sang-Seob; Kim, Sung-Hwan; Suh, Kune-Yull. The design features of the Advanced Power Reactor 1400 (англ.) // Nuclear Engineering and Technology : journal. — 2009. — 8 October (vol. 41). — P. 995—1004. Архивировано 9 августа 2017 года.
- ↑ "South Korea's AP1400 clear for European export". World Nuclear News. 2017-10-09. Архивировано 30 октября 2017. Дата обращения: 5 января 2018.
- ↑ Status report 83 - Advanced Power Reactor 1400 MWe (APR1400). iaea.org. МАГАТЭ. Дата обращения: 18 июля 2018. Архивировано 19 июля 2018 года.
 | В другом языковом разделе есть более полная статья APR-1400 (англ.). |
| Лёгководный | |||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Тяжёловодный по теплоносителю |
| ||||||||||||||
| Графит по теплоносителю |
| ||||||||||||||
| Отсутствует (на быстрых нейтронах) |
| ||||||||||||||
| Другие | |||||||||||||||
| другие теплоносители | |||||||||||||||
