VVER tänään. Kehitys Suunnittelu Turvallisuus VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS

VVER tänään Kehitys Suunnittelu Turvallisuus

KEHITYS VVER:n lyhyt historia 8 ENSIMMÄISET VVER-YKSIKÖT VVER-0 VVER-000 - V-0 VVER-000 - AES-9 & AES-9 VVER-00 - AES-006 TULEVAISUUDEN VVER VVER-TOI SUUNNITTELU VVER-00 (AES-006):n edeltäjät 8 VVER-00 (AES-006):n suunnitteluperusteet (ATOMPROEKT-versio) VVER-00 (AES-006) -laitoksen pääkomponentit 6 REAKTORIPAINEASTIA PÄÄKIERTOPUTKET PÄÄKIERTOPUMPPU HÖYRYSTIN PAINEISTIN REAKTORISYDÄN JA POLTTOAINENIPUT TURBIINI TURVALLISUUS Turvallisuusvaatimukset ja -periaatteet Perusturvallisuustoimintojen järjestäminen 6 7 REAKTIIVISUUDEN HALLINTA JÄLKILÄMMÖNPOISTO RADIOAKTIIVISTEN AINEIDEN LEVIÄMISEN ESTÄMINEN Suojaus ulkoisilta vaikutuksilta Muut kehittyneet turvallisuustoiminnot ja -järjestelmät SÄHKÖNSYÖTÖN VARMENNUS PALOTURVALLISUUS

Kehitys VVER maailmalla...6 VVER:n lyhyt historia...8 Ensimmäiset VVER-yksiköt...8 VVER-0...8 VVER-000 V-0...0 VVER-000 AES-9 & AES-9... VVER-00 AES-006... Tulevaisuuden VVER VVER-TOI.. VVER MAAILMALLA

ROSATOMin VVER-reaktorit ovat maailman laajimmin käytettyjä reaktoreita. VVER-laitokset ovat todistaneet erinomaisen luotettavuutensa reaktorien yhteenlasketun yli 00 käyttövuoden aikana. Sen jälkeen, kun ensimmäinen VVER-voimalayksikkö otettiin käyttöön 960-luvulla, kyseinen tekniikka on tuonut turvallista ja edullista sähköä kaikkialle maailmaan Armenian vuorilta Tšekin tasavallan maaseudulle ja pohjoisen napapiirin pohjoispuolelta Intian eteläkärkeen. VVER maailmalla 6 VVER-reaktorin (venäläinen Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor, vesi-vesi-energiareaktori) kehitti ROSATOMin tytäryhtiö OKB Gidropress, ja VVER-reaktoria käyttävien ydinvoimalaitosten suunnittelusta ovat vastanneet seuraavat ROSATOMiin kuuluvat voimalaitosten suunnitteluorganisaatiot: Moskovan Atomenergoproekt, Pietarin ATOMPROEKT (entinen SPbAEP, VNIPIET:n haarakonttori) ja Nižni Novgorodin Atomenergoproekt. VVER on painevesireaktori (PWR). Tämä kevyttä vettä jäähdytteenä ja hidastimena käyttävä ydinreaktorityyppi on yleisin koko maailmassa. VVER:n ja muiden painevesireaktorityyppien välillä on kuitenkin merkittäviä eroja sekä suunnittelun että käytettyjen materiaalien osalta. Seuraavassa on lueteltu joitakin VVER:n erikoispiirteitä: vaakasuuntaisten höyrystimien käyttö kuusikulmaisten polttoaine-elementtien käyttö VVER-paineastian pohjassa ei ole läpivientejä paineistimen suuri kapasiteetti 7

VVER:n lyhyt historia ENSIMMÄISET VVER-YKSIKÖT Yhteensä 67 VVER-reaktoria on rakennettu 960-luvulta lähtien. Ensimmäinen VVER-yksikkö otettiin käyttöön vuonna 96 Novovoronežin ydinvoimalaitoksessa Voronežin alueella Venäjällä. Ensimmäinen yksikkö oli V-0 ja toinen V-6 (numerot vastasivat alunperin sähkötehoa). Ensimmäisen VVER-yksikön käyttöönotosta lähtien Novovoronežin ydinvoimalaitos on toiminut uusien VVER-yksikköjen testauspaikkana. ROSATOM on edelleen sitoutunut samaan menettelytapaan: ulkomaille viedään vain sellaista tekniikkaa, joka on testattu läpikotaisin kotikentällä. Novovoronež, maailman ensimmäinen VVER-yksikkö, näytti vihreää valoa tekniikan jatkokehitykselle VVER-0 Näiden varhaisten yksiköiden onnistunut käyttöönotto ja käyttö muodostivat perustan tehokkaampien reaktorien myöhemmälle kehitykselle. Samassa paikassa ensimmäisen kerran käyttöönotettu VVER-0 oli ensimmäinen VVER-reaktori, jotavalmistettiin sarjatuotantona. VVER-0-yksiköitä on käytetty turvallisesti Kaksi VVER-0-reaktoria Armeniassa jatkoivat toimintaansa Spitakin 0,7 g:n maanjäristyksen ajan vuonna 988 Novovoronezh, the world s first VVER unit, gave the green light for further technology development Kahta VVER-0-reaktoria käyttävän Loviisan ydinvoimalaitoksen koko toimintahistorian aikainen käyttökerroin on yksi maailman parhaista. monissa Euroopan Unionin maissa: Slovakiassa (Bohunice, Mohovce ), Unkarissa (Paks ), Bulgariassa (Kozloduy ), Tšekin tasavallassa (Dukovany ) ja Suomessa (Loviisa ). Loviisan voimalaitoksen suunnittelu valmistui vuosina 97 7, ja siinä huomioitiin Yhdysvaltain atomienergiakomission vuonna 97 julkaisemat ydinvoimalaitosten yleiset suunnitteluperusteet. Tämän jälkeen kaikki VVER-laitokset on suunniteltu näiden turvallisuusperiaatteiden mukaisiksi. Näistä amerikkalaisista kriteereistä muodostui standardi 8 kaikille toisen sukupolven painevesireaktoreille, ja siksi VVER-0-yksiköiden ja muiden saman ikäluokan painevesireaktorityyppien turvallisuusominaisuudet ovat samankaltaiset. Suunnittelun luotettavuutta arvostetaan VVER-0 -yksiköitä käyttävissä maissa, joissa lainsäätäjät ovat hyväksyneet toiminnassa olevien laitosten käyttöiän jatkamisen vuosikymmeniksi. VVER0:n suunnittelun suuret turvallisuusmarginaalit muodostavat myös perustan näiden yksiköiden turvalliselle ja sujuvalle päivitykselle. 9

Temelinin ydinvoimalaitoksen kaksi VVER-000/V-0-reaktoria tuottavat 0 % Tšekin tasavallan sähköstä VVER-000 V-0 VVER-000 oli merkkipaalu paitsi sähköntuotantokapasiteetin osalta, myös sen sisältämien monien turvallisuusinnovaatioiden takia. VVER-000 on maailmanlaajuisesti yleisin VVER-malli: käytössä on yksikköä, ja käyttöaikaa on kertynyt noin 00 reaktorivuotta. Käytössä olevat VVER-000-laitokset jaetaan yleensä kolmeen laajaan ryhmään seuraavasti: koelaitos, Novovoronež, otettu käyttöön 980 neljän laitoksen pieni tuotantosarja, otettu käyttöön 98 86 0 Kiinan Tianwan ja ovat AES-9-tyyppiä VVER-000 AES-9 & AES-9 yksikön vakiotuotantosarja, otettu käyttöön 98 0. Näiden vakiotuotantosarjan VVER-000-laitosten (V-0) suunnittelu valmistui 980-luvun alkupuolella, ja ne otettiin käyttöön kahdeksassa paikassa Venäjällä, Ukrainassa, Bulgariassa (Kozloduy 6) ja Tšekin tasavallassa (Temelin ). VVER-000-laitosten turvallisuushistoria on hyvä, eikä turvallisuuteen merkittävästi vaikuttaneita tapahtumia ole sattunut. Paikkansa vakiinnuttaneen VVER-000/V-0:n käytöstä saadun huomattavan kokemuksen perusteella Pietarissa toimiva ATOMPROEKT kehitti AES-9:n (VVER-000/V-8) ja Moskovassa toimiva Atomenergoproekt puolestaan AES-9:n (VVER-000/V- ja 66). Tekniikkapäivitysten ja taloudellisten parannusten ohella näissä malleissa otettiin käyttöön suunnitteluperusteet ylittäviin onnettomuuksiin liittyvä hallintakonsepti, joka perustuu passiivisten ja aktiivisten turvallisuusjär- jestelmien tasapainoiseen yhdistelmään. Sähköntuotannon perusjärjestelmiin reaktoriin, primääripiiriin ja turbiinipiiriin tehtiin vain pieniä muutoksia. Tärkeimmät muutokset tehtiin turvallisuusjärjestelmiin ja laitoksen pohjapiirrokseen. Tianwanissa rakennettu V-8-reaktorilla varustettu AES-9-voimalaitos oli kehitysversio AES-9-mallista, jota aluksi ehdotettiin Suomeen (mutta ei rakennettu). Kyseisen voimalaitoksen suunnittelussa huomioitiin Suomen viranomais-

määräyksiä, Loviisan VVER-0-yksiköistä saatua käyttökokemusta ja kansainvälisiä parhaita käytäntöjä. Vuonna 007 käyttöönotetut Tianwanin AES-9-yksiköt olivat maailman ensimmäiset reaktorit, joihin oli asennettu sydänsiepparit. AES-9-mallin laitos on sertifioitu Euroopan käyttöorganisaatioiden teknisten vaatimusten (European Utility Requirements [EUR]) mukaiseksi. Kaksi AES-9-yksikköä on käyttöönottokokeissa Kudankulamissa, Intiassa, jossa yksikkö saavutti ensimmäisen kriittisyyden vuonna 0. VVER-SUKUPOLVET GEN I VVER V-0 VENÄJÄ: Novovoronezh (poistettu käytöstä) V-6 VENÄJÄ: Novovoronezh (poistettu käytöstä) GEN II VVER-0 V-79 VENÄJÄ: Novovoronezh - V-0 VENÄJÄ: Kuola - Poistettu käytöstä: ITÄ-SAKSA: Greifswald - BULGARIA: Kozloduy - SLOVAKIA: Bohunice I - V- VENÄJÄ: Kuola - UKRAINA: Rovno - UNKARI: Paks - TŠEKIN TASAVALTA: Dukovany - SUOMI: Loviisa - SLOVAKIA: Bohunice II - Mochovce - Mochovce - (rakenteilla) V-70 ARMENIA: Armenia- (poistettu käytöstä) Armenia- 960 970 GEN II/GEN III VVER-000 GEN III+ VVER-00 V-9M VENÄJÄ: Novovoronezh II - (rakenteilla) V-87 VENÄJÄ: Novovoronezh V-0 UKRAINA: Etelä-Ukraina V-9 VENÄJÄ: Baltic - (rakenteilla) Leningrad II - (rakenteilla) VALKO-VENÄJÄ : Valko-Venäjä (rakenteilla) SUOMI : Hanhikivi (suunnitteilla) V-8 UKRAINA: Etelä-Ukraina VENÄJÄ: Kalinin - V-0 VENÄJÄ: Balakovo -, Kalinin -, Rostov -, Rostov - (rakenteilla) UKRAINA: Rovno -, Zaporozhe -6, Khmelnitski -, Etelä-Ukraina BULGARIA: Kozloduy -6 TŠEKIN TASAVALTA: Temelin - V-8 KIINA: Tianwan -, Tianwan - (rakenteilla) V- INTIA: Kudankulam, Kudankulam (rakenteilla) V-66 IRAN: Bushehr 980 990 000 00 Novovoronež II:n kaksi (V-9M-tyyppistä) yksikköä lukeutuvat kuuteen tällä hetkellä Venäjällä käynnissä olevaan AES-006-projektiin VVER-00 AES-006 AES-006-malli on uusin kehitysaskel VVER-laitosten pitkässä tuotantolinjassa. Se täyttää kaikki Gen III+ -ydinvoimalaitosten kansainväliset turvallisuusvaatimukset. Ensimmäiset AES-006-yksiköt ovat parhaillaan rakenteilla Venäjällä: kaksi yksikköä Sosnovyi Borissa (Leningrad II), kaksi yksikköä Tulevaisuuden VVER VVER-TOI Novovoronežissa (Novovoronež II) ja kaksi yksikköä Kaliningradin alueella (Baltic-projekti). Lisäksi rakennussopimukset on allekirjoitettu neljälle yksikölle Turkissa, kahdelle yksikölle Valko-Venäjällä ja yhdelle yksikölle Suomessa, ja työmaiden valmistelu on käynnissä. VVER-TOI-projektin (eng. typical, optimized, with enhanced information ) tavoitteena on luoda standardinmukainen VVER-voimalaitos, joka on optimoitu tekniikan ja talouden osalta. Sitä kehit- tää Moskovassa toimiva Atomenergoproekt, ja se perustuu AES-006/V-9M-malliin. Se edustaa VVER-00-mallin jatkokehitystä, ja sen numero on V-0.

Suunnittelu VVER-00 (AES-006):n edeltäjät...8 VVER-00 (AES-006):n suunnitteluperusteet (ATOMPROEKT-versio)... VVER-00 (AES-006) -laitoksen pääkomponentit... 6 Reaktoripaineastia... 7 Pääkiertoputket... 7 Pääkiertopumppu... 8 Höyrystin... 9 Paineistin... 0 Reaktorisydän ja polttoaine-elementit... 0 Turbiin... MODERNI VVER GEN + -MALLI

Tässä esitteessä kuvattu malli on Pietarin ATOMPROEKTin AES-006-versio, joka on rakenteilla Venäjän Leningradin vaiheessa II, Kaliningradissa (Baltic-projekti), Valko-Venäjän Ostrovetsissa sekä suunnitteilla Suomen Hanhikiven niemelle. Moskovan Atomenergoproektin AES-006-version perustiedot on esitetty taulukoissa. VVER-00 (AES-006), a Gen + malli 6 7

VVER-00 (AES-006):n edeltäjät Ensimmäinen Venäjän ydinvoimalaitosten turvallisuuden varmistamista koskevien yleisten määräysten kokoelma julkaistiin vuonna 988 ja päivitettiin vuonna 997 (OPB 88/97). Turvallisuusvaatimukset perustuivat Kansainvälisen atomienergiajärjestön (IAEA) INSAG-ryhmässä vuodesta 986 lähtien käytyihin keskusteluihin sekä INSAG-raportteihin, jotka johtivat kolmannen sukupolven ydinvoimalaitosten kehitykseen. Vuosien 988 ja 996 välillä julkaistut INSAG-raportit, joiden laatimiseen venäläiset merkittävällä tavalla osallistuivat, edustivat maailmanlaajuisen ydinturvallisuuden viimeisintä kehitystä ja olivat edellä sekä IAEA:n turvallisuusstandardeja sekä useimpia kansallisia turvallisuusvaatimuksia. Venäjän yleiset määräykset muodostivat täten jo 990-luvulla vakaan perustan uusien kolmannen sukupolven laitosten suunnittelulle. Gen III VVER-000 -laitosten suunnittelu alkoi noin vuonna 990 yhteistyössä suomalaisen energiayhtiö Fortumin kanssa. Fortum halusi rakentaa kehittyneen VVER-000-laitoksen Loviisaan, jossa kaksi pienempää VVER-yksikköä on ollut käytössä vuodesta 977 asti. Suomen eduskunta kuitenkin pysäytti uusien ydinlaitosten suunnittelun vuonna 99. Samaa laitoskonseptia kehitettiin eteenpäin Kiinaa varten, ja IAEA:n turvallisuusarvio tästä mallista vuonna 99 oli erittäin positiivinen. Intian ydinvoimalaitoshanketta varten mallista kehitettiin hieman erilainen muunnelma, jossa on enemmän passiivisia turvallisuusominaisuuksia. 8 VVER-000/V-8-reaktorilla varustettu AES-9malli hyväksyttiin rakennettavaksi Kiinassa vuonna 997. Sen lisäksi, että malli oli muokattu kiinalaisten vaatimusten mukaiseksi (esimerkiksi maanjäristysten osalta), siinä huomioitiin myös IAEA:n vuosina 99 00 suorittamien yli 0 asiantuntijatarkastuksen yhteydessä annetut suositukset. V-0-vakioversioon verrattuna sen ominaisuuksiin sisältyivät rinnakkaisten turvallisuusjärjestelmien parannettu fyysinen erottelu, kaksinkertainen suojarakennus, x 00 %:n rinnakkaisuus pääturvallisuusjärjestelmissä, sydänsieppari, passiiviset vetyrekombinaattorit sekä kehittyneet vesijäähdytteiset ja vesivoidellut pääkiertopumput, jotka pysyvät käytännössä tiiviinä myös sähkön menetyksen aikana. Vuonna 999 järjestettyä Suomen uuden ydinvoimalaitoksen tarjouskilpailua varten alettiin kehittää AES-9-mallin modernisoitua versiota, AES-9/99:ää, jossa on V-66-reaktori. AES-9/99malli edusti VVER-000:n uutta kehitysaskelta, joka mahdollisti reaktorille 60 vuoden käyttöiän. AES-9-mallia kehitettiin rinnakkain AES-9:n kanssa. Se oli perustana Belenen laitokselle Bulgariassa, jossa oli tarkoitus ottaa käyttöön V-66-reaktori. Belene-projekti kuitenkin keskeytettiin Bulgarian hallituksen päätöksestä. Ehdotettu malli sai sertifioinnin European Utility Requirements (EUR) -organisaatiolta vuonna 007. European Utility Requirements vahvisti, että AES-9-malli oli läpäissyt organisaation suorittaman vaatimustenmukaisuusanalyysin kaikki vaiheet. Kudankulamin -yksikön käyttöönotto, joka on ensimmäinen AES-9-laitos 9

VVER-00:n (AES-006) suunnitteluperusteet (ATOMPROEKT-versio) VVER-00 (AES-006) -mallia tukevat pääperiaatteet ovat: hyväksi todettujen tekniikoiden maksimaalinen käyttö minimaaliset kustannukset ja rakennusajat aktiivisten ja passiivisten turvallisuusjärjestelmien tasapainoinen yhdistelmä suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien hallintaa varten inhimillisten tekijöiden turvallisuusvaikutusten vähentäminen. Leningradin vaihe II rakenteilla AES-9-malli toteutetaan ensimmäisenä Intiassa, Kudankulam ja :ssa, missä otetaan käyttöön V--versio. AES-9:n tavoin AES-9 hyödyntää laajalti passiivisia turvallisuusominaisuuksia, joita ovat kaksinkertainen reaktorin suojarakennus, kahdeksan lisäpaineakkua passiivista sydämen tulvitusta varten sekä lämmönvaihdinta, jotka huolehtivat passiivisesta jälkilämmönpoistosta rajoittamattoman ajan ilman ohjaajan toimia. AES-9- ja AES-9-mallien turvallisuuskonsepti perustuu aktiivisten turvallisuusjärjestelmien ensisijaiseen käyttöön suunnitteluperusteisten onnettomuuksien hallinnassa sekä aktiivisten ja passiivisten järjestelmien optimaaliseen yhdistelmään vakavampien onnettomuuksien hallinnassa. Erityistä huomiota kiinnitettiin ulkoisilta uhkilta suojautumiseen, passiivisten keinojen käyttöön suojarakennuksen lämmönpoistossa, yhteisvikojen välttämiseen sekä ohjaajan virheiden todennäköisyyksien realistiseen arviointiin. Edellistäkin modernimman AES-006-mallin kehitys alkoi 000-luvun puolivälissä. Päätavoitteena oli vähentää kustannuksia muuttamatta kuitenkaan merkittävästi ydinteknisten höyryntuottojärjestelmien peruskokoonpanoa ja lisätä samanaikaisesti turvallisuutta. Lämpötehoa kasvatettiin 00 megawattiin ja passiivisia turvallisuusjärjestelmiä lisättiin suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien hallintaa varten. Laajan VVER-000-käyttökokemuksen lisäksi AES-006-mallissa hyö- 0 dynnetään myös Tianwanissa opittuja asioita sekä vuoden 00 suomalaisen tarjousprosessin yhteydessä tehtyjä asiantuntija-arvioita. VVER-00/AES-006-laitosmallit jakautuvat kahteen alaryhmään. Toinen näistä on V-9M-versio, jonka kehitti AES-9-mallin pohjalta Moskovan Atomenergoproekt. Tätä versiota rakennetaan parhaillaan Novovoronežin vaiheessa II Venäjällä.Tätä mallia tarjotaan myös Akkuyu-projektiin Turkissa. Toinen VVER-00/AES-006-mallien alaryhmistä on V-9-versio, jonka kehitti Pietarin Atomenergoproekt Kiinaa varten kehitetyn ja Tianwanissa onnistuneesti käyttöönotetun AES-9-mallin pohjalta. Pietarin Atomenergoproektin versio on rakenteilla Leningradin vaiheessa II ja Kaliningradissa (Baltic-projekti). Se on valittu Valko-Venäjän Ostrovetsiin (missä rakentaminen alkaa pian), se on ainoa jäljellä oleva ehdokas Suomen Hanhikivi-projektissa, ja se on mukana Temelin :n ja :n tarjousprosessissa Tšekin tasavallassa. Tsekin tasavallan tarjousprosessissa konsortio, johon kuuluvat ROSATOMin tytäryhtiöt Atomstroyexport, Gidropress ja Skoda JS, ehdottaa mallia nimeltä MIR.00 (MIR on lyhenne sanoista Modernized International Reactor, modernisoitu kansainvälinen reaktori). MIR.000 perustuu AES-006-konseptiin. MIR.00:n on osoitettu täyttävän Tšekin tarjousvaatimukset, jotka perustuvat pääasiassa European Utility Requirements -vaatimuksiin, mutta ovat joiltakin osin niitä vaativampia. 6 7 6 8 9 8 0 Tyypillisen VVER-00 (AES-006) -voimalaitosyksikön kokoonpano lintuperspektiivistä Reaktorirakennus Turbiinirakennus Ilmastointipiippu Käsittelylaitos 6 7 8 Yksikön varavoimadieselrakennus Ydinvoimalaitoksen palvelurakennus Reaktoriapurakennus Varavoimadieselasema 9 0 Turvallisuusrakennus ( osajärjestelmää) Materiaalisulun palkkinostin Höyryventtiilirakennus Vedenkäsittelyrakennus 6 Sähkönsyöttörakennus Muuntajat Valvomorakennus Polttoainevarasto

VVER-00 (AES-006) PERUSTIEDOT PIETARIN ATOMPROEKT- JA MOSKOVAN AEP-VERSIOISTA PIETARI, ATOMPROEKT MOSKOVA, AEP Käyttöikä (vuotta) 60 60 Yksikön sähköteho, sähköinen, matalan merilämpötilan laitos (MWe brutto) 98 98 Reaktorin lämpöteho (MWt) Lämmöntuottokapasiteetti (MWt) 00 Käytettävyys (%) SPIETARI, ATOMPROEKT MOSKOVA, AEP Sisäläpimitta (m) 0 0,8 00 Kupolin korkeus (m) 7, 6, >90 >90 Paksuus (sylinteriosa) (m),, Omakäyttö (sis. jäähdytysveden kierrätysteho) (%) 7 6,8 Paksuus (kupoliosa) (m) 0,8, Voimalaitoksen hyötysuhde (turbiini lauhdutustilassa) (%) 7,0 brutto,, netto 7,0 brutto,, netto SISÄINEN, KAASUTIIVIS SUOJARAKENNUS (TERÄSBETONI): Suunnittelemattomia automaattisia pikasulkuja vuodessa < < Sisäläpimitta (m) Suunniteltujen seisokkien kesto (vuodessa) seitsemän vuoden käytön aikana (päiviä, enintään) x 6, x, x 0 x 6, x, x 0 Kupolin korkeus (m) 67, 6,7 Paksuus (sylinteriosa) (m),, Kahdeksan vuoden välein turbiinin purkamiseen vaadittavan seisokin kesto (päiviä, enintään) 0 0 Paksuus (kupoliosa) (m),, Käyttöhenkilöstön määrä (henkilöä/mw) 0, 0,7 Suunnittelun perusteena oleva polttoaineen enimmäispalama (polttoainenipun keskiarvo) (MWd/kgU) 60 60 Polttoaineen käyttöaika (polttoaineen käyttöikä sydämessä) (vuotta) Latausjakso (kuukautta) (8) (8) Primäärijäähdytteen lämpötila reaktorin sisäänmenossa ( C) 98, 98, Primäärijäähdytteen lämpötila reaktorin ulostulossa ( C) 8,9 8,9 Primäärijäähdytteen virtaama reaktorin paineastiassa (m /h) 86 000 86 000 Primäärijäähdytteen paine reaktorin paineastian ulostulossa (MPa) 6, 6, Höyryn paine höyrystimen ulostulossa (MPa) 7 7 Höyryn tuottonopeus höyrystintä kohti (t/h) 60 60 Syöttöveden lämpötila höyrystimen sisäänmenossa ( C) Höyryn kosteuspitoisuus höyrystimen ulostulossa (%) < 0, ULKOINEN SUOJARAKENNUS (TERÄSBETONI): < 0, Sisäisten alkutapahtumien aiheuttaman sydänvaurion kokonaistodennäköisyys (reaktorivuotta kohti) -7 < 7,7 x 0 <,6 x 0-7 Sellaisen onnettomuusketjun kokonaistodennäköisyys, johon liittyy suojarakennuksen ohituksen tai puutteellisen alkutiiveyden aiheuttamia suuria päästöjä <,7 x 0-9 <,77 x 0-8 KAKSINKERTAISEN SUOJARAKENNUKSEN MITAT

Yksinkertaistettu kaavio 00k V From the steam generator 0 8 7 6-6- 6-9 From the steam generator 0 6 8 7 To turbine 0 6 8 To turbine 9 6 8 8 7 9 9 60 7 7 9 9 0 6 8 7 9 0 6 Water outlet channe l 6 6 From 0kV 6 7 8 9 0 6 7 8 9 0 6 7 8 9 0 6 7 8 9 0 6 7 8 9 0 6 7 8 9 60 6 6 dieselvarmennetun merivesijärjestelmän pumppu välijäähdytyspiirin lämmönvaihtimet tärkeimmille kuluttajille välipiirin pumppu käytetyn polttoaineen altaan lämmönvaihdin hätäjäähdytysjärjestelmä, matalapainepumppu hätäjäähdytysjärjestelmä, korkeapainepumppu hätäsyöttövesipumppu väkevän boorihapon varastosäiliöt käytetyn polttoaineen jäähdytyspumppu boorihappoliuoksen varastosäiliöt hätäboorausjärjestelmän pumppu kemiallisten reagenssien varastosäiliö kemiallisten reagenssien syöttöpumppu suojarakennuksen ruiskutusjärjestelmän pumppu suodatin tilavuuden- ja kemikaalinsäätöjärjestelmän kaasunpoistin tilavuuden- ja kemikaalinsäätöjärjestelmän pumppu ilmastointipiippu vuodonkeruujärjestelmän pumppu vuodonkeruujärjestelmän säiliö ulkoinen suojarakennus höyrystin vedenkäsittelylaitos jälkijäähdytin käytetyn polttoaineen allas kuplimissäiliö tilavuuden- ja kemikaalinsäätöjärjestelmän regeneratiivinen lämmönvaihdin reaktori pääkiertopumppu sydänsieppari hätäjäähdytysjärjestelmän kaivo ja hätäjäähdytysveden varastosäiliö alkalointiaineen (NaOH) hätävarasäiliö päähöyrylinjan eristysventtiili, varoventtiili- ja ulospuhallusventtiiliyksikkö suojarakennus paineistin reaktorisydämen hätäjäähdytysjärjestelmän paineakut passiivisen lämmönpoistojärjestelmän säiliö suojarakennuksen passiivisen lämmönpoistojärjestelmän lauhdutin ruiskutusjärjestelmä passiivinen vetyrekombinaattori korkeapainelämmittimet sähkökäyttöinen apusyöttövesipumppu kaasunpoistin sähkökäyttöinen syöttövesipumppu lauhdutin matalapainelämmittimet lauhdepumput, ensimmäinen vaihe yksikön täyssuolanpoistetun veden laitos päälauhteen käsittely tulistin jäähdytysveden kierrätyspumput turbiinihallin kuluttajien jäähdytysvesipumppu turbiinihallin kuluttajat varajännitteenalennusmuuntaja generaattori turbiinin matalapainesylinterit turbiinin keskipainesylinteri turbiinin korkeapainesylinteri paineenkorotuspumppu yksikön täyssuolanpoistolaitoksen lauhdepumput hätäsyöttövesipuppu täyssuolanpoistetun veden varastosäiliö

VVER-00 (AES-006) -laitoksen pääkomponentit REAKTORIPAINEASTIA Reaktoripaineastian suunniteltu käyttöikä on 60 vuotta, kun enimmäisneutronivuo seurantanäytteiden tasolla on koko käyttöiän, x 09 neutronia/cm (> 0, MeV) ja sydämen yläosan tasolla,8 x 09 neutronia/cm. Astian käyttöikää on pidennetty rajoittamalla hitsien nikkelipitoisuutta ja perusaineen ja hitsien epäpuhtauksien määrää, laskemalla yhdealueen vaippamateriaalin hauras-sitkeä-transitiolämpötila C:seen sekä suurentamalla astian läpimittaa astian seinämien neutronivuon pienentämiseksi. Reaktorinpaineastian sisäosat käsittävät sydämen tukikorin, sydämen pohjalevyn, suojaputkiyksikön ja sydäninstrumentoinnin osat paineastian ylätilassa, itse sydämen, säätösauvat sekä sydäninstrumentoinnin anturit. Reaktoripaineastian kansi on rakenteellisesti integroitu sen ylempiin sisäosiin. Ohjaus- ja suojausjärjestelmän käyttölaitteiden kotelot asennetaan reaktoripaineastian kanteen. Sydämen tukikorin, sydämen pohjalevyn ja suojaputkiyksikön nousemisen estää normaaliolosuhteissa niiden paino sekä kiinnitysyksiköt, joissa käytetään lämpölaajennetusta grafiitista tehtyjä elastisia komponentteja. Se toimii paremmin kuin V-0-reaktorissa käytetyt materiaalit, ja sen käyttöikä on vähintään neljä vuotta ilman osien vaihtoa. PÄÄKIERTOPUTKISTO 6 Höyrystin Reaktorisydämen hätäjäähdytysjärjestelmän paineakku Paineistin Reaktoripaineastia Pääkiertopumppu Reaktorin, höyrystimet ja pääkiertopumput yhdistävän pääkiertoputkiston nimellishalkaisija on 80 mm ja käyttöikä 60 vuotta. Putkiston nimellisulkohalkaisija on 990 mm ja seinämän nimellispaksuus 70 mm. Kokonaispituus on 6 m. Pääkiertoputket on suunniteltu täyttämään kaikki vuoto ennen murtumaa -periaatteen vaatimat ehdot: materiaaliominaisuudet, jännitysanalyysin, määräaikaistarkastukset ja vuodonvalvonnan. 6 Ohjaus- ja suojausjärjestelmän käyttölaitteet Paineastian kansi Lähtöyhde Tuloyhde Sydämen pohjalevy 6 Polttoaine-elementit VVER-00-reaktoripaineastia 7

PÄÄKIERTOPUMPPU GCNA-9-tyyppinen pääkiertopumppu 8 Pääkiertopumppu on tyyppiä GCNA-9. Pääkiertopumppu on varustettu vauhtipyörällä, joka huolehtii primääripiirin kierrätyksen tasaisesta alasajosta onnettomuustilanteissa, joissa sähkön saanti on menetetty. Tämä mahdollistaa reaktorin riittävän jäähdytyksen, kunnes reaktori on sammutettu ja jälkilämpö on laskenut tasolle, jolla sen voi turvallisesti poistaa luonnollisen kierrätyksen avulla. Mallissa hyödynnetään kokemusta, joka on saatu V-0-reaktorissa käytetyistä GCN-9M-pumpuista sekä ensimmäisistä GCNA-9-pumpuista, jotka ovat toimineet luotettavasti Tianwanissa vuodesta 007. GCNA-9-pumpun perustiedot ovat seuraavat: kapasiteetti 000 m/h, paine 0,88 MPa, nimellinen imupaine 6,0 MPa, kierrokset minuutissa 000, tehon kulutus kuumana < MW, tehon kulutus kylmänä < 6,8 MW, syöttövirran taajuus 0 Hz, paino (ilman moottoria) 7, t, käyttöikä 60 vuotta. GCNA-9 on pystysuuntainen pumppusarja, joka koostuu yksivaiheisesta keskipakopumpusta, jossa on mekaanisesti tiivistetty akseli ja ajohitsattu pallomainen pesä, sekä kaksinopeuksisesta induktiomoottorista, jossa on vauhtipyörä. Pumppumoottorin jäähdykseen ja kaikkien laakerien voiteluun käytetään vettä. Öljytön jäähdytys ja voitelu eliminoivat öljypaloriskin reaktorin suojarakennuksessa. Tiivisteen rakenne varmistaa, että nimellisvuoto pumpun läpi on hyvin pieni, kun pumppu on pysäytetty eikä tiivisteessä ole aktiivista jäähdytystä tai veden syöttövirtausta. Tämä puolestaan varmistaa, että pumppu ei aiheuta reaktorin jäähdytteenmenetysonnettomuutta, siinä tapauksessa, että kaikki sähkön saanti on menetetty pitkäksi ajaksi. Pumpun rakennetta kehitettäessä erityishuomiota on kiinnitetty korjattavuuteen ja vähentyneisiin huoltovaatimuksiin. Pumpun rakenne mahdollistaa pääkomponenttien vaihtamisen pääliitoksen tiivistettä avaamatta, mikä helpottaa huoltoa ja korjausta huomattavasti. 6 6 Höyrynkokooja Syöttövesitulo Syöttöveden kokooja Lämmönvaihdinputket Pääjäähdytetulo Pääjäähdytelähtö PGV-000MKP-höyrystin HÖYRYSTIN VVER-reaktoreissa käytetään perinteisesti vaakasuuntaisia höyrystimiä. Vaakasuuntaisen rakenteen ansiosta höyrystimet eivät altistu esimerkiksi primääriveden aiheuttamasta jännityskorroosiosta johtuvalle säröytymiselle, likaantumiselle tai lommoutumiselle. Useilla VVER-0-laitoksilla on ollut höyrystimiä käytössä yli vuotta ilman lämmön- vaihdinputkien korroosiota, joka vaatisi putken tulppausta. VVER-00:n käyttämät höyrystimet ovat tyyppiä PGV-000MKP. Sen lisäksi, että höyrystin on vaakasuuntainen, siinä käytetään käytävärakennetta putkinipun lämmönvaihdinputkille. Hyväksi todettu malli ja vähittäin toteutetut parannukset 9

(esimerkiksi tehokas sakan poistohöyrystimen pohjalta, sekundääripuolen etanoliamiinivesikemian käyttö sekä kuparipitoisten komponenttien poisto sekundääripuolelta) mahdollistavat 60 vuoden käyttöiän saavuttamisen. Höyrystin tuottaa kylläistä höyryä, joka virtaa haihdutuspinnan alle upotetun rei itetyn metallilevyn läpi. Höyry kuivuu painovoiman vaikutuksesta höyrytilassa ja virtaa rei itettyyn jakelulevyyn höyrystimen yläosassa. Sitten se siirtyy kymmenen suuttimen kautta höyrynkokoojaan, joka sijaitsee höyrystimen yläpuolella. Höyryn tuottonopeus tasaantuu höyrystimen koko pituudelle sijoitetuissa rei itetyissä metallilevyissä. Höyry, josta kosteus on poistunut, virtaa höyrynkokoojasta höyryputkiin. Syöttövesi virtaa nimellishalkaisijaltaan 00 mm:n putkiston kautta höyrystimen syöttöveden jakotukkiin. Hätäjäähdytyksen aikana hätäsyöttövesijärjestelmä toimittaa syöttöveden. Veden kierrätys höyrystimen sekundääripuolella tapahtuu luonnonkierron avulla. Höyrystimen lämmönsiirtopinta koostuu 0 978 ruostumattomasta teräsputkesta, joiden halkaisija on 6 mm ja seinämien paksuus, mm. Putket ja niiden tukirakenteet ovat hyvin vankkoja verrattuna niihin, joita painevesireaktorien pystysuuntaisissa höyrystimissä tyypillisesti käytetään. Lämmönvaihdinputket on järjestetty U:n muotoiseen nippuun. Putkien käytävärakenteessa on mm:n pystysuuntaiset välit ja mm:n vaakasuuntaiset välit. Putkinippu viettää alaspäin (0 mm koko pituudella), jotta putket tyhjenevät kokonaan. Putket kiinnitetään hitsaamalla niiden päät pääjäähdytetulon ja -lähdön (kokoojien) sisäpintoihin. Höyrynkokooja, jonka halkaisija on 60 mm ja seinämän paksuus mm, sijaitsee höyrystimen yläpuolella. Päähöyrylinja (halkaisija 60 mm, seinämän paksuus mm) ja passiivinen jälkilämmönpoistojärjestelmä (halkaisija 9 mm, seinämän paksuus, mm) on yhdistetty tähän höyrynkokoojaan. 0 PAINEISTIN VVER-reaktorilaitoksilla on aina käytetty suuritilavuuksisia paineistimia, mikä on varmistanut reaktorin korkean turvallisuustason, sillä primääripiirin jäähdytemäärä on tällöin suuri. VVER-00-mallissa käytetään modernisoitua järjestelmää, jotta paineensäätö toimisi entistäkin paremmin häiriötilanteiden aikana. Uudessa järjestelmässä on lisälinja höyrytilan säädettävää vesiruiskutusta varten. REAKTORISYDÄN JA POLTTOAINE-ELEMENTIT Reaktorisydän sisältää 6 polttoaine-elementtiä. Reaktorin tehoa säädetään ohjaus- ja suojausjärjestelmän säätösauvalla, polttoainesauvojen palavilla neutroniabsorbaattoreilla sekä primääripiirin veden boorihappopitoisuuden muutoksilla. VVER-00-mallissa käytetään kuusikulmaisia polttoaine-elementtejä, joiden ominaisuudet on lueteltu seuraavassa: välihilaa (mukaan luettuna tärinää vaimentava hila) sijoituksessa 0 mm:n väli polttoainesauvan korkeus,7 m UO-polttoaineen paino enintään kg rikastusaste enintään,9 % yläpäätykappaleen nopeasti irrotettava kiinnitys holkeilla, jotka mahdollistavat nopean purkamisen ja kokoamisen vuotavien polttoainesauvojen vaihtoa varten polttoainesauvojen holkkikiinnitys irto-osasihti (lisävaruste). Leningradsky Metallichesky Zavod (LMZ) -turbiini Tianwanin ydinvoimalaitoksella TURBIINI VVER-00-malliin on saatavilla kaksi höyryturbiiniversiota: Venäläismallinen (LMZ) täysnopeusturbiini, jonka valmistaja on Power Machines, sekä Alstom Arabellen puolinopeusmalli, jota on määrä käyttää Baltic:n ydinvoimalaitosprojektissa. Yläpäätykappale Välihila Polttoainesauva Ohjainputki Alapäätykappale VVER-00-polttoaine-elementti

Turvallisuus MODERNIN VVER GEN + -MALLIN TURVALLISUUSKONSEPTI Turvallisuusvaatimukset ja -periaatteet...6 Perusturvallisuustoimintojen järjestäminen...7 Reaktiivisuuden hallinta...0 Jälkilämmönpoisto...0 Radioaktiivisten aineiden leviämisen estäminen... Suojaus ulkoisilta vaikutuksilta... Muut kehittyneet turvallisuustoiminnot ja -järjestelmät... Sähkönsyötön varmennus... Paloturvallisuus...

VVER-00 (AES-006):n turvallisuusfilosofia on ainutlaatuinen markkinoilla olevien reaktorien joukossa. Reaktori sisältää kattavan valikoiman sekä aktiivisia että passiivisia järjestelmiä perusturvallisuustoimintojen toteuttamiseen. Turvallisuusjärjestelmien avulla pystytään hallitsemaan monimutkaisia, suunnitteluperusteiset onnettomuudet ylittäviä tilanteita. VVER Gen + -mallin turvallisuuskonsepti

Turvallisuusvaatimukset ja -periaatteet VVER-00 (AES-006) -laitos suunniteltiin vastaamaan vuonna 997 julkaistuja Venäjän yleisiä turvallisuusvaatimuksia, jotka olivat yhdenmukaiset IAEA:n International Nuclear Safety Groupin (INSAG) suositusten kanssa. INSAG-ryhmän suositukset johtivat niin kutsuttujen kolmannen sukupolven (Gen III) ydinvoimalaitosten kehitykseen, ja IAEA:n nykyinen, vuonna 0 julkaistu, ydinvoimalaitosten suunnittelun turvallisuusstandardi rakentuu samoille periaatteille. Venäjän yleiset turvallisuusvaatimukset ovat myös yhdenmukaiset WENRAn (Western European Nuclear Regulators Association) vuonna 00 uusille ydinvoimalaitoksille määrittämien turvallisuustavoitteiden kanssa. VVER-00 (AES-006) -mallissa on otettu huomioon oletetun onnettomuuden laajennustilanteet (DEC-tilanteet) IAEA:n nykyisen turvallisuusstandardin mukaisesti. Näin ollen kaikissa rakenteilla olevissa uusissa VVER-00-laitoksissa on jo suunnitteluominaisuuksia, joissa on täysin huomioitu tärkeimmät Fukushimasta opitut asiat: reaktorisydämen pitkäaikainen jäähdytys ilman sähköä pitkäaikainen jälkilämmön poisto lopullisesta lämpönielusta (meri, joki, jäähdytystorni) riippumattomalla tavalla reaktorin suojarakennuksen eheyden turvaaminen erillisillä järjestelmillä sydämen sulamisonnettomuuden jälkeen. Turvallisuusjärjestelmät on suunniteltu toimimaan vakaasti epäsuotuisissa olosuhteissa, jotka aiheutuvat luonnonilmiöistä, kuten maanjäristyksistä, tulvista, myrskyistä, hurrikaaneista, lumisateesta, pyörremyrskyistä, äärimmäisen matalista tai korkeista lämpötiloista tai ihmisen aiheuttamista onnettomuustilanteista, kuten lentokoneen törmäyksistä (tai lentokonei- 6 den osien vaikutuksesta), paineaallosta, tulipalosta tai rikkoutuneista vesiputkista johtuvasta tulvimisesta. Perusperiaatteita ovat seuraavat: luontainen turvallisuusperiaate eli reaktorin kyky varmistaa turvallisuus luontaisten takaisinkytkentäprosessien ja -ominaisuuksien perusteella syvyyssuuntainen turvallisuusperiaate, eli peräkkäisten esteiden käyttö ionisoivan säteilyn ja radioaktiivisten aineiden ympäristöön vapautumisen estämiseksi sekä teknisten ja organisatoristen toimenpiteiden järjestelmän ylläpito näiden esteiden suojaamiseksi. Perusturvallisuustoimintojen järjestämisen peruskonsepti on seuraava: Passiivisuus: Passiivisia keinoja (passiivinen höyrystimen jäähdytysjärjestelmä, passiivinen suojarakennuksen jäähdytysjärjestelmä) käytetään oletetun onnettomuuden laajennusten ja suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien hallinnassa sekä aktiivisten turvallisuusjärjestelmien varajärjestelminä. Usean osajärjestelmän rinnakkaisuus: Laitoksen turvallisuusjärjestelmät ja niiden ohjausjärjestelmät on jaettu neljään osajärjestelmään. Moninkertaisuus: Perusturvallisuustoiminnoista huolehtivien järjestelmien varajärjestelmät käyttävät eri laitteita kuin tuetut turvallisuusjärjestelmät ja, jos mahdollista, myös eri käyttöperiaatetta. Fyysinen erottelu: Turvallisuusjärjestelmien ja niiden ohjausjärjestelmien kaikki neljä osajärjestelmää on fyysisesti eroteltu, mikä vaikuttaa tulipaloista, lentotapaturmista ja terrori-iskuista aiheutuviin yhteisvikoihin. Myös yksikön valvomot (päävalvomo ja varavalvomo) sijaitsevat fyysisesti erillisissä huoneissa/rakennuksissa. VVER-00 (AES-006) -laitoksissa toteutettu usean osajärjestelmän rinnakkaisuusperiaate Perusturvallisuustoimintojen järjestäminen KOLMEN PERUSTURVALLISUUSTOIMINNON LUOTETTAVA JÄRJESTÄMINEN ON OLLUT PÄÄPERIAATTEENA VVER-00 (AES-006) -LAITOSTEN SUUNNITTELUSSA:. Reaktiivisuuden hallinta reaktorin hallitsemattoman tehonnousun estäminen reaktorin nopean sammutuksen varmistaminen tarvittaessa. Jälkilämmönpoisto lopulliseen lämpönieluun sammutetun reaktorin jäähdytys käytetyn ydinpolttoaineen jäähdytys. Radioaktiivisten aineiden leviämisen estäminen merkittävien radioaktiivisten päästöjen estäminen 7

VVER-00 (AES-006) -TURVALLISUUSJÄRJESTELMÄT PIETARIN ATOMPROEKT- JA MOSKOVAN AEP-VERSIOIHIN (OSAJÄRJESTELMIEN LUKUMÄÄRÄ JA KAPASITEETTI) PIETARI, ATOMPROEKT MOSKOVA, AEP PSUOJAUS-, ERISTYS-, TURVALLISUUS- JA TURVALLISUUSVALVONTAJÄRJESTELMÄT Korkeapaineinen hätäjäähdytysjärjestelmä х 00 % x 00 % Matalapaineinen hätäjäähdytysjärjestelmä х 00 % х 00 % Hätäboorausjärjestelmä х 0 % х 00 % (kumpikin osa- Hätäsyöttövesijärjestelmä ja lämmönpoisto höyryn dumppausventtiilien kautta х 00 % höyryn dumppaus-venttiiliä, ei hätäsyöttövesijärjestelmää Höyrystimen jäähdytys- ja ulospuhallusjärjestelmä - x 00 % (kumpikin osa- järjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 0 %) järjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 00 %) Suojarakennuksen hätäruiskutusjärjestelmä х 0 % х 00 % Jälkilämmön poistojärjestelmä ja primääripiiri х 00 % х 00 % Välijäähdytysjärjestelmä (välijäähdytyspiiri) х 00 % x 00 % (kumpikin Dieselvarmennettu jäähdytysvesijärjestelmä (apumerivesijärjestelmä) х 00 % PIETARI, ATOMPROEKT MOSKOVA, AEP Reaktorin hätäpysäytysjärjestelmä anturia/parametri, logiikkalaitteistoa (/). tason valintaan ja kaksi logiikkalaitteistoa (/). tason valintaan x 00 % Lämmitys- ja ilmastointijärjestelmä alipaineen ylläpitoon suojarakennuksen sisemmässä välitilassa х 00 % (aktiivinen) х 00 % (passiivinen) Kolme anturia osajärjestelmässä, kussakin /-logiikka PASSIIVISET TURVALLISUUSJÄRJESTELMÄT SUUNNITTELUN PERUSONNETTOMUUKSIA VARTEN Reaktorisydämen hätäjäähdytyksen paineakkujärjestelmä,. vaihe х % х % Reaktorisydämen hätäjäähdytyksen paineakkujärjestelmä,. vaihe х % Suojarakennuksen vedynpoistojärjestelmä (. osajärjestelmä) Kaksinkertainen suojarakennus х 00 % х 00 % SUUNNITTELUPERUSTEET YLITTÄVIEN ONNETTOMUUKSIEN HALLINNAN APUVÄLINEET Passiivinen lämmönpoistojärjestelmä höyrystimien kautta х % (vesijäähdytteinen) Suojarakennuksen passiivinen lämmönpoistojärjestelmä х % Sydänsieppari järjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 00 %) Suojarakennuksen vedynpoistojärjestelmä (. osajärjestelmä) Haihtuvan jodin kemiallinen pidätysjärjestelmä Reaktorisydämen tarkistuskaivon hätäkäyttöjärjestelmä Primääripiirin ylipainesuojaus- ja hätäkaasunpoistojärjestelmä osajärjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 00 %) x 00 % (kumpikin osa- х % (ilmajäähdytteinen) Turvallisuusjärjestelmien huoneiden lämmitys- ja ilmastointijärjestelmä х 00 % х 00% Suojarakennuksen eristysventtiilijärjestelmä х 00 % х 00 % Booratun veden varastointijärjestelmä х 00 % Polttoaineallas Vedensyöttöjärjestelmä pitkäaikaisen ulkoisen jäähdytyslähteen muodostamiseksi sydänsiepparille Hätäkaasunpoistojärjestelmä х 00 % х 00 % Käytetyn polttoaineen jäähdytysaltaan vedensyöttöjärjestelmä Primääripiirin ylipainesuojaus х 0 % х 0 % Sekundääripiirin ylipainesuojaus х 00 % х 00 % Suojarakennuksen ulkoseinällä sijaitsevien hätälämmönpoistosäiliöiden vedensyöttöjärjestelmä Päähöyrylinjan eristysjärjestelmä (nopea eristysventtiili + venttiili, jossa on sähköinen toimilaite) х 00 % х 00 % Hätäsähkönsyöttöjärjestelmä, joka käyttää siirrettävää dieselgeneraattoria ja akkuja Hätädieselgeneraattorin sähköjärjestelmä х 00 % x 00% Hätäautomaatiolaitteet ja ohjauspaneeli päävalvomossa Turvallisuusjärjestelmän aktivointi anturia/parametri logiikan osajärjestelmää, joissa kussakin /-logiikka x 00% 8 anturia osajärjestelmässä, kussakin /-logiikka 9

RADIOAKTIIVISTEN AINEIDEN LEVIÄMISEN ESTÄMINEN REAKTIIVISUUDEN HALLINTA Kaikissa VVER-00-reaktoreissa on ainutlaatuinen turvallisuustoiminto verrattuna muihin painevesireaktorityyppeihin tai vanhempiin VVER-reaktoreihin: jos säätösauvat lasketaan sydämeen, reaktori pysyy sammuneena matalassakin lämpötilassa pitkän aikaa. Täten reaktorin voi jäähdyttää turvalliseen sammutustilaan ilman huolta siitä, että siitä tulisi uudelleen kriittinen, ja ilman pakollista vaatimusta syöttää booria primääripiiriin. VVER-00:ssa on siitä huolimatta luotettavat boorinsyöttöjärjestelmät. Nämä voivat lisätä boo- ripitoista nestettä reaktorin jäähdytteeseen siinä tapauksessa, että säätösauvat eivät jostain syystä putoa sydämeen. Boorinsyöttöjärjestelmässä on neljä identtistä rinnakkaispumppua. Kahden pumpun käyttö riittää nopeaan reaktorin sammutukseen, joten polttoaine ei vahingoitu missään odotetussa skenaariossa, jossa säätösauvojen nopea sisäänlasku epäonnistuu. Jos mikään kiireellinen syy ei vaadi reaktorin nopeaa sammutusta, yhden pumpun käyttö riittää. JÄLKILÄMMÖNPOISTO VVER-00:ssa jälkilämmön voi poistaa kolmella eri tavalla: ) aktiivisilla järjestelmillä lopulliseen lämpönieluun ) aktiivisilla järjestelmillä ilmakehään (uudelleentäyttö ja -tyhjennys höyrystimistä) ) passiivisilla järjestelmillä ilmakehään. Passiivinen jälkilämmönpoisto on keskeinen kehittynyt toiminto, jolla varmistetaan VVER-00:n turvallisuus. Höyrystimen passiivinen jälkilämmönpoistojärjestelmä on tarkoitettu seuraavien toimintojen toteutukseen: jälkilämmönpoisto ja sammutetun reaktorin jäähdytys, kun sähkö on menetetty kokonaan jälkilämmönpoisto ja sammutetun reaktorin jäähdytys, kun vedensyöttö on menetetty kokonaan ohitushöyrylinjan tai höyrystimien varoventtiilien kautta ilmakehään joutuvien radioaktiivisten jäähdytepäästöjen estäminen sellaisen onnettomuuden aikana, johon liittyy jäähdytevuoto primääripiiristä sekundääripiiriin radioaktiivisten jäähdytepäästöjen minimointi sellaisen onnettomuuden aikana, jossa tapahtuu 0 samanaikaisesti jäähdytevuoto primääripiiristä sekundääripiiriin ja höyryputken murtuma suojarakennuksen seinän ja putkiston eristysventtiilin välillä. Höyrystimen passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän suorituskyvyn ja tehokkuuden validointi vaati runsaasti analyyseja, laskentaa, arviointia ja kokeiluja. Suunnitteluperusteiset onnettomuudet ylittävien tilojen analyyttinen simulointi suoritettiin käyttämällä venäläistä sertifioitua lämpöhydraulista KORSAR-todennäköisyyskoodia. Höyrystimen passiivisen lämmönpoistojärjestelmän suorituskyvyn kokeellinen validointi on tehty Scientific and Development Association on Research and Design of Power Equipment -järjestön tiloissa Pietarissa suuren mittakaavan koelaitteella, johon sisältyy suuren mittakaavan malli VVER-00 (AES-006) -laitoksella käytettävästä höyrystimen passiivisesta lämmönpoistojärjestelmästä. Koelaitteen avulla voidaan tehdä kokeita käyttäen täyden mittakaavan sekundääripiirin jäähdyteolosuhteita, joissa höyryn lauhdepiirin kokonaiskorkeus on,6 m. Hätäjäähdytyksen lämmönvaihtimet ovat myös lähellä täyttä mittakaavaa. Hätäjäähdytyksen lämmönvaihtimet Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän säiliö Laskuputki Nousuputki Höyrystin VVER-00 (AES-006):n höyrystimen passiivinen jälkilämmönpoistojärjestelmä Pietarin ATOMPROEKTin versio Jo Tšernobylin onnettomuuden jälkeen määritetty tavoite oli, että uuden sukupolven VVER-laitoksille on kehitettävä erilliset järjestelmät reaktorin suojarakennuksen suojaamiseksi mahdollisten sydämen sulamisonnettomuuksien jälkeen. Fukushima Daiichin onnettomuuden jälkeen tätä tavoitetta pidettiin laajalti hyvin perusteltuna, ja sen vaatimukset sisältyvät nyt IAEA:n turvallisuusstandardiin SSR., Safety of Nuclear Power Plants: Design, joka julkaistiin vuonna 0. Reaktorin suojarakennuksen suojaaminen myös sydämen sulamisonnettomuudessa on ollut yksi AES-006-laitosten alkuperäisistä suunnitteluperiaatteista, ja tätä tavoitetta tukevaa kokeellista tutkimustyötä on tehty yli 0 vuoden ajan. VVER-00:n suojarakennuksen suojausstrategia oletetun reaktorisydämen sulamisen jälkeen on se, että kaikki sydämen sulamisen yhteydessä mahdollisesti esiintyvät ilmiöt, jotka voivat vaarantaa suojarakennuksen eheyden, otetaan huomioon, ja suojarakennuksen eheys varmistetaan erityisin keinoin. Suojarakennuksen eheyden vaarantavia ilmiöitä ovat seuraavat: reaktorisydämen sulaminen ja primääripiirin suuri paine suojarakennuksen ylipaine suojarakennuksen sisällä muodostuneen höyryn takia vedyn kertyminen suojarakennuksen sisään ja siitä johtuva vetyräjähdys höyryräjähdys sulaneen reaktorisydämen tunkeutuminen suojarakennuksen pohjan läpi sulaneen sydämen uudelleenkriittisyys. VVER-00:n suojarakennuksen eheyden varmistaminen näissä olosuhteissa perustuu täysin itsenäisiin järjestelmiin, jotka on erotettu reaktorisydämen vakavien vaurioiden estämiseen tarkoitetuista järjestelmistä. Suojarakennuksen ylipaine ehkäistään suojarakennuksen passiivisella lämmönpoistojärjestelmällä. Vedyn kertyminen ehkäistään passiivisilla vetyrekombinaattoreilla, ja lisäksi siihen vaikuttaa jonkin verran sydänsieppari, joka on myös pääjärjestelmä höyryräjähdyksen, suojarakennuksen pohjan läpitunkeuman sekä sulaneen sydämen uudelleenkriittisyyden estämiseen.

Suojarakennuksen passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän tarkoitus on alentaa suojarakennuksen sisällä vallitsevaa painetta ja pitää se suunnittelurajoissa suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien aikana siinäkin tapauksessa, että onnettomuuteen liittyy vakavia sydänvaurioita siirtää suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien aikana suojarakennukseen vapautunut lämpö lopulliseen lämpönieluun siinäkin tapauksessa, että onnettomuuteen liittyy vakavia sydänvaurioita toimia suojarakennuksen ruiskutusjärjestelmän rinnakkaisjärjestelmänä turvallisuuden parantamiseksi. Suojarakennuksen passiivisen lämmönpoistojärjestelmän suorituskyvyn vahvistamiseksi ja suunnittelun validoimiseksi on tehty huomattava määrä testi- ja analyysityötä, jossa on esimerkiksi käytetty tätä tarkoitusta varten muunneltuja tai rakennettuja suuren mittakaavan koelaitteita. Sydänsiepparin tehtävät: reaktoripaineastian pohjan tukeminen sen irrotessa tai muuttaessa muotoaan reaktorikuilun rakenne-elementtien suojaaminen sydänsulalta nestemäisten ja kiinteiden sydänsulakomponenttien, sydämen sirpaleiden ja rakennemateriaalien pidättäminen lämmönsiirto jäähdytysveteen sydänsulan pitäminen alikriittisessä tilassa suojarakennukseen kulkeutuvien radioaktiivisten aineiden ja vedyn päästöjen minimointi. Sydänsieppari on kartion muotoinen metallirakenne, joka painaa noin 800 t. Se on kaksiseinäinen, ja seinien väli on täytetty rauta- ja alumiinioksidirakeilla. Sydänsieppari on täytetty kulutettavalla suojamateriaalilla, joka on myös rauta- ja alumiinioksidia sisältävä keraaminen seos. Tianwan ja olivat maailman ensimmäiset ydinvoimalaitokset, jotka varustettiin sydänsieppareilla. Sydänsiepparin konseptin kehitystä, suunnittelua ja toteutusta tukemassa on ollut merkittävä testaus- ja analyysiohjelma, johon ovat osallistuneet seuraavat organisaatiot: Tieteellinen ja teknologinen tutkimusinsitituutti NITI (Sosnovyi Bor), Kurtšatov-instituutti (Moskova), Obninskin fysiikan ja voimalaitostekniikan instituutti, Gidropress, Pietarin teknologinen instituutti sekä Venäjän tiedeakatemian silikaattikemian instituutti (Pietari). Suojaus ulkoisilta vaikutuksilta MAANJÄRISTYSKUORMITUKSET. Suojaus maanjäristyskuormituksilta on järjestetty niin, että paikkakohtaiset maanjäristysolosuhteet huomioidaan. Esimerkiksi Hanhikivi VVER-00 -mallissa rakennukset on suunniteltu pysymään ehjinä, jos maanjäristyksen aiheuttama suurin vaakasuuntainen maanpinnan kiihtyvyys ei ylitä arvoa 0, g. (Huomautus: Hanhikivi ei sijaitse maanjäristysalueella.) Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän säiliö Putket Lämmönvaihtopinta VVER-00 (AES-006):n suojarakennuksen passiivinen jälkilämmönpoistojärjestelmä Pietari, ATOMPROEKT LENTOKONEEN TÖRMÄYS. Rakenteilla olevat VVER-00 (AES-006) -laitokset on suunniteltu kestämään pienen lentokoneen törmäys. Suunnittelun perusteena oleva lentokoneen paino on,7 t. Suojaus suuremman lentokoneen törmäykseltä voidaan asiakkaan vaatimusten mukaan saavuttaa kasvattamalla suojarakennuksen ulkoseinän sekä joidenkin muiden rakennusten seinien paksuutta. Suuren (00 t) matkustajakoneen törmäys sisällytettiin Hanhikivi :n suunnitteluun, ja tällaisen törmäyksen kestokyky osoitettiin mallitestauksen tukemalla yksityiskohtaisella analyysilla. HURRIKAANIT JA PYÖRREMYRSKYT. Turvallisuuteen liittyvät komponentit on suunniteltu kestämään tuulikuorma, joka vastaa tuulen nopeutta 0 m/s 0 m:n korkeudella. Suunnittelukuormitus vastaa pyörremyrskyä, jonka voimakkuus on,60 Fujitan asteikolla. LUMI- JA JÄÄKUORMAT. Suunnittelun mukainen huippulumikuorma on, kpa. ULKOISET RÄJÄHDYKSET. VVER-00:n turvallisuuteen liittyvät komponentit on suunniteltu ottaen huomioon ulkoisesta räjähdyksestä aiheutuva iskuaalto. Iskuaallon etupuolinen oletuspaine 0 kpa, ja puristusvaiheen oletettu kesto on sekunti. Sydänsieppari

Muut kehittyneet turvallisuustoiminnot ja -järjestelmät SÄHKÖNSYÖTÖN VARMENNUS Passiivisten turvallisuusjärjestelmien laajasta käytöstä huolimatta VVER-00:ssa on myös hyvin vankat sähkönsyöttöjärjestelmät sekä ulkoisesta verkosta että sisäisistä itsenäisistä tehonlähteistä. Näin ollen VVER-00:ssa on yhtä luotettavat aktiiviset turvallisuusjärjestelmät kuin useimmissa nykyisin käytössä olevissa tavanomaisissa painevesireaktorilaitoksissa, joissa ei ole passiivisten järjestelmien tuomaa lisäetua. Ulkoiset sähköliitännät ovat laitoskohtaisia, mutta niihin sisältyy aina vähintään kaksi erillistä ja eri suunnista vedettyä korkeajännitevoimajohtoa, jotka tuovat laitokseen sähköä kolmen erillisen muuntajan kautta. Sisäiset tehonlähteet käsittävät neljä identtistä dieselgeneraattoria sekä yhden tai kaksi rakenteeltaan erilaista lisäyksikköä. PALOTURVALLISUUS Öljy- ja sähköpalojen sammuttamiseksi VVER-00 (AES-006) on varustettu passiivisilla palosuojausjärjestelmillä. Palo-osastojen passiivisia palosuojausjärjestelmiä käytetään: sulkemaan pois tulipalon samanaikainen vaikutus laitteistoon sekä reaktorin turvallisen hätäalasajon ja jäähdytyksen pää- ja varatoimintoihin ja siten varmistamaan näiden järjestelmien toteuttamat suojaustoiminnot tulipalon aikana ja sen jälkeen varmistamaan tarvittaessa radioaktiivisten päästöjen paikannus ja hallinta tulipalon sattuessa suojaamaan henkilöstöä/väestöä määritykset ylittäviltä säteilyannoksilta.

AES-006 (VVER-00) PIETARIN ATOMPROEKTIN MALLI ARABELLE -HÖYRYTURBIINILLA KUVAN SELITYKSET 6 7 8 9 0 6 7 8 9 0 Reaktorirakennus Ulompi välitila Reaktoripaineastia Höyrystin Pääkiertopumppu Pääkiertoputket Kuplimissäiliö Paineistin Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän säiliöt Sydänsieppari Hätäjäähdytysjärjestelmän paineakut Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän lämmönvaihtimet Sprinklerijärjestelmä Polaarinosturi Turbiinirakennus Kaasunpoistin Välitulistin Korkeapaineturbiinin pesä Matalapaineturbiinin roottori Generaattori Siltanosturi TÄRKEIMMÄT TIEDOT Reaktorin nimellislämpöteho (MWt) Sähköntuotantokapasiteetti (MWe, brutto) Lämpöhyötysuhde (%) Primääripiirin kiertopiirit, joissa yksi höyrystin kiertopiiriä kohti Jäähdytteen virtaama reaktorin läpi (m/h) Jäähdytteen lämpötila, reaktorin sisääntulo (ºC) Jäähdytteen lämpötila, reaktorin ulosmeno (º C) Reaktorin jäähdytteen paine (MPa) Höyryn paine, höyrystimen ulosmeno (MPa) Polttoainenippujen lukumäärä Säätösauvojen lukumäärä 9 0 9 8 7 6 00 90 70 ~7 86 000 98, 8,9 6, 7,0 6 8 7 6 TURVALLISUUSJÄRJESTELMÄT Sisempi suojarakennus Turvallisuusosajärjestelmien lukumäärä Reaktorin pikasulku Hätäjäähdytys Reaktorisydämen hätäjäähdytys Suojarakennuksen hätäjäähdytys Esijännitettyä betonia Passiivinen Aktiivinen Aktiivinen Aktiivinen 0 SUUNNITTELUPERUSTEET YLITTÄVIEN ONNETTOMUUKSIEN HALLINTA Sydänsieppari Passiivinen jälkilämmönpoisto höyrystimestä Passiivinen jälkilämmönpoisto suojarakennuksesta Vedynpoistojärjestelmä 6 Kyllä Kyllä Kyllä Kyllä 7

Rusatom Overseas JSC 9 Serebryanicheskaya embankment 0908 Moscow, Russia Puh.: +7 9 70 087 Faksi: +7 9 70 087 Sähköposti: overseas@rosatom.ru www.rosatom-overseas.com Rusatom Overseas JSC Hanhikivi Project Team Tchaikovskogo street 987 St. Petersburg, Russia Puh.: +7 9 70 087, alanumero 890 Sähköposti: hanhikivi@rosatom.ru 8