ДВУХЦЕЛЕВОЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение может использоваться в ядерной энергетике для транспортировки и временного хранения отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.

Корпуса контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, изготавливаемые из высокопрочного чугуна (ВЧШГ), имеют, как правило, цилиндрическую форму и значительные размеры. Например, контейнер ТУК 141О имеет максимальный диаметр контейнера - 2390 мм, максимальный габарит по грузовым цапфам - 2430 мм, высоту - 5860 мм, толщина стенок корпуса контейнера порядка 500 мм, масса загруженного контейнера 112000 кг, масса незагруженного контейнера - 98000 кг [Романова С. Упаковали топливо в обновку // Атомный эксперт, №7 (58), 2017. URL: atomicexpert.com/page1776738.html]. Для обеспечения радиационной безопасности транспортировки в стенку цилиндрического корпуса встраиваются вставки из нейтронно-защитного материала, которые обеспечивают защиту окружающей среды и обслуживающего персонала от нейтронного излучения. Также корпус контейнера должен обеспечивать хороший теплоотвод для предотвращения перегрева содержимого контейнера, которое может привести к запуску самопроизвольной ядерной реакции.

В настоящее время конструкции промышленно выпускаемых контейнеров, эксплуатируемых в составе транспортно-упаковочных комплектов, требуют повышения технологичности конструкции для снижения трудоемкости работ при их изготовлении и сборке. При этом дополнительную сложность вызывает необходимость обеспечения требований по обеспечению радиационной защиты и характеристик теплопередачи, соответствующих требованиям МАГАТЭ.

Известен контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов АЭС, содержащий двухслойную оболочку, выполненную из материалов с различными коэффициентами теплового расширения, между которыми дополнительно введен секционированный промежуточный слой, в секциях которого выполнены сквозные отверстия, заполненные материалом нейтронной защиты [Описание изобретения к патенту RU 2054205].

Недостатком известного контейнера является сложность изготовления и монтажа дополнительного промежуточного слоя, состоящего из секций, имеющих сквозные отверстия, заполняемые материалом нейтронной защиты.

Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов. Через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью, выполненные в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены к наружной и внутренней цилиндрическим оболочкам корпуса с поджатием с помощью резьбовых элементов. Радиальные продольные листовые элементы имеют сквозные отверстия и/или прерывистые кромки с образованием выемок [Описание изобретения к патенту RU 2348085].

Недостатком известного контейнера является сложность монтажа элементов с высокой теплопроводностью, проходящих через материал для поглощения нейтронов при сборке контейнера.

Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий металлические внутреннюю и наружную цилиндрические оболочки с днищами, полость между которыми заполнена тяжелым бетоном [Описание изобретения к патенту RU 2084975].

Недостатком известного контейнера является высокая трудоемкость заполнения полости между обечайками и арматурой тяжелым бетоном, а также недостаточная для высокоактивного топлива теплопроводность бетона.

Известна конструкция контейнера для хранения радиоактивных материалов (Radioactive material storage container) состоящего из двух соосных внутреннего и внешнего цилиндров, которые соединены между собой перемычками, выполняющими роль теплоотводящих элементов, образуемые при этом пространства заполнены нейтронно-поглощающим материалом. Перемычки к цилиндрам крепятся посредством сварного соединения [Описание изобретения к патенту JP 2008082906].

Недостатком известной конструкции контейнера является необходимость применения сварочной операции для соединения перемычек. Кроме того, возможно попадание быстрых нейтронов в окружающую среду через теплоотводящие элементы, соединяющие внешнюю и внутреннюю оболочки и проходящие сквозь нейтронно-поглощающий материал.

Наиболее близким по своей сущности и взятым за прототип является известный контейнер ТУК 141О [Романова С. Упаковали топливо в обновку // Атомный эксперт, №7 (58), 2017. URL: atomicexpert.com/page1776738.html] включающий корпус из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, чехол из нержавеющей и борированной сталей. В стенках корпуса на концентрических диаметрах в шахматном порядке, со смещением в радиальном и угловом направлениях, таким образом, что обеспечивается их перекрытие по радиальным линиям, выполнены путем механической обработки два ряда продольных глухих отверстий. Данные отверстия заполнены стержнями из твердого нейтронно защитного материала (полиэтилена), который обеспечивает нейтронную защиту, являющуюся составной частью радиационной защиты контейнера. Оставшиеся перемычки между отверстиями обеспечивают отвод тепла от чехла к наружной поверхности корпуса устройства.

Недостаток известного контейнера ТУК 141О с использованием тепловыделяющих сборок (ТВС) с увеличенным уровнем выгорания и начального обогащения заключается в низкой технологичности его конструкции, обусловленной сложностью его изготовления. В виду того, что материал корпуса не обеспечивает должной защиты от нейтронного излучения, приходится выполнять отверстия для размещения нейтронной защиты с расположением в шахматном порядке в два ряда на концентрических диаметрах. Это требуется для исключения возможности «прямого прострела» нейтронов. Изготовление отверстий глубоким сверлением (до нескольких метров) с указанным их расположением в высокопрочном чугуне представляет собой весьма сложную технологическую операцию механическо обработки. Кроме того, повышение активности топлива приводит к необходимости увеличения диаметра отверстий и соответственно толщины стенки корпуса. А ввиду ограниченности максимального габаритного размера контейнера, характеристиками используемого при обращении с ним технологического оборудования, увеличение толщины стенки приведет у уменьшению внутреннего полезного объема в котором размещается чехол с тепловыделяющими сборками.

Технический результат предлагаемого двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заключается в повышении технологичности изготовления, снижении массы жидкого чугуна, требующегося для изготовления отливки корпуса, улучшении степени нейтронной защиты и характеристик теплопередачи без увеличения габаритных размеров, толщины стенки корпуса.

Достигается технический результат тем, что в двухцелевом контейнере для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающем литой корпус, нейтронную защиту, в стенку литого корпуса влит образующий сплошную стенку нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса, коэффициентом теплопроводности большим, чем у материала литого корпуса, плотностью меньшей, чем у материала литого корпуса, обладающего способностью к замедлению и поглощению нейтронов, в нейтронно-защитном барьере выполнены продольные каналы, продольные каналы заполнены материалом, характеризующимся меньшей длиной свободного пробега быстрых нейтронов, чем материал нейтронно-защитного барьера.

На фиг. 1 показан двухцелевой контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в разрезе.

На фиг. 2 показано сечение А-А двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 3 показан вид Б двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива у которого продольные каналы в нейтронно-защитном барьере выполнены путем механической обработки посредством сверления.

На фиг. 4 показан вид Б двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива у которого продольные каналы в нейтронно-защитном барьере сформированы металлическими трубами.

На фиг. 5 представлена литейная форма для изготовления отливки корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 6 показан вид В литейной формы для изготовления отливки корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 7 представлен чехол для двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в осевом сечении.

На фиг. 8 представлено сечение Г-Г чехла для двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 9 представлен вид Д чехла для двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

Корпус 1 двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива выполняют литым. В качестве материала для изготовления литого корпуса может быть использован, например, хорошо зарекомендовавший себя для этих целей высокопрочный чугун с шаровидным графитом. Чехол 7 устанавливают внутрь литого корпуса. Чехол 7 служит для размещения тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом.

В стенку литого корпуса 1 влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса, коэффициентом теплопроводности большим, чем у материала литого корпуса и меньшей плотностью, чем у материала литого корпуса, обладающего способностью к замедлению и поглощению нейтронов.

Нейтронно-защитный барьер выполняют из блоков 2, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. При этом нейтронно-защитный барьер из блоков 2 формируют таким образом, чтобы обеспечить при изготовлении литого корпуса 1 перемычки 3 из материала корпуса в донной его части.

Благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер установлен не по всей длине литого корпуса 1, обеспечивается целостность и прочность литого корпуса 1 за счет его монолитности в верхней части. Наличие перемычек 3 металла на уровне донной части отливки корпуса обеспечивает прочность литого корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в его донной части.

В настоящее время преимущественное применение в качестве нейтронной защиты транспортно-упаковочных комплектов для перевозки отработавшего ядерного топлива нашли твердые водородсодержащие материалы среди которых наибольшей концентрацией водорода обладают полиэтилен, полипропилен. Недостатком материалов на основе полиэтилена и полипропилена является то, что при воздействии повышенных температур они размягчаются и обладают низкой теплопроводностью.

Данные о длине свободного пробега быстрых нейтронов в различных материалах приведены в таблице 1 [Радиация. - Электронный ресурс. URL: portal.tpu.ru/SHARED/a/ALEXTPUFTF/uchebnye-mat/iinph/Tab1/radiation.pdf].

Сравнительный анализ нейтронной защиты из полиэтилена и графита показывает, что полиэтилен замедляет нейтроны в 1,7 раза лучше по сравнению с чистым графитом, но с учетом добавок к графиту в виде бора и гадолиния его нейтронно-защитные способности будут возрастать, уменьшая разницу в эффективности по сравнению с полиэтиленом.

В качестве нейтронно-защитного барьера в конструкции литого корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива может быть использован графит, материал который нашел широкое применение в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя нейтронов. Боросодержащий (борный) графит, графит с добавлением гадолиния, графит с добавками бора и гадолиния в общем объеме 0-10%.

К достоинствам графита относятся высокая температура плавления (3890°С, к сравнению у ВЧШГ - 1200°С), высокая прочность, хорошая податливость механической обработке (плотность 2,23 г/см³, к сравнению у ВЧШГ - 7,2 г/см³), высокая теплопроводность и незначительное тепловое расширение. Графит имеет коэффициент теплопроводности (100-354 Вт/(м*С)) существенно выше, чем у чугуна с шаровидным графитом (25-42 Вт/(м*С)) из которого изготовлен корпус. Графит является хорошим проводником тепла, благодаря чему будет обеспечен улучшенный отвод тепла от внутренней поверхности корпуса к его наружной поверхности.

Борный графит обладает хорошими нейтронно-поглощающими свойствами и малой остаточной активностью. Благодаря наличию бора борированный графит имеет более совершенную структуру, повышенную прочность, лучшую способность поглощать нейтроны. Борный графит приготовляют из смеси графита и какого-либо соединения бора (В4С, В203 и др.). Лист из борного графита толщиной 2,5 см (с массовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтронов в 400 раз [Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс. URL: http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozimetria_nosovski_1998/007.htm].

В атомной технике гадолиний нашел применение для защиты от нейтронного излучения, так как этот элемент обладает наивысшей способностью к захвату нейтронов из всех стабильных изотопов. Его сечение равно 46000 барн. Из всех изотопов гадолиния наивысшей способностью к захвату нейтронов обладает его изотоп гадолиний-157 (сечение захвата превышает 150000 барн) [Справочник химика. - Электронный ресурс. URL: http://chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/].

В нейтронно-защитном барьере выполнены продольные каналы 18. Продольные каналы в нейтронно-защитном барьере могут быть выполнены различными способами, например, путем механической обработки посредством сверления (фиг. 3). Другой способ выполнения продольных каналов заключается в установке в нейтронно-защитный барьер металлических труб 24 (фиг. 4) на этапе его формирования при подготовке литейной формы.

Продольные каналы 18 заполнены материалом, характеризующимся меньшей длиной свободного пробега быстрых нейтронов, чем материал нейтронно-защитного барьера. Это позволит усилить эффективность нейтронной защиты литого корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

В предлагаемой конструкции литого корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива при использовании в качестве материала нейтронно-защитного барьера 3 графита продольные каналы 18 могут быть заполнены полиэтиленом, материалом, характеризующимся меньшей длиной свободного пробега быстрых нейтронов, чем материал нейтронно-защитного барьера (таблица 1).

Работает предлагаемое изобретение следующим образом.

В литой корпус 1 двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива по прессовой посадке устанавливают чехол 7 или устанавливают чехол 7 по посадке, обеспечивающей плотное примыкание сопряженных поверхностей в результате теплового расширения материала при загрузке в контейнер тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом. С наружной стороны на дно контейнера устанавливают крышку 9 под которую предварительно помещают нейтронно-защитный материал 8. В каналах чехла устанавливают тепловыделяющие сборки, контейнер закрывают внутренней 6 и наружной 4 крышками, образующими два барьера герметичности, между крышками 6 и 4 размещают нейтронно-защитный материал 5.

Во время эксплуатации двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива тепло излучаемое тепловыделяющими сборками передается на контактирующую с чехлом 7 поверхность корпуса контейнера и через нейтронно-защитный барьер к наружной поверхности корпуса и далее отводится в окружающую среду. При этом испускаемое тепловыделяющими сборками радиационное излучение, состоящее из гамма излучения задерживается объемом ВЧШГ, а нейтронное излучение задерживается нейтронно-защитным барьером в котором выполненные продольные каналы 18, заполняемые материалом, характеризующимся меньшей длиной свободного пробега быстрых нейтронов, чем материал нейтронно-защитного барьера.

Нейтронно-защитный барьер может быть выполнен из блоков 2, плотно уложенных друг по отношению к другу и образующих сплошную стенку.

Реализовано изобретение может быть следующим образом.

Собирают литейную форму. Для этого на опоку низа 11 устанавливают поддон 14. На поддон 14 устанавливают стержень 13, формирующий посадочную поверхность под чехол отливки корпуса. На поддон 14 устанавливают нижний 15 и верхний 16 кокиль. На верхний 16 кокиль сверху устанавливают крышку 17.

В литейную форму в качестве стержней литейной формы устанавливают блоки 2, например, из графита с поглотителем нейтронов, устанавливая их таким образом, чтобы сформировать сплошную стенку. Одним концом блоки 2 выходят за пределы отливки корпуса и проходят через отверстия в крышке 17. Их фиксируют на нужном по высоте уровне, например, посредством гаек 12. На верхний 16 кокиль сверху устанавливают крышку 17 формы с закрепленными на ней блоками 2.

Сверху на крышку 17 устанавливают груз 10, предотвращающий всплытие блоков 2 вследствие действия выталкивающей силы при заполнении литейной формы расплавом металла. Блоки 2 имеют такую геометрическую форму, чтобы при установке их в литейную форму на посадочной поверхности под чехол они создавали сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. Та часть блоков 2, которая выходит за пределы посадочной поверхности под чехол и проходит через отверстия в крышке 17 имеет утончение, обеспечивающее с одной стороны прочность блоков 2 при нахождении их в подвешенном состоянии на крышке 17 и заполнении литейной формы расплавом металла, с другой - наличие свободного пространства между блоками 2 на уровне донной части отливки корпуса для обеспечения возможности заполнения данного пространства расплавом металла и формирования перегородок 3, тем самым обеспечения прочности отливки.

Литейную форму через литниковую систему заполняют расплавом металла, например, высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. По мере остывания расплава металла нейтронно-защитный барьер, образуемый блоками 2 оказывается влитыми в отливку корпуса. Материал блоков 2 нейтронно-защитного барьера образует сплошную стенку не по всей высоте отливки, а лишь на уровне соответствующем посадочной поверхности под чехол, благодаря чему в верхней части отливки корпуса обеспечивается ее целостность и прочность. В донной части отливки корпуса прочность обеспечивается благодаря наличию перемычек 3.

Согласно изобретения в конструкции литого корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива обеспечивается повышение степени нейтронной защиты при сохранении наружных габаритных размеров корпуса контейнера, регламентируемого требованиями к размерам мест загрузки контейнеров на АЭС российского дизайна.

Улучшение защиты от нейтронного излучения обеспечивается за счет того, что в стенку литого корпуса влит образующий сплошную стенку нейтронно-защитный барьер из материала обладающего способностью к замедлению и поглощению нейтронов. Благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер выполнен из материала, обладающего способностью к замедлению и поглощению нейтронов, продольные каналы в корпусе размещаются в один ряд, а не в два как это у прототипа, при этом исключается «прямой» прострел нейтронов через перемычки между продольными каналами. Данное обстоятельство способствует повышению нейтронной защиты контейнера без увеличения наружных габаритных размеров корпуса контейнера, толщины стенки по сравнению с прототипом.

Значение коэффициента теплопроводности материала из которого выполнен нейтронно-защитный барьер больше, чем у материала литого корпуса, гарантирует улучшенный, по сравнению в прототипом, отвод тепла от внутренней поверхности корпуса к его наружной поверхности через перемычки между продольными каналами 18.

За счет того, что часть стенки корпуса контейнера будет изготовлена из нейтронно-защитного барьера, уменьшается объем, а, следовательно, и масса жидкого чугуна, требующегося для изготовления отливки корпуса.

Температура плавления материала из которого выполнен нейтронно-защитный барьер выше температуры, плавления материала корпуса гарантирует то, что при изготовлении отливки корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива не произойдет расплавление материала из которого изготовлен нейтронно-защитный барьер.

Меньшая плотность материала нейтронно-защитного барьера по сравнению с плотностью материала корпуса способствует повышению технологичности его изготовления за счет упрощения операции механической обработки - изготовления продольных каналов 18 путем глубокого сверления.

В качестве материала для изготовления нейтронно-защитного барьера, удовлетворяющего отличительным признакам, заявленным в формуле изобретения, может быть использован графит с содержанием поглотителя нейтронов, например, боросодержащий (борный) графит, графит с добавлением гадолиния, графит с добавками бора и гадолиния, а также других добавок улучшающих способность к поглощению нейтронов.

Наличие продольных каналов в нейтронно-защитном барьере, заполненных материалом, характеризующимся меньшей длиной свободного пробега быстрых нейтронов, чем материал нейтронно-защитного барьера способствует усилению эффективности защиты от нейтронного излучения. В качестве такого материала может быть использован водородсодержащий материал - полиэтилен.

Наибольшей эффективностью предлагаемая конструкция двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива будет обладать при использовании корпуса контейнера в сочетании с несъемным по отношению к контейнеру чехлом следующей конструкции

Чехол включает литой корпус 19 с каналами для установки тепловыделяющих сборок. Каналы образованы влитыми профильными металлическими трубами 20 с плоскими гранями. Трубы 20 установлены кольцевыми рядами вплотную друг к другу с сопряжением по плоским граням вокруг центральной трубы. Наружные поверхности сопрягаемых друг с другом плоских граней труб 20 облицованы медными листами 21, которые обеспечивают улучшенный отвод тепла от труб 20 к корпусу 19 чехла. Снизу к чехлу механическим соединением, например, болтовым, прикреплен поддон 22 с отверстиями, расположенными в соответствии с трубами 20. Поддон 22 служит опорой для тепловыделяющих сборок при эксплуатации чехла и обеспечивает возможность слива дезактивационных растворов при его обеззараживании. На верхнем торце чехла установлена крышка 23, которая в свою очередь является внутренней крышкой двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

Такой чехол устанавливается в двухцелевой контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива по прессовой посадке, благодаря чему обеспечивается плотный контакт между сопрягаемыми поверхностями чехла и контейнера, гарантирующий хороший теплообмен между ними. Наличие у чехла корпуса боковой стенки из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, материала обладающего способностью задерживать гамма излучение, будет способствовать улучшению радиационной защиты двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива от гамма излучения.

Преимущества двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива с несъемным чехлом из ВЧШГ перед ближайшим аналогом ТУК 141О заключаются в следующем:

- при использовании графита с содержанием поглотителя нейтронов в конструкции нейтронно-защитного барьера, обеспечиваются улучшенные механические свойства получаемой отливки корпуса за счет того, что графит, используемый в качестве холодильника при изготовлении отливок, будет условно делить цилиндрическую поверхность отливки на две части - внутреннюю и наружную, тем самым уменьшая толщину стенки отливки, что положительно сказывается на технологическом процессе литья;

- при использовании графита с содержанием поглотителя нейтронов в конструкции нейтронно-защитного барьера влитого в стенку литого корпуса двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, обеспечиваются улучшенные показатели защиты от нейтронного излучения, исключается «прямой» прострел нейтронов, через перемычки между продольными каналами, что позволяет уменьшить число продольных каналов за счет размещения их в один ряд, а не в два как это выполнено в ближайшем аналоге ТУК 141О;

- меньшее количество продольных каналов и их сверление не в ВЧШГ, а в графите, материале менее прочном, чем ВЧШГ, способствует упрощению механической обработки, а, следовательно, и повышению технологичности конструкции;

- благодаря тому, что графит обладает хорошей теплопроводностью, обеспечивается улучшенный отвод тепла от чехла с расположенными в нем тепловыделяющими сборками к наружной поверхности корпуса контейнера по сравнению ближайшем аналогом ТУК 141О;

- за счет того, что чехол изготовлен литым из ВЧШГ такой контейнер в своей конструкции будет иметь общую массу ВЧШГ большую, по сравнению с аналогом ТУК 141О, что обеспечивает улучшение защиты от гамма излучения, являющегося одной из составляющих радиационного излучения, по сравнению с ближайшим аналогом ТУК 141О;

- габаритные размеры двухцелевого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива соответствуют всем требованиям обусловленным размерами мест загрузки контейнеров на АЭС российского дизайна;

- двухцелевой контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива позволяет транспортировать отработавшее ядерное топливо тепловыделяющих сборок (ТВС) с увеличенным уровнем выгорания и начального обогащения, повышенным тепловыделением и является перспективным для АЭС с энергоблоками ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ.