В данной работе разработан реактор типа ВВЭРс мощностью 1200 МВт. При разработке проекта были проведены комплексные исследования по выбору площадки размещения АЭС, учитывая все необходимые параметры безопасности. В частности, были изучены климатические особенности, топографические и географические характеристики региона. Следующим этапом стало проектирование тепловой схемы энергоблока АЭС и проведение гидравлического расчета ядерного реактора. Целью этих расчетов являлось определение геометрических размеров реактора, а также основных параметров, таких как расход теплоносителя, температура оболочки твэла и температура топлива. В ходе расчета тепловой схемы энергоблока АЭС были определены расходы в элементных схемах, электрическая мощность, а также КПД брутто и нетто АЭС. Гидравлический расчет ядерного реактора позволил вычислить потери давления теплоносителя на различных участках его движения. На основе этих расчетов был выбран оптимальный вариант скорости движения теплоносителя. В завершение была проведена оценка прочности основных элементов корпуса разрабатываемого реактора, с целью определения их толщины.

In this study, a VVER-type reactor with a capacity of 1200 MW was developed. Comprehensive research was conducted during the project development phase to select the site for the nuclear power plant, taking into account all necessary safety parameters. In particular, the climate features, topographical, and geographical characteristics of the region were studied. The next stage involved designing the thermal scheme of the nuclear power plant and conducting hydraulic calculations of the nuclear reactor. The aim of these calculations was to determine the geometric dimensions of the reactor, as well as key parameters such as coolant flow rate, cladding temperature, and fuel temperature. During the calculation of the thermal scheme of the nuclear power plant, the expenditures in the component schemes, electrical power, as well as the gross and net efficiency of the nuclear power plant, were determined. Hydraulic calculation of the nuclear reactor enabled the calculation of coolant pressure losses at various stages of its movement. Based on these calculations, the optimal speed of coolant movement was selected. Finally, an assessment of the strength of the main elements of the reactor vessel was conducted to determine their thickness.