- ВВЭР
-
ВВЭР
ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор.
- Научный консультант: ИАЭ им. Курчатова
- Разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московской области).
- Изготовитель: Ижорские заводы (Санкт-Петербург)
- Проектировщик: АтомЭнергоПроект(Санкт-Петербург, Москва, Нижний Новгород):СПбАЭП, АЭП, НИАЭП
Содержание
Характеристики ВВЭР
Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200(проект) Тепловая мощность реактора, МВт 760 1320 1375 3000 3200 К. п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0 Давление пара перед турбиной, атм 29,0 29,0 44,0 60,0 - Давление в первом контуре, атм 100 105 125 160,0 - Температура воды, °С: на входе в реактор 250 250 269 289 - на выходе из реактора 269 275 300 324 - Диаметр активной зоны, м 2,88 2,88 2,88 3,12 - Высота активной зоны, м 2,50 2,50 2,50 3,50 - Диаметр ТВЭЛа, мм 10,2 9,1 9,1 9,1 - Число ТВЭЛов в кассете 90 126 126 312 - Загрузка урана, т 38 40 42 66 - Среднее обогащение урана, % 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4 4,71-4,85 Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 13,0 27,0 28,6 40 >50 ВВЭР-210, ВВЭР-365
Реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365 работали в экспериментальном режиме, на основе опыта их эксплуатации в I и II блоках Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС) были спроектированы серийные реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. В настоящее время эти реакторы остановлены и находятся на этапе "вывод из эксплуатации".
ВВЭР-640
Проект реактора был разработан на основе ВВЭР-1000 после аварии на Чернобыльской АЭС, соответствует всем современным требованиям безопасности[1][2]. Предполагалось построить головной блок под Санкт-Петербургом[2]. В серию не пошёл в связи с появлением более современных проектов реакторов на быстрых нейтронах и ВВЭР-1000, −1500.
ВВЭР-440
Разработчик ОКБ "Гидропресс" (г. Подольск Московской области). Первоначально планировался на мощность 500 МВт (Электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин, был переделан на 440 МВт (2 турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт).
ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на Кольской АЭС, на 1 и 2 блоках (дубльблок) Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (АЭС Ловииса), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), и Германии (Норд — после объединения Германии остановленной по политическим мотивам).
ВВЭР-640 (Проект)
Разработан НИТИ, предполагалось построить взамен 1,2 блоков Кольской АЭС.
ВВЭР-1000
Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 163 кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете расположены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведен полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.
Мощность блока с ВВЭР-1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР-440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём активной зоны в 1,65 раза, удельная мощность активной зоны в 1,3 раза и к. п. д. блока.
Среднее выгорание топлива при трёх частичных перегрузках за кампанию составляет 40 МВт·сут/кг.
Вес корпуса реактора составляет порядка 330 т[3].
ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке, называемой гермообъёмом или контайментом. Она обеспечивает безопасность блока при аварийном разрыве трубопровода первого контура.
Существует несколько проектов реакторных установок на основе реактора ВВЭР-1000:
- ВВЭР-1000 (В-187) — блок № 5 Нововоронежская АЭС (головной блок ВВЭР-1000)
- ВВЭР-1000 (В-338, В-302) — так называемая «малая серия», блоки №1,2 Калининской АЭС, блоки №1,2 Южно-Украинской АЭС
- ВВЭР-1000 (В-320) — «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, блок №1 Волгодонской АЭС, блоки №1-6 Запорожской АЭС, блоки №1,2 Хмельницкой АЭС, блоки №3,4 Ровенской АЭС, блок №3 Южно-Украинской АЭС, блоки №1,2 АЭС "Темелин", блоки №4,5 АЭС "Козлодуй". Предполагался к установке на Крымской АЭС
- ВВЭР-1000 (В-392)
- ВВЭР-1000 (В-412) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии
- ВВЭР-1000 (В-428) — на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР
- ВВЭР-1000 (В-466) — на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС
Четыре реактора ВВЭР-1000 составляют Тяньваньскую АЭС.
Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-1000 производственного объединения "Ижорский завод", г.Санкт-Петербург работают на Запорожской АЭС, крупейшей АЭС в Европе.
На основе ВВЭР-1000 ведётся разработка реактора большей мощности: 1150 МВт.
ВВЭР-1200
В настоящее время ОАО концерн «Энергоатом» разрабатывает типовой реактор на 1150 МВт электрической мощности. Работы в рамках проекта создания нового реактора получили название проект «АЭС-2006». Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1150 будет построен в 2012 году на Нововоронежской АЭС, в рамках проекта НВАЭС-2. В 2013 и 2015 годах планируется ввод в строй первого и второго блоков ЛАЭС-2, построенных в рамках этого проекта.
ВВЭР-1500 (проект)
Проект реактора заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин и генератора большой мощности.
Примечания
- ↑ ВВЭР-640 на сайте НИТИ
- ↑ 1 2 Атомэнэргопроект
- ↑ http://blogstroyka.rosatom.ru/2009/02/reaktor-rostovskoj-aes-na-svoem-meste/
Литература
- Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
См. также
Wikimedia Foundation. 2010.